Painevesivoimareaktori

Kokeneet kirjoittajat eivät ole vielä tarkistaneet sivun nykyistä versiota, ja se voi poiketa merkittävästi 16. joulukuuta 2021 tarkistetusta versiosta . tarkastukset vaativat 12 muokkausta .

VVER ( water - to - water power reactor ) on vesi-veteen paineistettu ydinvoimareaktori , joka edustaa yhtä menestyneimmistä maailmassa laajalle levinneistä ydinvoimalaitosten kehittämishaaroista .

Tällaisten reaktorien yleinen nimi muissa maissa on PWR , ne ovat maailman rauhanomaisen ydinenergian perusta . Ensimmäinen tällaisella reaktorilla varustettu asema käynnistettiin Yhdysvalloissa vuonna 1957 ( Shippingport Nuclear Power Plant ).

VVER kehitettiin Neuvostoliitossa samaan aikaan kuin RBMK - reaktori ja sen alkuperä johtuu yhdestä tuolloin harkitusta ydinsukellusveneiden reaktorilaitoksesta . Reaktorin ideaa ehdotti Kurchatov-instituutissa S. M. Feinberg . Projektin työskentely aloitettiin vuonna 1954, vuonna 1955 Gidropress Design Bureau aloitti kehittämisen. Tieteellistä johtajuutta suorittivat I. V. Kurchatov ja A. P. Aleksandrov [1] .

Ensimmäinen Neuvostoliiton VVER (VVER-210) otettiin käyttöön vuonna 1964 Novovoronežin ydinvoimalan ensimmäisessä voimayksikössä . Ensimmäinen ulkomainen asema, jossa oli VVER-70-reaktori, oli Rheinsbergin ydinvoimala ( GDR ), joka otettiin käyttöön vuonna 1966.

VVER-reaktorien luojat:

• tieteellinen neuvonantaja: Kurchatov-instituutti (  Moskova )
• kehittäjä: OKB "Gidropress" (  Podolsk ) [2]
• valmistaja: Izhoran tehtaat (  Pietari ), Atommash (  Volgodonsk , 90-luvun alusta vuoteen 2012, reaktorien tuotanto lopetettiin) ja yritys ŠKODA JS ( Tšekki , 90-luvun alkuun asti) [3]

VVER:n ominaisuudet

Ominaista	VVER-210 [4]	VVER-365	VVER-440	VVER-1000	VVER-1200 (V-392M) [5] [6] [7]	VVER-TOI [8] [9] [10]	VVER-600 [11] [12]
Reaktorin lämpöteho, MW	760	1325	1375	3000	3212	3300	1600
K.p.d. , (netto)%	25.5	25.7	29.7	31.7	35,7 [nb 1]	37.9	35
Höyryn paine, kgf/cm²
turbiinin edessä	29.0	29.0	44,0	60,0	70,0
ensimmäisessä kierrossa	100	105	125	160,0	165.1	165.2	162
Veden lämpötila, °C:
reaktorin sisäänkäynnissä	250	250	269	289	298,2 [13]	297,2	299
reaktorin ulostulossa	269	275	300	319	328,6	328,8	325
Sydämen halkaisija , m	2.88	2.88	2.88	3.12	—
Ytimen korkeus, m	2.50	2.50	2.50	3.50	—	3,73 [14]
TVEL : n halkaisija , mm	10.2	9.1	9.1	9.1	9.1	9.1
TVEL:ien määrä kasetissa ( TVS )	90	126	126	312	312	313
Kasettien lukumäärä ( TVS ) [4] [15]	349 (312+ARK (SUZ) 37)	349 (276+ARK 73)	349 (276+ARC 73), (312+ARC 37)  Kuola	151 (109+SUZ 42), 163	163	163	121
Uraanikuormaus, t	38	40	42	66	76-85,5	87.3
Uraanin keskimääräinen rikastus , %	2.0	3.0	3.5	4.26	4.69
Keskimääräinen polttoaineen palaminen , MW vrk/kg	13.0	27.0	28.6	48.4	55.5

Luokitus

VVER-mallit [16]

Sukupolvi	Nimi	Malli	Maa	virtalähde
minä	VVER	V-210 (V-1) [15]	Venäjä	Novovoronezh-1 (suljettu)
		B-70 (B-2)	Saksa	Rheinsberg (KKR) (suljettu)
		V-365 (V-3M)	Venäjä	Novovoronezh-2 (suljettu)
II	VVER-440	B-179	Venäjä	Novovoronezh-3 (suljettu) Novovoronezh-4 (modernisoitu)
		B-230	Venäjä	Cola 1-2 (1 lohko modernisoitu, 2 saneeraus)
			Saksa	Greifswald 1-4 (suljettu)
			Bulgaria	Kozloduy 1-4 (suljettu)
			Slovakia	Bohunice 1-2 (suljettu)
		B-213	Venäjä	Cola 3-4
			Saksa	Greifswald-5 (suljettu)
			Ukraina	Täsmälleen 1-2
			Unkari	Paks 1-4
			Tšekki	Dukovany 1-4
			Suomi	Loviisa 1-2
			Slovakia	Bohunice 3-4 Mochovce 1-2
		B-213+	Slovakia	Mochovce 3-4 (rakenteilla)
		B-270	Armenia	Armenian-1 (suljettu) Armenian-2
III	VVER-1000	B-187	Venäjä	Novovoronež-5
		B-302	Ukraina	Južno-Ukrainsk-1
		B-338	Ukraina	Južno-Ukrainsk-2
			Venäjä	Kalinin 1-2
		B-320	Venäjä	Balakovo 1-4 Kalinin 3-4 Rostov 1-4
			Ukraina	Rivne 3-4 Zaporozhye 1-6 Hmelnitski 1-2 Južno-Ukrainsk-3
			Bulgaria	Kozloduy 5-6
			Tšekki	Temelin 1-2
		B-428	Kiina	Tianwan 1-2
		V-428M	Kiina	Tianwan 3-4
		B-412	Intia	Kudankulam 1-2 Kudankulam 3-6 (rakenteilla)
		B-446	Iran	Bushehr-1
III+	VVER-1000	B-528	Iran	Bushehr-2 (rakenteilla)
	VVER-1200	B-392M	Venäjä	Novovoronezh 6-7
		B-491	Venäjä	Baltiysk 1-2 (rakentaminen jäässä) Leningrad 2 1-2
			Valko-Venäjä	Valko-Venäjä 1 Valko-Venäjä 2 (rakenteilla)
			Kiina	Tianwan 7-8 (rakenteilla) Xudapu 3-4 (rakenteilla)
		B-509	Turkki	Akkuyu 1-4 (rakenteilla)
			Egypti	El Dabaa 1 (rakenteilla)
		B-523	Bangladesh	Rooppur 1-2 (rakenteilla)
	VVER-1300	V-510K	Venäjä	Kursk 2 1-2 (rakenteilla)

