ВВЭР | это... Что такое ВВЭР? (original) (raw)

ВВЭР

ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор.

Содержание

Характеристики ВВЭР

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(проект)
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1320 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, атм 29,0 29,0 44,0 60,0 -
Давление в первом контуре, атм 100 105 125 160,0 -
Температура воды, °С:
на входе в реактор 250 250 269 289 -
на выходе из реактора 269 275 300 324 -
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

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-640

Проект реактора был разработан на основе ВВЭР-1000 после аварии на Чернобыльской АЭС, соответствует всем современным требованиям безопасности[1][2]. Предполагалось построить головной блок под Санкт-Петербургом[2]. В серию не пошёл в связи с появлением более современных проектов реакторов на быстрых нейтронах и ВВЭР-1000, −1500.

ВВЭР-440

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), и Германии (Норд — после объединения Германии остановленной по политическим мотивам).

ВВЭР-640 (Проект)

Разработан НИТИ, предполагалось построить взамен 1,2 блоков Кольской АЭС.

ВВЭР-1000

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете расположены 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 произведен 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 к. п. д. блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляет 40 МВт·сут/кг.

Вес корпуса реактора составляет порядка 330 т[3].

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура.

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

Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.

Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-1000 производственного объединения "Ижорский завод", г.Санкт-Петербург работают на Запорожской АЭС, крупейшей АЭС в Европе.

На основе ВВЭР-1000 ведётся разработка реактора большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время ОАО концерн «Энергоатом» разрабатывает типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1150 будет построен в 2012 году на Нововоронежской АЭС, в рамках проекта НВАЭС-2. В 2013 и 2015 годах планируется ввод в строй первого и второго блоков ЛАЭС-2, построенных в рамках этого проекта.

ВВЭР-1500 (проект)

Проект реактора заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин и генератора большой мощности.

Примечания

  1. ↑ ВВЭР-640 на сайте НИТИ
  2. ↑ 1 2 Атомэнэргопроект
  3. ↑ http://blogstroyka.rosatom.ru/2009/02/reaktor-rostovskoj-aes-na-svoem-meste/

Литература

См. также

Wikimedia Foundation.2010.