Водо-водяний енергетичний реактор

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Реактор ВВЕР
англ. PWR
Південноукраїнська АЄС.jpg
Південноукраїнська АЕС
Тип реактора водо-водяний
Призначення реактора Електроенергетика
Технічні характеристики
Теплоносій вода
Робочий тиск 9,8—15,7 МПа (100—160 кгс/см²)
Робоча температура 523—593 К (250—320 °C)
Паливо діоксид урану
Теплова потужність 760-—3200 МВт
Електрична потужність 210—1200 МВт
Розробка
Наукова частина Курчатовський інститут
Підприємство-розробник ОКБ «Гідропрес»
Конструктор (керівник) І. В. Курчатов
А. П. Александров
Будівництво та експлуатація
Підприємство виробник ВО «Іжорський завод», ВО «Атоммаш»
Будівництво першого зразка 19581964
Місцезнаходження Блок-1 НВ АЕС
Перший пуск 1964
Експлуатація до: 19641988
Побудовано реакторів 70
Блоки АЕС. Країни Україна — (15), Росія — (19), Болгарія — (6), Чехія — (6), Китай — (2), Угорщина — (4), Словаччина — (6)
Конструкція реактора ВВЕР-1000
Схема першого контуру РУ ВВЕР-1000/320:
CP-1,2,3,4 — циркуляційні насоси; SG-1,2,3,4 — парогенератори; NR — ядерний реактор; P — компенсатор тиску

ВВЕР (абр. від водо-водяний енергетичний реактор) — ядерний реактор, теплоносієм і сповільнювачем у якому служить вода під тиском. Реактор зі стиснутою водою — це реактор, в якому вода перебуває під достатнім тиском для запобігання її закипання і водночас забезпечує високу температуру теплоносія (понад 300 °С).

Загальні дані[ред.ред. код]

ВВЕР був розроблений в СРСР паралельно з реактором РБМК і зобов'язаний своїм походженням одному із варіантів реакторних установок який розглядався в той час для використання на атомних підводних човнах. Ідея реактора була запропонована в Курчатовському інституті С. М. Фейнбергом. Роботи над проектом розпочалися в 1954 році, а в 1955 році ОКБ «Гідропрес» приступило до його розробки. Наукове керівництво здійснювали І. В. Курчатов і А. П. Александров[1].

У західних країнах цей тип реактора називають — Pressurized water reactor(англ.) і позначають PWR. Вони є основою світової мирної ядерної енергетики. Перша станція з таким реактором була запущена в США в 1957 році, АЕС Шіппінгпорт(англ.).

Перший радянський ВВЕР (ВВЕР-210) був введений в експлуатацію в 1964 у на першому енергоблоці Нововоронезької АЕС. Першою зарубіжною станцією з реактором ВВЕР стала введена в дію у 1966 році АЕС Райнсберг (НДР).

Творці реакторів ВВЕР:

Теплова енергія, що виробляється в активній зоні реактора, передається від твелів теплоносію (воді) першого контуру. Теплоносій надходить в теплообмінники (парогенератори), де віддає енергію в другий контур. Утворена в другому контурі пара приводить в дію турбогенератор.

Реактор ВВЕР і обладнання першого контуру з радіоактивним теплоносієм розміщені в захисній оболонці з попередньо напруженого залізобетону, яка називається гермооболонкою або контайнментом. Вона забезпечує безпеку блоку при аваріях з розривом трубопроводів першого контуру.

Nuvola apps kaboodle.svg Зовнішні відеофайли
Nuvola apps kaboodle.svg Подорож реакторною установкою ВВЕР.

Поширення[ред.ред. код]

Блоки ВВЕР у світі.
АЕС Країна Реактори
Запоріжжя Україна Україна 6 • ВВЕР-1000/320[3]
Акую Туреччина Туреччина 4 • ВВЕР-1200/491
Балаково Росія Росія 4 • ВВЕР-1000/320
Богуніце Словаччина Словаччина 2 • ВВЕР-440/230
2 • ВВЕР-440/213
Бушер Іран Іран 1 • ВВЕР-1000/446
Дуковани Чехія Чехія 4 • ВВЕР 440/213
Калінін Росія Росія 2 • ВВЕР-1000/338
1 • ВВЕР-1000/320
Хмельницький Україна Україна 2 • ВВЕР-1000/320
Кола Росія Росія 2 • ВВЕР-440/230
2 • ВВЕР-440/213
Куданкулам Індія Індія (2 • ВВЕР-1000/412)
Козлодуй Болгарія Болгарія 4 • ВВЕР-440/230
2 • ВВЕР-1000
Ленінград Росія Росія 2 • ВВЕР-1200/491
Ловійса Фінляндія Фінляндія 2 • ВВЕР-440/213
Мецамор Вірменія Вірменія 2 • ВВЕР-440/230
Мочовце Словаччина Словаччина 2 • ВВЕР-440/213
Нововоронеж Росія Росія 1 • ВВЕР-210 (V-1)
1 • ВВЕР-365 (V-3)
2 • ВВЕР-440/179
1 • ВВЕР-1000/187
Пакш Угорщина Угорщина 4 • ВВЕР-440/213
Райнсберг Німеччина Німеччина 1 • ВВЕР-210
Рівне Україна Україна 2 • ВВЕР-440/213
2 • ВВЕР-1000
Темелін Чехія Чехія 2 • ВВЕР-1000/320
Танвань КНР КНР 2 • ВВЕР-1000/428
Ростов Росія Росія 1 • ВВЕР-1000/320
Південно-Українська Україна Україна 3 • ВВЕР-1000