VVER-210

VVER-210 (V-1), joka luotiin Kurchatov-instituutissa , tuli ensimmäinen paineastiatyyppinen paineistettu tehoreaktori. Fyysinen käynnistys "avoin kannella" suoritettiin joulukuussa 1963, 8. syyskuuta 1964 reaktori saatettiin kriittiseen tilaan, 30. syyskuuta se liitettiin sähköverkkoon Novovoronežin ensimmäisenä voimayksikkönä. V.I.:n mukaan nimetty ydinvoimala Neuvostoliiton 50-vuotispäivä (NVAES). Joulukuun 27. päivään mennessä reaktori saavutti suunnittelukapasiteetin ja oli tuolloin maailman tehokkain voimalaitos . Siihen kehitettiin perinteisiä teknisiä ratkaisuja:

• kuusikulmainen kasetti,
• polttoaineen päällystemateriaalit,
• muoto, materiaalit, reaktoriastia ja tuki,
• CPS-asemat,
• lämpötilan säätö ja sähköntuotantojärjestelmät.

Neuvostoliiton valtionpalkinto vuodelta 1967 myönnettiin korttelin kehittämisestä [17]

Vuonna 1984 ensimmäinen yksikkö poistettiin käytöstä.

VVER-70

Neuvostoliiton ministerineuvoston 17. heinäkuuta 1956 antaman asetuksen mukaisesti atomienergiainstituutti kehitti lokakuussa 1956 toimeksiannon VVER-projektille, jonka sähköteho on 70 MW Rheinsbergin ydinvoimalalle vuonna 1956. DDR. Tammikuussa 1957 OKB Gidropress aloitti VVER-70:n (V-2) teknisen suunnittelun. V-2-reaktorin tekninen suunnittelu valmistui vuoden 1958 lopussa. V-2-projektin kehitystyö tehtiin alle kahden vuoden aikavälillä V-1-projektin kanssa, joten monet tekniset ratkaisut olivat samanlaisia, mutta niissä oli myös perustavanlaatuisia eroja - reaktorin kansi oli puolielliptinen. litteä, yksirivinen putkijärjestely Du 500.

Lämpimien sisäänajo-, fyysisten ja sähkökäyttöisten käynnistysten onnistuneen loppuun saattamisen jälkeen Rheinsbergin ydinvoimala liitettiin sähköverkkoon 6.5.1966 ja otettiin käyttöön 11.10.1966.

Rheinsbergin ydinvoimalaitos oli toiminnassa vuoteen 1988 asti ja poistettiin käytöstä suunnitellun käyttöiän päätyttyä. Käyttöikää voitiin pidentää, mutta Saksan yhdistymisen jälkeen ydinvoimalaitos suljettiin turvallisuusstandardien erojen vuoksi [18] [19] .

VVER-365

VVER-365 (V-ZM) -reaktorilaitos oli tarkoitettu toiseen lohkoon voimayksikön edistyksellisemmäksi versioksi VVER-1:n ja VVER-2:n jälkeen. Työn alkamisesta määrättiin hallituksen 30. elokuuta 1962 antamalla asetuksella. Tehtävien joukossa olivat tiukat määräajat tutkimustyön tekemiselle kertyneen kokemuksen perusteella.

VVER-365:n tärkeimpiä ratkaisuja:

• keskimääräisen sydämen lämmityksen nousu 25 °С: een;
• ylläpitää pääkiertopumppujen halkaisija lisäämällä jäähdytysnesteen virtausnopeutta ja painetta lisäämällä 2 silmukkaa;
• kasettien "kuivan" uudelleenlatauksen periaatteen käyttöönotto;
• palavien vaimentimien käyttö;
• yleismaailmallisten säätökasettien luominen;
• neutronikentän epätasaisuuden vähentäminen.

Lisäksi sydämessä olevien polttoaine-elementtien pintoja kasvatettiin pienentämällä halkaisijoita ja korvaamalla ne toisen tyyppisillä kasetteilla (tässä tapauksessa jokainen kasetti sisälsi 120 polttoainesauvaa 90 sijasta). Tämä puolestaan ​​vaati useita suunnitteluratkaisuja sekä kasettien ja polttoainesauvojen geometriassa ja valmistuksessa että itse reaktoriastiassa [20] .

Kortti rakennettiin ja otettiin käyttöön vuonna 1969 [21] . VVER-365-reaktori on ensimmäisen ja toisen sukupolven välimuoto [4] .

VVER-210:ssä ja VVER-365:ssä testattiin mahdollisuutta lisätä reaktorin lämpötehoa vakiotilavuudella reaktorin ohjauksella absorboimalla lisäaineita jäähdytysnesteeseen jne. Vuonna 1990 VVER-365 poistettiin käytöstä [22] .

VVER-440

Kehittäjä OKB "Gidropress" (Podolsk, Moskovan alue). Sen tehoksi suunniteltiin alun perin 500 MW (sähkö), mutta sopivien turbiinien puutteen vuoksi se muutettiin 440 MW:ksi (2 K-220-44 KhTGZ-turbiinia , kukin 220 MW).

