Водо-водяной энергетический реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.

ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров[1].

Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт (англ.)русск..

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР:

Характеристики ВВЭР[править | править вики-текст]

Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни;
Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1325 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см² 29,0 29,0 44,0 60,0 -
Давление в первом контуре, кг/см² 100 105 125 160,0 -
Температура воды, °C:        
     на входе в реактор 250 250 269 289 298,6
     на выходе из реактора 269 275 300 319 329,7
Диаметр активной зоны, м 2,88 2,88 2,88 3,12 -
Высота активной зоны, м 2,50 2,50 2,50 3,50 -
Диаметр ТВЭЛа, мм 10,2 9,1 9,1 9,1 -
Число ТВЭЛов в кассете 90 126 126 312 -
Загрузка урана, т 38 40 42 66 -
Среднее обогащение урана, % 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4 4,71-4,85
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 13,0 27,0 28,6 40 >50

ВВЭР-210, ВВЭР-365[править | править вики-текст]

Реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365 работали в экспериментальном режиме, на основе опыта их эксплуатации в I и II блоках Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС) были спроектированы серийные реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В настоящее время эти реакторы остановлены и находятся на этапе «вывод из эксплуатации».

ВВЭР-440[править | править вики-текст]

Разработчик ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской области). Первоначально планировался на мощность 500 МВт (Электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин, был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт).

ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на Кольской АЭС, на 1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (АЭС Ловииса), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), 3 и 4 блоках АЭС Богунице, 1 и 2 блоках АЭС Моховце (все — Словакия) и Германии (Грайфсвальд). Ведутся работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков АЭС Моховце (Словакия).

ВВЭР-1000[править | править вики-текст]

Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.
Silk-film.png Внешние видеофайлы
Silk-film.png Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.

Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 т[3].

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:

Четыре из восьми запроектированных реакторов Тяньваньской АЭС — ВВЭР-1000 (В-428).

Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-1000 производственного объединения «Ижорский завод», г. Санкт-Петербург работают на Запорожской АЭС, крупнейшей АЭС Европы.

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200[править | править вики-текст]

В настоящее время ОАО Концерн «Росэнергоатом» разработал типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 планировалось запустить в 2013 году, в рамках проекта сооружения Нововоронежской АЭС-2, там же строится ещё один аналогичный блок. В 2013 и 2015 годах также планируется ввод в строй первого и второго блоков Ленинградской АЭС-2 (ещё два блока должны вступить в строй в 2018 и 2019 годах). Подписано распоряжение Правительства РФ о строительстве Балтийской АЭС из 2 блоков по проекту «АЭС-2006» с реакторами типа ВВЭР-1200, установленная мощность станции — 2400 МВт, ввод первого блока — 2017 год, второго — 2018 год. На Ростовской АЭС энергоблоки данного типа 3-й и 4-й, планируется ввести в эксплуатацию в 2014 и 2015 годах соответственно. Россия, с проектом ВВЭР-1200, выиграла тендер на строительство 4-х блоков АЭС «Аккую» в Турции. Помимо этого, реакторы ВВЭР-1200 будут использованы при строительстве первой Белорусской АЭС возле города Островец Гродненской области, а также на 7-м и 8-м энергоблоках Тяньваньской АЭС. Итого: в настоящий момент (август 2013 года) строятся 6 реакторов типа ВВЭР-1200, ещё 10 проектируются или планируются.

ВВЭР-640 (проект)[править | править вики-текст]

Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

  • расхолаживание реактора и отвод остаточного тепла от активной зоны осуществляется за счёт систем, действующих по пассивному принципу, то есть не требующих вмешательства оперативного персонала, выдачи управляющих воздействий и внешнего подвода энергии для обеспечения циркуляции теплоносителя в активной зоне;
  • удержание расплавленного ядерного топлива (корриума) в корпусе реактора в гипотетическом случае расплавления активной зоны достигается посредством наружного охлаждения корпуса и недопущения его нагрева до температуры плавления за счёт организации в шахте реактора естественной циркуляции воды, которая соответствует тепловой мощности реактора 1800 МВт;
  • обеспечение отрицательных значений температурных коэффициентов реактивности и подкритичности активной зоны без дополнительного ввода борной кислоты при инцидентах, связанных с вводом положительной реактивности при температуре теплоносителя выше 100 градусов по шкале Цельсия в любой момент загрузки топлива;
  • температура оболочки ТВЭЛ для всего спектра проектных аварий не превышает 700 градусов по шкале Цельсия;
  • при любых внешних и внутренних воздействиях не требуется эвакуация населения, находящегося за границей площадки АЭС (радиус 1,5 км) и затраты эксплуатирующей организации на поддержание противоаварийной готовности за пределами площадки АЭС исключены.

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1500 (проект)[править | править вики-текст]

Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х гг., был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году.

ВВЭР-1300 (проект)[править | править вики-текст]

Следующая модификация технологии ВВЭР — проект «ВВЭР-ТОИ». ТОИ — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта АЭС-2006 и информационная составляющая.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объеме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом АЭС-2006:

  • оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
  • повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт;
  • усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
  • дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

Перегрузка топлива[править | править вики-текст]

На канальных реакторах типа РБМК перегрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР, само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая», когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере, и «мокрая», когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой.

Примечания[править | править вики-текст]

Литература[править | править вики-текст]

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ссылки[править | править вики-текст]