ВВЭР

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

Содержание

Характеристики ВВЭР

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1320 1375 3000
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0
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 90 126 126 317
Загрузка урана, т 38 40 42 66
Среднее обогащение урана, % 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 13,0 27,0 33,3 40

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 сделан на основе ВВЭР-1000 после аварии на Чернобыльской АЭС, как максимально безопасной, предполагалось построить головной блок под Санкт-Петербургом. В серию не пошёл в связи с появлением более современных проектов реакторов на быстрых нейтронах и ВВЭР-1000,-1500.

ВВЭР-440

ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на Кольской АЭС, на АЭС в Финляндии (Ловиза), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), и Германии (Норд — после объединения Германии остановленной по политическим мотивам).

Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет, часть которых используется как рабочие органы СУЗ. Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа — цирконий, легированный ниобием (1 %).

ВВЭР-440 работает в режиме 4—6 частичных перегрузок кассет за кампанию, длящуюся примерно 3—6 лет. Через каждые 280—290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4—1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой.

В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с выгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний — для ВВЭР, эрбий — для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо, и иметь бо́льший запас реактивности в течение топливной кампании, что позволяет использовать одну кассету с топливом не 3—4 года, а 5—6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.

Мощностный коэффициент реактивности ВВЭР — отрицательная величина. На Нововоронежской АЭС он используется для увеличения интервала между перегрузками кассет во время максимального потребления электроэнергии осенью и зимой. Перед частичной перегрузкой реактор переводят на некоторое время в режим саморегулирования. Мощность реактора медленно понижается, вследствие чего освобождается реактивность. Она и расходуется на компенсацию дополнительного выгорания топлива.

Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой.

На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и γ-излучение. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального — 9 см.

СУЗ ВВЭР-440 имеет две независимые системы: систему АРК и систему борного регулирования. Первая система из 37 АРК обеспечивает управление реактором в нестационарных режимах и выключение реактора. Нижним ярусом АРК служит кассета с ТВЭЛами. Верхний ярус АРК заполнен элементами из бористого сплава. АРК укреплены на штоках, выходящих наверх через крышку корпуса. Они перемещаются в вертикальном направлении электродвигателями и в аварийных случаях сбрасываются в нижнюю часть корпуса. После сбрасывания место топливного яруса АРК в активной зоне занимает поглотитель из бористого сплава.

Медленные изменения реактивности (выгорание ядерного топлива, отравление, шлакование и др.) компенсирует система борного регулирования. Применение системы борного регулирования упростило СУЗ реактора, и количество АРК уменьшилось с 73 (ВВЭР-365) до 37 (ВВЭР-440).

Схема блока состоит из двух контуров. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 275 °C), вращающего турбогенераторы.

Существует 3 проекта реакторных установок на ВВЭР-440, отличающиеся, в основном, компоновками аппаратных отделений и системами безопасности. Кроме того, проект В270 делался с учётом сейсмичности площадки строительства:

  • В230 — 3,4 блоки Нововоронежской, 1,2 блоки Кольской АЭС;
  • В213 — 3,4 блоки Кольской АЭС, Пакш (Венгрия), Ловиза (Финляндия), Богунице(Словакия);
  • В270 — 1,2 блоки Армянской АЭС (Республика Армения).

В более позднем проекте В213 присутствует 3 канала системы безопасности, включающие пассивную систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Реакторные установки этого проекта практически полностью соответствуют современным требованиям правил ядерной безопасности (ПБЯ). Реакторные установки проекта В230 первоначально не имели гидроёмкостей САОЗ, 2-х комплектов аварийных защит, поканального разделения систем безопасности и электропитания, поэтому не соответствовали ПБЯ, ужесточённым после Чернобыльской аварии. После проведения реконструкции, первоначальный проект подвергся серьёзным изменениям с целью добиться выполнения современных требований ПБЯ. Единственное серьёзное отличие проекта В230 от В213 — установка струйно-вихревого конденсатора (СВК) для защиты от черезмерного повышения давления в гермообъёме, вместо шахты локализации аварии (ШЛА) и отсутствие гидроёмкостей САОЗ, функцию которых выполняют аварийные питательные насосы (АПН).

ВВЭР-1000

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 151 кассеты, в каждой из которых по 317 ТВЭЛов. Равномерно по кассете расположены 12 направляющих трубок. В направляющих трубках 109 центральных кассет одним приводом перемещается пучок из 12 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-3025) — так называемая «малая серия»
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия»
  • ВВЭР-1000 (В-392)
  • ВВЭР-1000 (В-466)

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

ВВЭР-1500

В настоящее время концерн «Росэнергоатом» разрабатывает типовой реактор на 1500 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006».

Литература

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
 
Начальная страница  » 
А Б В Г Д Е Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ы Э Ю Я
A B C D E F G H I J K L M N O P Q R S T U V W X Y Z
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Home