VVER-440 vaikuttaa:

• Novovoronežin ydinvoimalan yksiköt 3 ja 4
• Kuolan ydinvoimala
• Rivnen ydinvoimalan lohkot 1 ja 2 (kaksoislohko).
• Loviisan ydinvoimalaitoksen yksiköt 1 ja 2 (Suomi)
• Kozloduyn ydinvoimalan yksiköt 1-4 (Bulgaria)
• Paksin ydinvoimalan yksiköt 1-4 (Unkari)
• Bogunicen ydinvoimalan yksiköt 3 ja 4 (Slovakia)
• Mochovcen ydinvoimalan yksiköt 1 ja 2 (Slovakia)
• Dukovanyn ydinvoimalaitoksen yksiköt 1-4 (Tšekki)
• Armenian ydinvoimalan 2. yksikkö
• ja myös toimi/rakennettu nyt suljetussa Itä-Saksan ydinvoimalassa "Greifswald" .

Vuodesta 2009 lähtien Slovakian Mochovcen ydinvoimalan 3. ja 4. yksiköiden valmistumista ja käyttöönottoa on jatkettu.

VVER-1000

VVER-1000-ydin koostuu 163 polttoainenippusta , joissa kussakin on 312 polttoainesauvaa. 18 ohjausputkea on jaettu tasaisesti koko kasettiin. Riippuen kasetin asennosta ytimessä, käyttölaite voi siirtää ohjausputkissa ohjaus- ja suojausjärjestelmän säätimen (OR CPS) 18 absorboivan tangon (PS) nipun, PS-ydin on valmistettu dispersiomateriaalista ( boorikarbidi alumiiniseosmatriisissa, muita absorboivia materiaaleja voidaan käyttää: dysprosiumtitanaatti, hafnium). Ohjausputkiin (kun ne eivät ole CPS:n OR:n alla) voidaan sijoittaa myös palavia vaimennustankoja (BRA), BRA-ytimen materiaali on boori zirkoniummatriisissa; tällä hetkellä on tehty täydellinen siirtymä noudettavasta SRA:sta polttoaineeseen integroituun vaimentimeen (gadoliniumoksidi). PS- ja SVP- ytimet (Burable Absorber Rod), joiden halkaisija on 7 mm, on suljettu ruostumattomasta teräksestä valmistettuihin kuoriin, joiden koko on 8,2 × 0,6 mm. VVER-1000 käyttää PS- ja SVP-järjestelmien lisäksi myös boorinsäätöjärjestelmää.

VVER-1000:lla varustetun yksikön teho on kasvanut verrattuna VVER-440:llä varustetun yksikön tehoon useiden ominaisuuksien muutoksen vuoksi. Sydämen tilavuus kasvoi 1,65-kertaiseksi, ytimen ominaisteho 1,3-kertaiseksi ja yksikön hyötysuhde.

Keskimääräinen polttoaineen palaminen kolmella osittaisella tankkauksella per kampanja oli aluksi 40 MW vrk/kg, tällä hetkellä noin 50 MW vrk/kg.

Reaktoriastian massa on noin 330 tonnia [23] .

VVER-1000 ja primääripiirin laitteet radioaktiivisella jäähdytysaineella sijoitetaan esijännitetystä teräsbetonista valmistettuun suojakuoreen , jota kutsutaan suojarakennukseksi tai suojarakennukseksi. Se varmistaa yksikön turvallisuuden ensiöpiirin putkistojen rikkoutuessa tapahtuvien onnettomuuksien varalta.

VVER-1000-reaktoriin perustuvia reaktorilaitosprojekteja on useita :

• VVER-1000 (V-187) - Novovoronežin ydinvoimalan yksikkö nro 5 (pääyksikkö VVER-1000)
• VVER-1000 (V-338, V-302) - ns. "pieni sarja", Kalininin ydinvoimalaitoksen yksiköt 1,2 , Etelä-Ukrainan ydinvoimalaitoksen yksiköt 1,2
• VVER-1000 (V-320) - "suuri sarja". Kaikki Balakovon , Rostovin , Zaporizhzhjan ydinvoimalaitoksen yksiköt, Kalininin ydinvoimalaitoksen yksiköt 3,4, Hmelnytskin ydinvoimalaitoksen yksiköt 1,2 , Rivnen ydinvoimalan yksiköt 3,4 , Etelä-Ukrainan yksiköt 3 Ydinvoimalaitos, Temelinin ydinvoimalaitoksen yksiköt 1,2, Kozloduyn ydinvoimalan lohkot 5,6 . Se oli tarkoitus asentaa Krimin ydinvoimalaan
• VVER-1000 (V-341) - perustuu V-320:een, aiemmin Ydinvoimalaitos-91 Loviisan ydinvoimalaitoksen lohkolle 3 (1981, rakentaminen ei alkanut)
• VVER-1000 (V-392) - Ydinvoimalaitos-88, suunniteltu seismiseen iskuihin MSK 64 -asteikon 7 pisteen suunnittelumaanjäristyksen aikana ja MSK 64 -asteikon maksimimaanjäristys 8 pistettä.
• VVER-1000 (V-392B) - perustuu V-320:een ja V-392:een, AES-92 Balakovon ydinvoimalaitoksen lohkoille 5.6 ja Hmelnitskin ydinvoimalan lohkoille 3.4 (keskeneräinen)
• VVER-1000 (V-410) - perustuu V-392:een, AES-92-projektin ensimmäinen versio NP-1000:lle (rakennus ei alkanut)
• VVER-1000 (V-412) - perustuu V-392:een, ydinvoimalaitos-92 on suunniteltu Kudankulamin ydinvoimalaitokselle ominaisia ​​seismisiä iskuja varten, Intian tilaama
• VVER-1000 (V-413) - perustuu V-392:een, ensimmäinen versio Loviisan ydinvoimalaitoksen yksikön 3 ydinvoimalaitos-91-projektista (1991, keskeneräinen)
• VVER-1000 (V-428, V-428M) - V-392:een perustuva ydinvoimalaitos-91 on suunniteltu seismiseen iskuihin MSK 64 -asteikon 7 pisteen maanjäristyksen aikana Tianwanin yksiköille 1-4 Ydinvoimala , Kiinan kansantasavallan määräyksestä
• VVER-1000 (V-446) - perustuu V-392:een, NPP-92:een käytettäväksi KWU -laitteiden kanssa Bushehrin ydinvoimalassa
• VVER-1000 (V-466) - perustuu V-392:een, NPP-91:een
• VVER-1000 (V-466B) - perustuu V-392:een, NPP-92:een
• VVER-1000 (V-511) - perustuu V-510:een, VVER-TOI:iin (mahdollinen projekti)
• VVER-1000 (V-528) - perustuu V-466B:een, NPP-92:een Bushehrin ydinvoimalaitoksen yksiköille nro 2,3

VVER-1000:n pohjalta kehitettiin tehokkaampi reaktori: 1150 MW.

