Водно-водяний енергетичний реактор

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до навігації Перейти до пошуку
Реактор ВВЕР
англ. PWR
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)
CMNS: Реактор ВВЕР у Вікісховищі
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 водно-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 проєктом 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 Реактор з водою під тиском (англ. Pressurized water reactor) і позначають PWR. Вони є основою світової мирної ядерної енергетики. Перша станція з таким реактором була запущена в США в 1957 році, АЕС Шіппінгпорт[en].

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
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 -
Кількість 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 спроєктовані 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 (проєкт)[ред. | ред. код]

Проєкт 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 напрямних трубок. У напрямних трубках приводом, в залежності від положення касети в активній зоні, може переміщуватися пучок з 18 поглинаючих стрижнів (ПС) органу регулювання системи управління і захисту (ОР СУЗ). Осердя ПС виготовлене 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 розміщуються ОР СУЗ) також можуть бути розміщені стрижні з вигоряючим поглиначем (СВП), матеріал осердя СВП — бор в цирконієвій матриці, в наш час[коли?] проведений повний перехід з СВП які витягаються 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 проєктів реакторних установок на основі реактора ВВЕР-1000:

  • ВВЕР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронезька АЕС (головний блок ВВЕР-1000)
  • ВВЕР-1000 (В-338, В-302) — так звана «мала серія», блоки № 1,2 Калінінської АЕС, блоки № 1,2 Південно-Української АЕС;
  • ВВЕР-1000 (В-320) — «велика серія». Всі блоки Балаковської АЕС, блоки № 1,2 Ростовської АЕС, блоки № 1-6 Запорізької АЕС, блоки № 3,4 Калінінської АЕС, блоки № 1,2 Хмельницької АЕС, блоки № 3,4 Рівненської АЕС, блок № 3 Південно-Української АЕС, блоки № 1,2 АЕС «Темелін», блоки № 5,6 АЕС «Козлодуй». Передбачалася так же установка на Кримській АЕС;
  • ВВЕР-1000 (В-392) — розрахована на сейсмічний вплив при проєктному землетрусі в 7 балів за шкалою MSK 64 і при максимальному розрахунковому землетрусі в 8 балів за шкалою MSK 64;
  • ВВЕР-1000 (В-412) — на базі В-392, розрахована на сейсмічний вплив специфічний для майданчика АЕС «Куданкулам», на замовлення Індії;
  • В основу споруди АЕС «Куданкулам» покладено проєкт АТ «Атоменергопроект» з енергоблоками ВВЕР-1000 МВт, який повністю задовольняє вимогам сучасних нормативно-технічних документів МАГАТЕ та сертифікований на відповідність вимогам клубу європейських експлуатуючих організацій (EUR)[10].
  • ВВЕР-1000 (В-428) — на базі В-392, розрахована на сейсмічний вплив при проєктному землетрусі в 7 балів за шкалою MSK 64, на замовлення КНР
  • ВВЕР-1000 (В-446) — на базі В-392, для роботи з обладнанням KWU на Бушерській АЕС.

Чотири з восьми запроєктованих 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[ред. | ред. код]

На основі ВВЕР-1000 ВАТ концерн «Росенергоатом» розробив типовий реактор ВВЕР-1200 на 1150 МВт електричної потужності.

Роботи в рамках проєкту створення нового реактора отримали назву проєкт «АЕС-2006». 2018 року ВВЕР-1200 було введено в дію на енергоблоці №1 Ленінградської АЕС-2, 2019 року планується запустити такий самий тип реактору на енергоблоці №2. Підписано розпорядження про будівництво Балтійської АЕС з 2 блоків за проєктом «АЕС-2006» з реакторами типу ВВЕР-1200, встановлена ​​потужність станції - 2400 МВт, введення першого блоку — 2016 року, другого — 2018. Проєкт 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.

