Как расшифровывается ввэр 1200

ВВЭР-1200

Содержание

Характеристики ВВЭР

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 выведены из эксплуатации.

ВВЭР-640

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).

ВВЭР-640 (Проект)

Разработан НИТИ, предпологалось 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 12 направляющих трубок. В направляющих трубках 109 центральных кассет одним приводом перемещается пучок из 18 поглощающих стержней. В направляющих трубках 42 периферийных кассет помещены стержни выгорающего поглотителя. Сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (Оксид европия Eu₂O₃ в матрице из алюминиевого сплава), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице. 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.

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:

Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.

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

ВВЭР-1200

В настоящее время концерн «Росэнергоатом» 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 2012 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.

Источник

Россия, в отличие от других стран, не сворачивает, а наращивает темпы строительства ядерных реакторов. В ближайшее время «Росатом» планирует начать серийный выпуск плавучих АЭС на экспорт.

Вот он — водо-водяной энергореактор на 1200 мегаватт. На Ленинградской АЭС, точнее — на ЛАЭС-2, он уже второй. Первый, точно такой же, запустили в 2018 году, и он заменил собой один из четырёх старых энергоблоков. Нынешний ВВЭР-1200 построен на замену ещё одному, который окончательно отключат к концу года. Оставшиеся два много лет работающих реактора тоже планируется заменить новыми.

А тем временем там же, под Петербургом, построили плавучую атомную электростанцию — единственную в своём роде. Она работает по тому же принципу, правда, довольно скромная по мощности — два реактора по 35 мегаватт. И всё-таки обеспечивает жителей чукотского города Певека не только электричеством, но и теплом. В ближайшее время планируется закладка новых плавучих АЭС с энергоблоками нового поколения, которые будут выдавать уже по 50 мегаватт мощности.

Именно этот новый вариант плавучего энергоблока будет предлагаться на экспорт. Стоимость электроэнергии на нём также будет ниже и сравнима со стоимостью электроэнергии, производимой на дизельных станциях

Из комментария ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Первая в мире плавучая атомная электростанция: фотоэкскурсия

Насколько мощны ВВЭР?

Если говорить о ВВЭР-1200 в Ленинградской области, то она вырабатывает 1200 мегаватт, то есть на 20% больше, чем реакторы прошлого поколения — те дают 1000 мегаватт.

Считается, что один ВВЭР-1200, в принципе, способен обеспечить электричеством половину Санкт-Петербурга. В реальности на сегодняшний день четыре энергоблока ЛАЭС снабжают электроэнергией полгорода и вдобавок половину Ленинградской области. Эта атомная станция — крупнейший производитель электричества на всём северо-западе России.

Если смотреть в мировом масштабе, то можно сказать, что по количеству мегаватт ВВЭР-1200 входит в десятку мощнейших ядерных энергореакторов на земном шаре.

Где ещё такие есть

Во-первых, на Нововоронежской АЭС. Там уже не первый год работает два ВВЭР-1200. Во-вторых, такие же реакторы сейчас строят на АЭС в шести зарубежных странах:

И это не всё: уже заключены контракты на возведение ВВЭР-1200 для двух атомных станций в Китае — Тяньваньской и «Сюйдапу».

Как работает ВВЭР-1200

Эти капсулы состоят из диоксида урана, при этом урана обогащённого, то есть в него добавлено побольше нужной разновидности этого радиоактивного вещества, чем встречается в природном уране. Он бывает двух видов — уран-235 и уран-238. Эти цифры обозначают количество протонов в ядре атома. Большая часть урана в таблетках — это уран-238, но самый драгоценный ингредиент — несколько процентов урана-235. Дело в том, что именно с таким количеством протонов он может самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядра. А именно это нужно для высвобождения огромной энергии.

Таблетки помещают в трубки, а сборка из 36 таких трубок — это тепловыделяющая кассета, или тепловыделяющая сборка (ТВС). Вот так и выглядит топливо для ядерного реактора.