VVER-1200

Tällä hetkellä JSC Concern " Rosenergoatom " on kehittänyt tyypillisen reaktorin 1150 MW sähköteholle. Hankkeen puitteissa tehtävää työtä uuden reaktorin luomiseksi kutsuttiin AES-2006- projektiksi. Ensimmäinen VVER-1200-reaktorilla varustettu voimayksikkö suunniteltiin käynnistettäväksi vuonna 2013 osana Novovoronežin ydinvoimalaitos-2 rakennusprojektia , mutta sen seurauksena määräaikoja siirrettiin 3 vuodella. 27. helmikuuta 2017 otettiin kaupalliseen käyttöön Novovoronežin ydinvoimalaitoksella kuudes voimalaitos ja 31. lokakuuta 2019 seitsemäs voimalaitos (molemmat AES-2006-projektin puitteissa VVER:n kanssa -1200 reaktorilaitos ja 1200 megawatin sähköteho). Leningradin ydinvoimalaitos-2:n ensimmäinen voimayksikkö otettiin käyttöön 29.10.2018, toinen voimayksikkö liitettiin Venäjän yhtenäiseen energiajärjestelmään 23.10.2020 [24] . Lisäksi VVER-1200-reaktoreita käytetään Valko-Venäjän ensimmäisen ydinvoimalan rakentamisessa lähellä Ostrovetsin kaupunkia Grodnon alueella. Venäläinen Power Machines toimitti 13.10.2016 1200 MW:n turbiinigeneraattorin staattorin Valko-Venäjän ydinvoimalaitokselle.

VVER-1200 reaktoriin perustuvia reaktorilaitosprojekteja on useita:

• VVER-1200 (V-392M), AES-2006/92 - Novovoronežin ydinvoimalaitos-2: n yksiköt nro 1,2
  • VVER-1200 (V-501), AES-2006M - perustuu V-392:een, kaksisilmukkainen versio
  • VVER-1200 (V-513), AES-2010 - perustuu V-392M:ään ja V-510:een
  • VVER-1200 (V-523), AES-2006/92 - perustuu V-392M:ään ja V-510:een, Rooppurin ydinvoimalaitoksen yksiköt nro 1,2
• VVER-1200 (V-491), AES-2006/91 - Leningradin ydinvoimalaitoksen yksiköt nro 1-4 , Valko- Venäjän ydinvoimalaitoksen yksiköt nro 1,2
  • VVER-1200 (V-508), MIR.1200 - perustuu V-491:een
  • VVER-1200 (V-522), AES-2006/E - perustuu V-491, Hanhikiven ydinvoimalaitoksen yksikkö nro 1
  • VVER-1200 (V-527), AES-2006/E - perustuu V-491:een, Paks-2 ydinvoimalaitoksen yksiköt nro 5,6 (vakiomalli 22.12.2017 alkaen) [25]
  • VVER-1200 (V-529), AES-2006 / E - perustuu V-491:een, Ed-Dabaan ydinvoimalan yksiköt 1-4

VVER-1200:n ominaisuudet

VVER-1200:aan perustuville ydinvoimalaitoksille on ominaista lisääntynyt turvallisuustaso, mikä mahdollistaa niiden yhdistämisen "3+"-sukupolveen. Tämä on saavutettu ottamalla käyttöön uusia "passiivisia turvajärjestelmiä", jotka pystyvät toimimaan ilman käyttäjän väliintuloa, vaikka asema on täysin jännitteetön. NVNPP-2 : n voimayksikössä nro 1 tällaisia ​​järjestelmiä käytetään passiivisena lämmönpoistojärjestelmänä reaktorista, passiivisena katalyyttisenä vedynpoistojärjestelmänä ja sydämen sulatelukona. Toinen hankkeen piirre oli kaksinkertainen suojarakennus, jossa sisäkuori estää radioaktiivisten aineiden vuotamisen onnettomuustilanteissa ja ulkokuori kestää luonnollisia ja ihmisen aiheuttamia iskuja, kuten esimerkiksi tornadot tai lentokoneen törmäykset [26 ] .

VVER-1300

VVER- reaktorin seuraava muutos liittyy VVER-TOI- projektiin. jossa "TOI" on lyhenne, joka tarkoittaa kolmea ydinvoimalaitoksen suunnitteluun sisällytettyä pääperiaatetta: tehtyjen päätösten tyypitys , AES-2006-projektin teknisten ja taloudellisten tunnuslukujen optimointi ja informatointi.

VVER - TOI- hankkeessa sekä itse reaktorilaitoksen että kiinteiden laitteiden yksittäisiä elementtejä modernisoidaan asteittain ja askel askeleelta, nostetaan teknisiä ja toiminnallisia parametreja, kehitetään teollista perustaa, parannetaan rakennusmenetelmiä ja taloudellista tukea. Painevesiastiareaktorin suuntaan liittyvät nykyaikaiset innovaatiot on otettu täysimääräisesti käyttöön.

Suunnittelun ja teknisten ratkaisujen optimoinnin pääsuunnat verrattuna AES-2006-projektiin:

• sähköntuotannon ja polttoaineen käytön tehokkuuden tavoiteindikaattoreiden yhdistelmän optimointi;
• reaktorin lämpötehon lisääminen sähkötehoa (brutto) lisäämällä 1250-1300 MW:iin;
• ytimen suunnittelun parantaminen [27] , jonka tarkoituksena on lisätä sen jäähdytyksen lämpöluotettavuutta;
• passiivisten turvajärjestelmien edelleen kehittäminen.

