3+" ВВЭР-1200.

Водо-водяной энергетический реактор

[править | править код]

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 22 сентября 2015; проверки требуют 47 правок.

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;

См. также: Список АЭС с реакторами ВВЭР

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.

ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институтеС. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров^[1].

Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР-210 стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР:

• научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва)
• разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск).
• изготовитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), Атоммаш (г. Волгодонск, с начала 90-х до 2012 года производство реакторов было остановлено) и компания ŠKODA JS (Чехия, до начала 90-х)^[2].

Содержание

 [скрыть] 

• 1Характеристики ВВЭР
• 2ВВЭР-210, ВВЭР-365
• 3ВВЭР-440
• 4ВВЭР-1000
• 5ВВЭР-1200
  • 5.1Особенности ВВЭР-1200
• 6ВВЭР-640 (проект)
• 7ВВЭР-1300 (проект)
• 8ВВЭР-1500 (проект)
• 9Перегрузка топлива
• 10Примечания
• 11Литература
• 12Ссылки

Характеристики ВВЭР[править | править код]

Характеристика	ВВЭР-210	ВВЭР-365	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	ВВЭР-1200
Тепловая мощность реактора, МВт	760	1325	1375	3000	3200
К. п. д., %	27,6	27,6	32,0	33,0	>35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см²	29,0	29,0	44,0	60,0	70,0
Давление в первом контуре, кг/см²	100	105	125	160,0	165,1
Температура воды, °C:
на входе в реактор	250	250	269	289	298,6
на выходе из реактора	269	275	300	319	329,7
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[править | править код]

ВВЭР-210, созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск "с открытой крышкой" был проведен в декабре 1963г., 8 сентября 1964 г. реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключен к энергосети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире^{[источник не указан 453 дня]}. На нем были отработаны традиционные технические решения:

• шестигранная форма кассет,
• материалы для оболочек твэлов,
• форма, материалы, корпус и опора реактора,
• приводы СУЗ,
• системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.^[3]

В 1984 г. первый блок был выведен из эксплуатации.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

• увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С;
• сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счет добавления 2 петель;
• принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;
• применение выгорающих поглотителей;
• создание универсальных регулирующих кассет;
• снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. ^[4]

Блок был построен и запущен в 1969 г. ^[5]

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. - ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.^{[6]                                                          https://ru.wikipedia.org/wiki/Водо-водяной_энергетический_реактор}