Характеристики ВВЕР[ред.ред. код]

Характеристика ВВЕР-210 ВВЕР-365 ВВЕР-440 ВВЕР-1000 ВВЕР-1200(проект)
Теплова потужність реактора, МВт 760 1320 1375 3000 3200
Електрична потужність реактора, МВт 210 365 440 1000 1150
К. к. д., % 27,6 27,6 32,0 33,3 36,0
Тиск пари перед турбіною, кг/см² 29,0 29,0 44,0 60,0 -
Тиск у першому контурі, кг/см² 100 105 125 160,0 -
Температура води, °C:        
   — на вході в реактор 250 250 269 289 298,6
   — на виході із реактора 269 275 300 322 329,7
Діаметр активної зони, м 2,88 2,88 2,88 3,12 -
Висота активної зони, м 2,50 2,50 2,50 3,50 -
Діаметр ТВЕЛа, мм 10,2 9,1 9,1 9,1 -
Число ТВЕЛів в касеті 90 126 126 312 -
Завантаження урану, т 38 40 42 66 -
Середнє збагачення урану, % 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4 4,71-4,85
Середнє вигорання палива,[4]
МВт·доб/кг
13,0 27,0 28,6 40 >50

Типи реакторів ВВЕР[ред.ред. код]

ВВЕР-210, ВВЕР-365[ред.ред. код]

Реактори ВВЕР-210 і ВВЕР-365 працювали в експериментальному режимі, на основі досвіду їх експлуатації на 1 і 2 блоках Нововоронезької АЕС (Росія) були спроектовані серійні реактори ВВЕР-440 і ВВЕР-1000. На ВВЕР-210 і ВВЕР-365 перевірені можливості підвищення теплової потужності реактора при незмінному обсязі регулювання реактора поглинаючими добавками до теплоносія та ін. З 16 лютого 1988 і 29 серпня 1990, відповідно, ці реактори були зупинені, законсервовані і знаходяться на етапі «виведення з експлуатації»[5].

ВВЕР-440[ред.ред. код]

Докладніше: ВВЕР-440

Розробник ОКБ «Гідропрес» (м. Подольськ Московської області, Росія). Реактор спочатку планувався на електричну потужність 500 МВт, але через відсутність відповідних турбін, був перероблений на 440 МВт, з розрахунку на 2 турбіни К-220-44 по 220 МВт, Харківського турбогенераторного заводу, нині Турбоатом.

ВВЕР-440 були збудовані і введені в експлуатацію на 3 та 4 блоках Нововоронезької АЕС, на Кольській АЕС (Росія), на 1 і 2 блоках (дубль-блок) Рівненської АЕС[6], на АЕС у Фінляндії (АЕС Ловііса), Болгарії (АЕС Козлодуй), Угорщини (Пакш), 3 і 4 блоках АЕС Богуніце, 1 і 2 блоках АЕС Моховце (усі — Словаччина), 1—4 блоки АЕС Дуковани (Чехія) і АЕС Грейфсвальд, інша назва АЕС «Норд», (Німеччина — після об'єднання Німеччини зупиненої. Ведуться роботи з добудови та введення в експлуатацію 3 та 4 блоків АЕС Моховце (Словаччина).

ВВЕР-640 (проект)[ред.ред. код]

Проект реактора середньої потужності ВВЕР-640 (реакторна установка В-407) був розроблений в 1990-х роках у рамках програми «Екологічно чиста енергетика» на основі реактора ВВЕР-1000 при максимальному використанні пасивних засобів безпеки, він відповідає всім сучасним вимогам безпеки[7][8] і отримав високу оцінку міжнародних експертних організацій. Передбачалося побудувати головний блок під Санкт-Петербургом[8]. У серію не був запущений. Є перспективним для будівництва в місцях, не розвинених з точки зору електричних мереж (тайга, тундра, пустелі, гірська місцевість).

ВВЕР-1000[ред.ред. код]

Докладніше: ВВЕР-1000
Nuvola apps kaboodle.svg Зовнішні відеофайли
Nuvola apps kaboodle.svg Монтаж корпусу реактора ВВЕР-1000.