Процесс идёт примерно так: сначала некий первичный нейтрон разбивает ядро на две части. При этом от каждой половинки тоже откалываются нейтроны. Они летят дальше, сталкиваются с соседними ядрами, те разбиваются, опять отлетают нейтроны, опять они врезаются в ядра и так далее.

Иногда нужен какой-то внешний источник нейтронов, можно сказать, нейтронная пушка, чтобы запустить этот процесс. Но в большинстве случаев это излишне: уран-235, если ему не мешать, разбивается сам собой. Тут, скорее, приходится, наоборот, сдерживать реакцию, чтобы всё не взлетело на воздух. Для этого есть специальные регулирующие стержни, их помещают прямо туда, где идёт реакция — в активную зону. Они состоят из такого вещества, которое поглощает лишние нейтроны. Это алюминий либо цирконий. Чтобы реакция пошла, их надо убрать, чтобы реакция не была слишком сильной — надо опустить в активную зону.

И требуется ещё кое-что, чтобы реакция шла максимально эффективно, то есть чтобы нейтроны как можно чаще попадали в ядра и разбивали их. Дело в том, что они носятся, как первоклашки на перемене. Только если первоклашки как раз очень успешно сбивают всё и всех на своём пути, то нейтроны на своих сверхскоростях просто проносятся мимо ядер, и от их мельтешения никакого толку нет. Чтобы они с чувством, с толком, с расстановкой встречались с ядром и разделяли его надвое, их нужно немножко притормозить. С помощью какого-нибудь подходящего вещества. Потому такое вещество в реакторе называют замедлителем. Идеальный замедлитель — это молекулы, которые замедляют нейтроны, но не берут их себе, не включают в свой состав. Потому что, извините, нам эти нейтроны самим нужны. В качестве замедлителей в реакторах используют графит, бериллий и воду.

Так вот, в новом реакторе, запущенном в Сосновом Бору (как и во многих других ему подобных), используют воду. Это водо-водяной энергореактор (ВВЭР). Водо-водяной — потому что вода используется и для замедления нейтронов, и для выработки потом электричества. То есть от неё двойная польза.

Почему именно вода? Потому что она очень доступная, недорогая и при этом достаточно неплохо замедляет. Правда, она большой любитель захвата нейтронов, поэтому ради неё приходится побольше обогащать уран 235-м изотопом. Плюс она не должна закипеть в активной зоне, а там температура — градусов 300. Для этого приходится использовать её под сильнейшим давлением — примерно 160 атмосфер. Из-за давления температура кипения повышается.

Тепловая энергия от деления ядер урана нагревает теплоноситель в парогенераторе. Туда и отправляется вода после того, как выполнит свою работу в активной зоне. Вот там ей уже разрешено и положено находиться в газообразном состоянии. Пар идёт в турбину, вал турбины крутится, и энергия этого вращения подпитывает генератор. Генератор вырабатывает электричество.

Источник

Водо-водяной энергетический реактор

Элемент о котором идёт речь в статье является радиоактивным, или излучает большую дозу радиации!

В этой статье указаны элементы с помощью которой осуществляется структура работы АЭС

Описание: Водный реактор

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;

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 введён 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:

Содержание

Характеристики ВВЭР [ ]