Huhtikuussa 2018 aloitettiin Kurskin ydinvoimalaitos-2 :n yksikön nro 1 rakentaminen , huhtikuussa 2019 aloitettiin yksikön nro 2 rakentaminen.

VVER-1300-reaktoriin perustuvia reaktorilaitosprojekteja on useita:

• VVER-1300 (V-488), AES-2006M - Novovoronežin ydinvoimalaitos-2: n yksiköt nro 3,4
• VVER-1300 (V-509), AES-2006/T - perustuu V-392M:ään ja V-510:een, Akkuyun ydinvoimalan lohkot 1-4
• VVER-1300 (V-510), AES-2010 - Smolenskin ydinvoimalaitos-2: n yksiköt nro 1,2
• VVER-1300 (V-510K), AES-2010 - perustuu V-510:een, Kurskin ydinvoimalaitos-2 :n yksiköt nro 1,2

Edut

• Moderaattorin ja jäähdytysnesteen (vesi) luonnollinen saatavuus;
• Parempi turvallisuus ohituksen ansiosta kuin RBMK ja BWR. Neljä turvaestettä: Polttoainepelletti, TVEL-verhoilu , primääripiirin rajat, reaktoriosaston suljettu kotelo. Negatiivinen höyryn reaktiivisuuskerroin (kun vesi kiehuu tai vuotaa, reaktio hidastuu).
• VVER-tekniikan kypsyys. Reaktorit ovat hyvin tutkittuja. Nykyinen tekniikan taso mahdollistaa reaktorin turvallisen toiminnan takaamisen vähintään 60-80 vuodeksi, minkä jälkeen käyttöikää pidennetään;
• Pieni koko verrattuna muuntyyppisiin reaktoreihin , joilla on samanlainen teho, joka on ominaista kaikille PWR-reaktoreille ;
• Pienempi henkilöstömäärä verrattuna RBMK:hen (jos vertaamme Kalininin ydinvoimalaa (VVER) Kurskiin , käy ilmi, että Kursk työllistää 900 henkilöä enemmän ja sähköä tuotettiin vähemmän) [28] ;
• Halpa polttoaine. On mahdollista, että toimittajia on useita eri maista. Keskimäärin yhtä polttoainenippua käytetään 5-6 vuoden ajan. Kerran vuodessa 15-20% "palaneesta" polttoaineesta vaihdetaan.
• Käytetyn polttoaineen varastoinnin helppous;
• Veden suhteellinen helppous puhdistaa primääripiirissä käytöstäpoiston aikana (haihduttamisen avulla radioaktiivisen jätteen määrää voidaan vähentää 50-70-kertaisesti) [29] .

Haitat

• Tankkauksen mahdottomuus sammuttamatta reaktoria verrattuna RBMK- ja CANDU -kanavareaktoreihin ;
• Veden syövyttävyys ja tarve säilyttää sen kemialliset parametrit (kemiallinen koostumus, pH ). Tarve poistaa vetyä primääripiirissä, joka muodostuu veden radiolyysin seurauksena;
• Boorin säätelyn tarve [30] [31] [32] ;
• Tarve ylläpitää korkeaa painetta kiehumisen estämiseksi T = 300–360 °C:ssa ja sen seurauksena suurempi onnettomuusvaara verrattuna muihin reaktoreihin (nestemäinen metalli), joissa on pienempi paine;
• Kahden piirin läsnäolo ja höyrygeneraattoreiden tarve verrattuna kiehuviin vesireaktoreihin (BWR) , 2. piirin läsnäolo on kuitenkin kolmas este radioaktiivisten aineiden leviämiselle käytön ja onnettomuuksien aikana. Esimerkiksi Three Mile Islandin ydinvoimalaitoksen onnettomuuden aikana ;
• Pienempi palamisen tasaisuus verrattuna RBMK-tyyppisiin reaktoreihin ;
• Rikastetun uraanin käyttö ja sen seurauksena rikastuslaitoksen tarve verrattuna raskaan vesi- ja luonnonuraanireaktoreihin.

VVER-640 (projekti)

Pietarin AEP ja OKB Gidropress kehittivät uuden sukupolven parannetun turvallisuuden ydinvoimalaitoksen perussuunnitelman Polttoaine- ja energialiittoon kuuluvan Environmentally Clean Energy -alaohjelman puitteissa VVER-640-reaktorilla. Tavoiteohjelma ja Venäjän federaation atomienergiaministerin hyväksymä 10.11.1995 päivätyllä pöytäkirjalla.

Hankkeella varmistettiin kansainvälisten standardien ja Venäjän federaatiossa voimassa olevien nykyaikaisten turvallisuussääntöjen ja määräysten noudattaminen, optimaalisen turvallisuustason saavuttaminen verrattuna painevesireaktorien luokan parhaisiin malleihin, nykyaikaisten vaatimusten noudattaminen. ekologia ja ympäristönsuojelu ydinvoimalaitoksen rakennustyömaalla.