Активна зона ВВЕР-1000 набирається з 163 паливних касет, в кожній з яких по 312 твелів. Рівномірно по касеті розташовано 18 напрямний трубок. У напрямних трубках приводом, в залежності від положення касети в активній зоні, може переміщатися пучок з 18 поглинаючих стрижнів (ПС) органу регулювання системи управління і захисту (ОР СУЗ). Сердечник ПС виготовлений з дисперсійного матеріалу (карбід бору в матриці з алюмінієвого сплаву, можуть застосовуватися й інші поглинаючі матеріали: титанат диспрозію, гафній). У напрямних трубках (в яких не розміщаються ОР СУЗ) також можуть бути розміщені стрижні з вигоряючим поглиначем (СВП), матеріал сердечника СВП — бор в цирконієвій матриці, в наш час[Коли?] проведений повний перехід з СВП які витягуються з касети на інтегрований в паливо поглинач (оксид гадолінію). Сердечники ПС і СВП діаметром 7 мм укладені в оболонки з нержавіючої сталі аустенітного класу розміром ø 8,2×0,6 мм. Окрім систем ПС та СВП у ВВЕР-1000 застосовують і систему борного регулювання (введення в теплоносій борної кислоти).

Потужність блоку з ВВЕР-1000 підвищена в порівнянні з потужністю блоку з ВВЕР-440 завдяки зміні ряду характеристик. Збільшено обсяг активної зони в 1,65 раза, питома потужність активної зони в 1,3 раза і к.к.д. блоку.

Середнє вигорання палива при трьох часткових перевантаженнях за кампанію становило спочатку 40 МВт·добу/кг, зараз доходить приблизно до 50 МВт·добу/кг.

Вага корпусу реактора становить близько 330 т[9].

ВВЕР-1000 і обладнання першого контуру з радіоактивним теплоносієм розміщені в захисній оболонці з попередньо напруженого залізобетону (гермооболонці).

Існує кілька проектів реакторних установок на основі реактора ВВЕР-1000:

Чотири з восьми запроектованих реакторів Тяньваньської АЕС — ВВЕР-1000 (В-428).

Шість водо-водяних енергетичних корпусних реакторів типу ВВЕР-1000/В-320 виробничого об'єднання «Іжорський завод», м. Санкт-Петербург працюють на Запорізької АЕС — найбільшій АЕС у Європі.

ВВЕР-1200 (проект)[ред.ред. код]

На основі ВВЕР-1000 ведеться розробка реактора більшої потужності — 1150 МВт.

В даний час ВАТ концерн «Росенергоатом» розробив типовий реактор ВВЕР-1200 на 1150 МВт електричної потужності. Роботи в рамках проекту створення нового реактора отримали назву проект «АЕС-2006». Перший енергоблок з реактором ВВЕР-1200 планується запустити в 2013 році, в рамках проекту спорудження Нововоронезької АЕС-2. У 2013 і 2015 роках також планується введення в дію першого та другого блоків Ленінградської АЕС-2. Підписано розпорядження про будівництво Балтійської АЕС з 2 блоків за проектом «АЕС-2006» з реакторами типу ВВЕР-1200, встановлена ​​потужність станції - 2400 МВт, введення першого блоку — 2016 року, другого — 2018. Проект ВВЕР-1200, виграв тендер на будівництво АЕС «Аккую» в Туреччині. Крім цього заплановано, що реактори ВВЕР-1200 будуть використані при будівництві першої Білоруської АЕС в міському селищі Островець Гродненської області, Білорусі.

ВВЕР-1500 (проект)[ред.ред. код]

Перспективний проект реактора третього покоління ВВЕР-1500, що є еволюційним розвитком проектів ВВЕР-1000 з підвищеним рівнем безпеки і економічності, розпочатий в 1980-х роках був тимчасово заморожений у зв'язку з малим попитом і необхідністю розробки нових турбін, парогенераторів та генератора великої потужності. Роботи по розробці проекту були відновлені в 2001 році.

Перевантаження палива[ред.ред. код]

На канальних реакторах типу РБМК перевантаження палива, зазвичай, виконується на реакторі без його зупинки. На всіх діючих, споруджуваних і проектованих АЕС з корпусними реакторами типу ВВЕР перевантаження палива передбачено тільки при зупинених реакторах і зниженні тиску в корпусі реактора до атмосферного. Паливо з реактора видаляється тільки зверху. Існують два способи перевантаження: «сухий», коли ТВЗ, видалені з реактора, переміщаються в зону витримки в герметичному транспортному контейнері, і «мокрий», коли ТВЗ, видалені з реактора, переміщаються в басейн витримки палива, під водою, при цьому басейни витримки і перевантаження заповнені водою. В даному випадку вода служить захистом від опромінення конструкцій і обладнання центрального залу реакторного відділення, а також персоналу.

Примітки[ред.ред. код]

Джерела[ред.ред. код]

  • «Ядерна індустрія (Курс лекцій)» (І. В. Бекман (1998 рік)
  • «Конструкція ядерних реакторів» (М. А. Доплежаль (1982 рік)
  • Левін В. Є. Ядерна фізика і ядерні реактори. — 4-е вид. — М.: «Атомиздат», 1979.(рос.)