ВВЭР

ВВЭР

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

• Научный консультант: ИАЭ им. Курчатова
• Разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области).
• Изготовитель: Ижорские заводы (Санкт-Петербург)
• Проектировщик: АтомЭнергоПроект(Санкт-Петербург, Москва, Нижний Новгород):СПбАЭП, АЭП, НИАЭП

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 остановлены и находятся на этапе "вывод 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).

• Описание Реактора ВВЭР-440 и реакторных установок на его основе

ВВЭР-640 (Проект)

Разработан НИТИ, предполагалось 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 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведен полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). 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.

Вес корпуса реактора составляет порядка 330 т^[3].

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», блоки №1,2 Калининской АЭС, блоки №1,2 Южно-Украинской АЭС
• ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, блок №1 Волгодонской АЭС, блоки №1-6 Запорожской АЭС, блоки №1,2 Хмельницкой АЭС, блоки №3,4 Ровенской АЭС, блок №3 Южно-Украинской АЭС, блоки №1,2 АЭС "Темелин", блоки №4,5 АЭС "Козлодуй". 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.

Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-1000 производственного объединения "Ижорский завод", г.Санкт-Петербург работают на Запорожской АЭС, крупейшей АЭС в Европе.

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

ВВЭР-1200

В настоящее время ОАО концерн «Энергоатом» 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 2013 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

1. ↑ ВВЭР-640 на сайте НИТИ
2. ↑ ^{1 2} Атомэнэргопроект
3. ↑ http://blogstroyka.rosatom.ru/2009/02/reaktor-rostovskoj-aes-na-svoem-meste/

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