Pohjimmiltaan uusia teknisiä ratkaisuja, jotka parantavat voimalaitoksen ydin- ja säteilyturvallisuusmittareita laadullisesti, ovat seuraavat:

• reaktorin jäähdytys ja jäännölämmön poistaminen sydämestä suoritetaan passiiviperiaatteella toimivilla järjestelmillä, eli ne eivät vaadi käyttöhenkilöstön väliintuloa, ohjaustoimenpiteiden antamista ja ulkoista energiansyöttöä reaktorin kierron varmistamiseksi. jäähdytysneste ytimessä;
• sulan ydinpolttoaineen (korrium) pysyminen reaktoriastiassa sydämen sulamisen hypoteettisessa tapauksessa saavutetaan jäähdyttämällä astiaa ulkoisesti ja estämällä sen lämpeneminen sulamislämpötilaan, mikä johtuu luonnollisen vedenkierron järjestämisestä reaktorin kuilussa, joka vastaa 1800 MW:n reaktorin lämpötehoa;
• varmistetaan sydämen reaktiivisuus- ja alikriittisyyden lämpötilakertoimien negatiiviset arvot ilman boorihapon lisäruiskutusta, jos positiivisen reaktiivisuuden ruiskuttamiseen liittyy tapauksia jäähdytysnesteen lämpötilassa yli 100 celsiusastetta milloin tahansa polttoaineen lataushetkellä;
• TVEL-verhouksen lämpötila koko suunnittelutapaturma-alueella ei ylitä 700 celsiusastetta;
• ulkoisten ja sisäisten vaikutusten vaikutuksesta ydinvoimalaitoksen ulkopuolella (säde 1,5 km) sijaitsevan väestön evakuointia ei vaadita, eikä ydinvoimalaitosalueen ulkopuolisten valmiusvalmiuksien ylläpidosta aiheutuvat käyttöorganisaation kustannukset ole huomioitu.

Voimayksiköiden rakentaminen VVER-640-reaktorilla lisääntyneen seismisen aktiivisuuden olosuhteissa on mahdollista reaktorirakennuksen perustuslaatan alle asennettujen seismisten eristäjien käytön ansiosta.

VVER-640-projektissa käytetään VVER-1000-projektin kanssa yhdistettyjä laitteita, mukaan lukien reaktorin paineastia, höyrystin, CPS-käytöt, painekompensaattori. Venäjän federaation luoteisalueen tärkeimmät valmistajat vahvistivat mahdollisuuden tilata laitteiden valmistusta eritelmien mukaisesti, lukuun ottamatta pientä laiteluetteloa, joka edellyttää uusien standardimuutosten kehittämistä. komponentit.

Voimayksikön yksikkökapasiteetin vähennys verrattuna VVER-1000-reaktoriin antaa asiakkaalle mahdollisuuden laajentaa mahdollisten ydinvoimalaitospaikkojen hakualuetta yhteyksien suhteen sen alueen olemassa oleviin laitoksiin ja infrastruktuuriin, jossa ydinvoimalaitos sijaitsee. on tarkoitus rakentaa.

VVER-600:n rakentaminen Kuolan ydinvoimalaitokselle on suunniteltu vuoteen 2035 asti . [33] [34] Suunniteltu kapasiteetti on 600 MW, päälaitteiden suunnitteluikä vähintään 60 vuotta, maksimi laitteiden lainaus VVER-1200 ja VVER-TOI projekteista. [35] [36]

VVER-1500 (projekti)

1980-luvulla käynnistetty lupaava kolmannen sukupolven reaktorihanke, joka on VVER-1000-projektien evoluutionaalinen kehitys, parannettu turvallisuus- ja tehokkuustaso, jäädytettiin tilapäisesti vähäisen kysynnän ja tarpeiden kehittää uusia turbiineja, höyrygeneraattoreita ja suuritehoinen generaattori, työt aloitettiin uudelleen vuonna 2001 [37] .

Tankkaus

RBMK -tyyppisissä kanavareaktoreissa polttoainetta tankataan toimivassa reaktorissa (mikä johtuu tekniikasta ja suunnittelusta eikä vaikuta hätätilanteen todennäköisyyteen verrattuna VVER:iin sinänsä). Kaikissa toimivissa, rakenteilla olevissa ja suunnitteilla olevissa ydinvoimalaitoksissa, joissa on VVER-tyyppiset paineastiareaktorit, tankkaus suoritetaan reaktorin ollessa sammutettuna ja reaktoriastian paine lasketaan ilmakehän paineeseen. Polttoaine poistetaan reaktorista vain ylhäältä. Tankkausmenetelmiä on kaksi: "kuiva" (kun reaktorista irrotetut polttoaineniput siirretään pidätysvyöhykkeelle suljetussa kuljetussäiliössä) ja "märkä" (kun reaktorista poistetut polttoaineniput siirretään pitovyöhykkeelle täytettyjen kanavien kautta vedellä).

Muistiinpanot

1. ↑ Jotkut lähteet Wayback Machinen 27. tammikuuta 2019 julkaistussa arkistokopiossa on numero 34.8.

