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.

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 70,0
Давление в первом контуре, кг/см² 100 105 125 160,0 165,1
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]

ВВЭР-210, созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск "с открытой крышкой" был проведен в декабре 1963г., 8 сентября 1964 г. реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключен к энергсети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире. На нем были отработаны традиционные технические решения:

  • шестигранная форма кассет,
  • материалы для оболочек твэлов,
  • форма, материалы, корпус и опора реактора,
  • приводы СУЗ,
  • системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.[3]

В 1984 г. первый блок был выведен из эксплуатации.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

  • увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С;
  • сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счет добавления 2 петель;
  • принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;
  • применение выгорающих поглотителей;
  • создание универсальных регулирующих кассет;
  • снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [4]

Блок был построен и запущен в 1969 г. [5]

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. - ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.[6]

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[7].

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, однако в результате сроки были сдвинуты на 3 года. Лишь 5 августа 2016 года на Нововоронежской АЭС был включен в энергосистему России шестой энергоблок, в рамках проекта «АЭС-2006» с реакторной установкой ВВЭР-1200 и электрической мощностью 1200 мегаватт. Там же строится ещё один аналогичный блок. На первом строящемся энергоблоке Ленинградской АЭС-2 завершена промывка трубопроводов, соединяющих приемные камеры насосов системы охлаждения технологического оборудования зданий ядерного острова и брызгальный бассейн первого строящегося энергоблока. 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. Помимо этого, реакторы ВВЭР-1200 будут использованы при строительстве первой Белорусской АЭС возле города Островец Гродненской области. Российское предприятие "Силовые машины" 13.10.2016 отгрузило на Белорусскую АЭС статор турбогенератора мощностью 1200 МВт.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

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

Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «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.

Россия, с проектом ВВЭР-1300, выиграла тендер на строительство 4-х блоков АЭС «Аккую» в Турции.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

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[источник не указан 48 дней].

Перезагрузка топлива[править | править вики-текст]

На канальных реакторах типа РБМК перезагрузка 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 перезагрузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перезагрузки: «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 Н. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ссылки[править | править вики-текст]