ВВЭР-1200 | это... Что такое ВВЭР-1200? (original) (raw)
ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор.
- Научный консультант: Институт им. Курчатова
- Разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области).
- Изготовитель: Ижорские заводы (Санкт-Петербург)
- Проектировщик: АтомЭнергоПроект(Санкт-Петербург, Москва, Нижний Новгород):СпбАЭП,МАЭП,НАЭП
Содержание
- 1 Характеристики ВВЭР
- 2 ВВЭР-210, ВВЭР-365
- 3 ВВЭР-640
- 4 ВВЭР-440
- 5 ВВЭР-640 (Проект)
- 6 ВВЭР-1000
- 7 ВВЭР-1200
- 8 ВВЭР-1500 (проект)
- 9 Примечания
- 10 Литература
- 11 См. также
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 выведены 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, предпологалось 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 12 направляющих трубок. В направляющих трубках 109 центральных кассет одним приводом перемещается пучок из 18 поглощающих стержней. В направляющих трубках 42 периферийных кассет помещены стержни выгорающего поглотителя. Сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (Оксид европия Eu2O3 в матрице из алюминиевого сплава), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице. 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.
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:
- ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежская АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
- ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия»
- ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Предполагался к установке на Крымской АЭС
- ВВЭР-1000 (В-392)
- ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
- ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР
- ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС
Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.
На основе ВВЭР-1000 ведётся разработка реактора большей мощности: 1150 МВт.
ВВЭР-1200
В настоящее время концерн «Росэнергоатом» 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 2012 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
Литература
- Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
См. также
- Нововоронежская АЭС
- Описание Реактора ВВЭР-440 и реакторных установок на его основе
- Разработки реакторов ОКБ Гидропрес
Wikimedia Foundation.2010.