1. ↑ I. A. Andryushin, A. K. Chernyshev, Yu. A. Yudin. Ytimen kesyttäminen. Neuvostoliiton ydinaseiden ja ydininfrastruktuurin historian sivuja . - Sarov, 2003. - S. 354. - 481 s. — ISBN 5 7493 0621 6 .
2. ↑ VVER-tyyppiset reaktoriasennukset . OKB "GIDROPRESS" . Haettu 11. marraskuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 18. elokuuta 2011. (määrätön)
3. ↑ R. Novoreftov. Venäläinen "Atomic Window" -suunnittelu Eurooppaan . Analytics - todellinen ongelma . Energyland.info (12. lokakuuta 2010). Haettu 1. marraskuuta 2010. Arkistoitu alkuperäisestä 18. elokuuta 2011. (määrätön)
4. ↑ 1 2 3 V.V. Semjonov. VVER - reaktorilaitosten fyysiset ja tekniset perusominaisuudet . IAEA (1979). Haettu 19. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 19. heinäkuuta 2018. (määrätön)
5. ↑ Novovoronežin ydinvoimala-2 . www.rosenergoatom.ru _ Haettu 18. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 19. kesäkuuta 2018. (määrätön)
6. ↑ VVER-reaktorilaitokset s. 49 . http://www.gidropress.podolsk.ru . Haettu 18. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 24. lokakuuta 2018. (määrätön)
7. ↑ Andrushechko S.A. ja muut ydinvoimalat, joissa on VVER-1000-tyyppinen reaktori (2010). Haettu 26. tammikuuta 2019. Arkistoitu alkuperäisestä 27. tammikuuta 2019. (määrätön)
8. ↑ Berkovich V.Ya., Semchenkov Yu.M. VVER - reaktoriasennusten perspektiivihankkeet . www.rosenergoatom.ru (2012). Haettu 18. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 18. heinäkuuta 2018. (määrätön)
9. ↑ Dolgov A.V. Ydinpolttoaineen kehittäminen ja parantaminen voimalaitosten aktiivisille alueille . www.rosenergoatom.ru (2014). Haettu 19. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 19. heinäkuuta 2018. (määrätön)
10. ↑ Yakubenko I. A. VVER-52-reaktorien uusien sukupolvien sydänten tärkeimmät lupaavat konfiguraatiot . Kansallisen ydintutkimusyliopiston "MEPhI" -kustantaja (2013). Haettu 11. marraskuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 19. huhtikuuta 2019. (määrätön)
11. ↑ VVER-600 KESKITEHOINEN REAKTORILAITOS . OKB "GIDROPRESS" . Haettu 7. helmikuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 7. helmikuuta 2022. (Venäjän kieli)
12. ↑ Reaktoriasennukset keskiteholle . Haettu 7. helmikuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 20. tammikuuta 2022. (Venäjän kieli)
13. ↑ V.P. Povarov. VVER-reaktorilaitosten perspektiivihankkeet s. 7 . www.rosenergoatom.ru (2016). Haettu 24. syyskuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 23. marraskuuta 2018. (määrätön)
14. ↑ Berkovich Vadim Yakovlevich, Semchenkov Juri Mihailovitš. VVER-teknologian kehittäminen on Rosatomin prioriteetti  // rosenergoatom.ru. - 2016. - 25.-27.5. - S. 5 . Arkistoitu alkuperäisestä 23. marraskuuta 2018.
15. ↑ 1 2 Sergei PANOV. Vesi-vesi alkuperässä . atomicexpert.com . Haettu 19. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 5. heinäkuuta 2018. (määrätön)
16. ↑ VVER tänään . ROSATOM. Haettu 31. toukokuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 21. heinäkuuta 2016. (määrätön)
17. ↑ Ensimmäinen Neuvostoliiton tehopainevesireaktori, jonka alustyyppi on VVER-210 (pääsemätön linkki) . Haettu 4. lokakuuta 2016. Arkistoitu alkuperäisestä 15. elokuuta 2016. (määrätön) 
18. ↑ Denisov V.P. Ydinvoimalaitosten vesijäähdytteisten voimareaktorien kehitys s . 246 . Haettu 19. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 19. heinäkuuta 2018. (määrätön)
19. ↑ VVER-70 (V-2) Rheinsbergin ydinvoimalalle . Haettu 19. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 19. heinäkuuta 2018. (määrätön)
20. ↑ Reaktorilaitos VVER-365 (V-ZM) . Haettu 4. lokakuuta 2016. Arkistoitu alkuperäisestä 5. lokakuuta 2016. (määrätön)
21. ↑ NVNPP:n yleiset ominaisuudet . Haettu 4. lokakuuta 2016. Arkistoitu alkuperäisestä 5. lokakuuta 2016. (määrätön)
22. ↑ Novovoronežin ydinvoimalan verkkosivusto Arkistokopio 5. lokakuuta 2016 Wayback Machinessa
23. ↑ Ydinrakennus "Rostovin ydinvoimalan reaktori on paikallaan Arkistoitu kopio 13. syyskuuta 2009 Wayback Machinessa
24. ↑ Rosatom. Leningradin ydinvoimalaitos: voimayksikkö nro 6 toimitti ensimmäiset kilowattitunnit maan yhtenäiseen energiajärjestelmään . www.rosatom.ru _ Haettu 23. lokakuuta 2020. Arkistoitu alkuperäisestä 26. lokakuuta 2020. (määrätön)
25. ↑ Nikitenko M.P., Shchekin I.G. VVER-1200 reaktorilaitoksen teknisen suunnittelun vakioasiakirjojen myöntämismenettely . http://www.gidropress.podolsk.ru . Haettu 14. tammikuuta 2021. Arkistoitu alkuperäisestä 13. maaliskuuta 2022. (Venäjän kieli)
26. ↑ Arkistoitu kopio (linkki ei saatavilla) . Haettu 25. maaliskuuta 2017. Arkistoitu alkuperäisestä 25. maaliskuuta 2017. (määrätön) 
27. ↑ V. Ya. Berkovich. Ydinvoimalaitosten reaktoriastian suunnittelu VVER-TOI:lla (pääsemätön linkki - historia ) (12-14.12.2012). (määrätön) 
28. ↑ Vuosikertomus 2017 . rosenergoatom.ru (24.04.2018). Haettu 12. elokuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 12. elokuuta 2018. (määrätön)
29. ↑ Akatov Andrei Andreevich, Koryakovsky Juri Sergeevich, Kukharkin Nikolai Evgenievich. ROSATOM: historiaa ja nykyaikaa . strana-rosatom.ru . Haettu 14. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 15. heinäkuuta 2018. (määrätön)
30. ↑ VVER-1000: toiminnan fyysiset perusteet, ydinpolttoaine, turvallisuus, 2006 , s. 244-247.
31. ↑ Ydinvoimalaitos VVER-1000-tyyppisellä reaktorilla. Toiminnan fyysisistä perusteista projektin kehitykseen, 2010 , s. 269-272.
32. ↑ Painevesireaktoreiden toimintatilat, 1988 , s. 80-116.
33. ↑ Rosatom päätti rakentaa Kuolan ydinvoimalaan kaksi uutta yksikköä . Haettu 7. helmikuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 7. helmikuuta 2022. (määrätön)
34. ↑ "Sähkövoimalaitosten sijoittamista koskevan yleisen suunnitelman hyväksymisestä vuoteen 2035 asti" . Haettu 7. helmikuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 12. heinäkuuta 2017. (määrätön)
35. ↑ Keskitehoisen VVER-600 reaktorin asennus . OKB "GIDROPRESS" . Haettu 7. helmikuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 7. helmikuuta 2022. (Venäjän kieli)
36. ↑ Keskitehoiset VVER-reaktorilaitokset . Haettu 7. helmikuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 20. tammikuuta 2022. (Venäjän kieli)
37. ↑ Matka Rosatomin läpi: uraanin louhinnasta voimayksikön laukaisuun (3.1.2019). Haettu 6. helmikuuta 2019. Arkistoitu alkuperäisestä 7. helmikuuta 2019. (määrätön)