Інноваційні енергоблоки покоління «3+» мають поліпшені техніко-економічні показники, забезпечують абсолютну безпеку при експлуатації, і повністю відповідають "постфукусімським" вимогам МАГАТЕ.

Головною особливістю проєкту ВВЕР-1200 є поєднання активних і пасивних систем безпеки, що роблять станцію максимально стійкою до зовнішніх і внутрішніх впливів. У проєкті реалізовано повний комплекс технічних рішень, що дозволяють забезпечити безпеку АЕС і унеможливити вихід радіоактивних продуктів у довкілля. Зокрема, енергоблок обладнаний двома захисними оболонками з вентильованим простором між ними. Внутрішня захисна оболонка забезпечує герметичність простору, де розташована реакторна установка. Зовнішня оболонка здатна протистояти природним (смерчі, урагани, землетруси, повені та т.д.), техногенним та антропогенним (вибухи, падіння літака і т.д.) впливам на АЕС. Пасивні системи безпеки станції здатні функціонувати навіть у разі повної втрати електропостачання, можуть виконувати всі функції безпеки без участі активних систем і втручання оператора.[11]

Енергоблоки ВВЕР-1200 покоління «3+» встановлено на Нововоронезькій АЕС. У нижній частині захисної оболонки станції, відповідно до проєкту, встановлено пристрій локалізації розплаву (ПЛР), або «пастка» розплаву, призначений для локалізації та охолодження розплаву активної зони реактора в разі гіпотетичної аварії, яка може призвести до пошкодження активної зони реактора. «Пастка» дозволяє зберегти цілісність захисної оболонки, і тим самим, запобігти виходу радіоактивних продуктів у довкілля навіть при гіпотетичних важких аваріях.

ВВЕР-1500 (проєкт)[ред. | ред. код]

Перспективний проєкт реактора третього покоління ВВЕР-1500, що є еволюційним розвитком проєктів 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 проєкту 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 проєктованих 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]

  1. І. А. Андрюшин, А. К. Чернишов, Ю. А. Юдін. Приборкання ядра. Сторінки історії ядерної зброї і ядерної інфраструктури СРСР. — Саров, 2003. — С. 354.
  2. Р. Новорефтов (2010-10-12). Російський дизайн «Атомного вікна» до Європи. Аналітика - Актуальне питання. Архів оригіналу за 2011-08-18. Процитовано 2010-11-01. 
  3. Найпотужніша АЕС у Європі
  4. Роботоздатність матеріалів тепловиділяючих та регулюючих збірок активних зон реакторів ВЕЕР-1000 за умови підвищеного вигорання. Архів оригіналу за 5 березень 2016. Процитовано 17 квітень 2011. 
  5. Нововоронезька атомна електростанція. Novovoronezh.ru. Архів оригіналу за 2012-05-22. Процитовано 2010-11-01. (рос.)
  6. Рівненська АЕС. Atomic-Energy.ru. Архів оригіналу за 2012-05-22. Процитовано 2010-11-01. (рос.)
  7. ВВЕР-640 на сайті НІТІ. Архів оригіналу за 10 травень 2009. Процитовано 18 квітень 2011. 
  8. а б Атоменергопроект. Архів оригіналу за 12 травень 2009. Процитовано 18 квітень 2011. 
  9. Атомні будівництва: «Реактор Ростовської АЕС — на своєму місці». Архів оригіналу за 13 вересень 2009. Процитовано 20 квітень 2011. 
  10. III-я очередь строительства АЭС «Куданкулам» перешла в фазу практической реализации || Экономика || E-FINANCE.COM.UA: Финансовые новости. e-finance.com.ua. Процитовано 2017-09-19. 
  11. Нововоронезька АЕС-2: пуск у 2017 році та останні новини | 2017 рік Півня: гороскопи, Новий рік 2017, календар. 2017rik.pp.ua (uk). Архів оригіналу за 2017-04-27. Процитовано 2017-04-25. 

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.)