Kirjallisuus

• Levin N. E. Ydinfysiikka ja ydinreaktorit. - 4. painos - M .: Atomizdat , 1979.
• Afrov A. M., Andrushechko S. A., Ukraintsev V. F., Vasiliev B. Yu., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Kokosadze E. L., Ivanov E. A. VVER-1000 Avainsanat: toiminnan fyysiset perusteet, ydinpolttoaine, turvallisuus . - M . : Yliopistokirja, Logos, 2006. - 488 s. - 1000 kappaletta.  - ISBN 5-98704-137-6 .
• Andrushechko S. A., Afrov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Ydinvoimalaitos VVER-1000-tyyppisellä reaktorilla. Toiminnan fyysisistä perusteista projektin kehitykseen . — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 kappaletta.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
• Ovchinnikov F. Ya., Semjonov VV Painevesivoimareaktorien toimintatilat. - 3. painos, käänn. ja ylimääräistä — M .: Energoatomizdat , 1988. — 359 s. - 3400 kappaletta.  — ISBN 5-283-03818-1 .

Linkit

• OKB Gidropresin reaktorien kehitystyö Arkistoitu 2. elokuuta 2015 Wayback Machinessa
• I.I. _ _ _ _ _
• Atomstroyexport Russian VVER-1000 reactors Arkistoitu 11. maaliskuuta 2016 Wayback Machinessa .
• " VVER 1200 Arkistoitu 28. kesäkuuta 2019 Wayback Machinessa " on 2016 julkaisu Discovery Channel Russia -televisio-ohjelmasta "Technogenics".

Neuvostoliiton ja Venäjän ydinreaktorit
Tutkimus	historiallinen F-1 BR (-1,-2,-5,-10) RG-1M VVR-S RBT-10/1 RFT HERRA IGR IIN-1,-3,-3M Toiminnassa RIAR BOR-60 CM MAAILMAN RBT(-6;-10/2) VK-50 JINR IBR-2 PNPI VVR-M HUIPPU NRC KI IR-8 Argus NIFHI VVR-c NITI IRM IVV-2 MEPhI IRT-2000 TPU IRT-T SSU IR-100 [1] BINP AS Uz VVR-SM INP RK VVR-K Rakenteilla RIAR MBIR
Teollinen ja kaksikäyttöinen	Majakka A-1 AB(-1;-2;-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Ljudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC HELVETTI ADE (-1,-2)
Energiaa	VVER ( lista ) VVER-210 VVER-70 VVER-365 VVER-440 § VVER-1000 § VVER-1200 § VVER-1300 § RBMK ( lista ) RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400 ‡ MKER ‡ BN BN-350 BN-600 BN-800 BN-1200 ‡ Kuljetettava Maadoitus ARBUS TPP-3 Pamir-630D FNPP KLT-40 RITM-200 § muu AM-1 AMB(-100;-200) AST-500 ‡ BREST § VBER-300 ‡ VTGR-300 ‡ KS-150 SVBR ‡ EGP-6
Kuljetus	Sukellusveneet Vesi-vesi VM-A VM-4 KLO 5 OK-650 nestemäinen metalli RM-1 BM-40A (OK-550) pinta-aluksia OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Ilmailu Tu-95LAL Tu-119 ‡ Avaruus Kamomilla Pyökki Topaasi Jenisei
§ — reaktoreita on rakenteilla, ‡ — olemassa vain projektina ↑ Krimin niemimaan alueella , jonka liittyminen Venäjään ei saanut kansainvälistä tunnustusta

Ydinvoimareaktorit
Moderaattori
kevyttä vettä	AHR Kiehuva BWR ABWR ESBWR AST-500 PWR ACPR-1000 AP1000 APR-1400 APR+ APWR ATMEA1 B&W L-lenkki BR3 CAP1400 CE X-silmukka CNP-300 CP1 CPR-1000 EPR Hualong One M310 M X-silmukka N4 OPR-1000 P4 ja P'4 (Ennen) Konvoi WH 60 WH F W X-silmukka VVER 210 70 365 440 1000 1200 1300 KLT-40S RITM-200 luonnollinen halkeilu Ylikriittinen (SCWR)
Raskas vesijäähdytysneste _	D2O _ _ PHWR CANDU CANDU-X EC6 AFCR ACR-1000 NPD AHWR CVTR IPHWR-X KWU MZFR R3 R4 Marviken H2O _ _ HWLWR ATR HW BLWR 250 (CANDU-BWR) SGHWR winfrith Luomu WR-1 CO2_ _ HWGCR EL-4 KKN KS-150 Lusens
Grafiittia jäähdytysnesteeksi _	Vesi H2O _ _ AM-1 AMB-X RBMK 1000 1500 RBMKP-2400 MKER-1500 EGP-6 Kaasu CO2_ _ AGR UNGG Magnox Hän GTMHR GT-MGR UHTREX VHTR (HTGR) PBR (PBMR) AVR HTR-10 HTR-PM THTR-300 PMR Sula-suola FLiBe IMSR LFTR Fuji MSR Thorcon MSRE
Ei ole ( nopeilla neutroneilla )	Na CEFR CFR-600 KNK II PFBR PFR PRISMA BN-350 BN-600 BN-800 BN-1200 Superphoenix Phoenix muu DFR DFR GFR EM2 LFR MYRRHA SSTAR BREST SVBR RMWR TWR
muu	Orgaaninen moderaattori ja jäähdytysneste arbus Piqua
muut jäähdytysnesteet	Nestemäinen metalli: Bi , K , NaK , Sn , Hg , Pb Orgaaninen: C 12 H 10 , C 18 H 14 , Hiilivety
Ydinteknologiat Luettelo maailman ydinvoimaloista Ydinreaktorit Venäjällä Säteilyonnettomuudet