Характеристика	ВВЭР-210 [5]	ВВЭР-365	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	ВВЭР-1200	ВВЭР-13 [9] [10] [11] 00 [12] [13] [14]
Тепловая мощность реактора, МВт	760	1325	1375	3000	3212	3300
К. п. д., (нетто) %	25,5	25,7	29,7	31,7	35,7 [15]	37,9
Давление пара, кг/см²
перед турбиной	29,0	29,0	44,0	60,0	70,0
в первом контуре	100	105	125	160,0	165,1	165.2
Температура воды, °C:
на входе в реактор	250	250	269	289	298,2 [16]	297,2
на выходе из реактора	269	275	300	319	328,6	328,8
Диаметр активной зоны, м	2,88	2,88	2,88	3,12	—
Высота активной зоны, м	2,50	2,50	2,50	3,50	—	3,73 [17]
Диаметр ТВЭЛа, мм	10,2	9,1	9,1	9,1	9,1	9,1
Число ТВЭЛов в кассете (ТВС)	90	126	126	312	312	313
Количество кассет (ТВС) [18] [19]	349 (312+АРК 37) Кольская	163	163
Загрузка урана, т	38	40	42	66	76-85,5	87,3
Среднее обогащение урана, %	2,0	3,0	3,5	4,26	4,69
Среднее выгорание топлива, МВт·сут/кг	13,0	27,0	28,6	48,4	55,5

Классификация [ ]

Модели ВВЭР [21]

Поколение	Имя	Модель	Страна	Энергоблок
I	ВВЭР	В-210 (В-1) [22]	Россия	Нововоронеж-1 (закрыта)
		В-70 (В-2)	Германия	Райнсберг (KKR) (закрыта)
		В-365 (В-3М)	Россия	Нововоронеж-2 (закрыта)
II	ВВЭР-440	В-179	Россия	Нововоронеж-3 (закрыта)
		В-230	Россия	Кола 1-2 (1 блок модернизирован, 2 реконструкция)
			Германия	Грайфсвальд 1-4 (закрыта)
			Болгария	Козлодуй 1-4 (закрыта)
			Словакия	Богунице 1-2 (закрыта)
		В-213	Россия	Кола 3-4
			Германия	Грайфсвальд-5 (закрыта)
			Украина	Ровно 1-2
			Венгрия	Пакш 1-4
			Чехия	Дукованы 1-4
			Финляндия	Ловииса 1-2
			Словакия	Богунице 3-4
		В-213+	Словакия	Моховце 3-4 (идёт строительство)
		В-270	Армения	Армянская-1 (закрыта)
III	ВВЭР-1000	В-187	Россия	Нововоронеж-5
		В-302	Украина	Южно-Украинск-1
		В-338	Украина	Южно-Украинск-2
			Россия	Калинин 1-2
		В-320	Россия	Балако́во 1-4 Калинин 3-4 Ростов 1-4 Запорожье 1-6 Хмельницкий 1-2 Южно-Украинск-3
			Болгария	Козлодуй 5-6
			Чехия	Темелин 1-2
			В-428	Китай	Тяньвань 1-2
		В-428М	Китай	Тяньвань 3-4
		В-412	Индия	Куданкулам 1-2 Куданкулам 3-4 (идёт строительство)
		В-446	Иран	Бушер-1
		III+	ВВЭР-1000	В-528	Иран	Бушер-2 (идёт строительство)
ВВЭР-1200	В-392M		Россия	Нововоронеж 2 1-2
	В-491		Россия	Балтийск 1-2 (стройка заморожена)
			Белоруссия	Белоруссия 1-2 (идёт строительство)
	В-509		Турция	Аккую 1-2 (идёт строительство)
	В-523		Бангладеш	Руппур 1-2 (идёт строительство)
ВВЭР-1300	В-510К		Россия	Курск 2-1-2 (идёт строительство)

ВВЭР-210 [ ]

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г. [24]

В 1984 году первый блок был выведен из эксплуатации.

ВВЭР-70 [ ]

[25] В соответствии с Постановлением Совета Министров СССР от 17 июля 1956 года в октябре 1956 года Институтом атомной энергии было разработано техническое задание на проект ВВЭР электрической мощностью 70 МВт для АЭС Райнсберг в ГДР. В январе 1957 года началась разработка ОКБ «Гидропресс» технического проекта ВВЭР-70 (В-2). В конце 1958 года технический проект реактора В-2 был закончен. Надо отметить, что разработка проекта В-2 велась с разрывом времени менее двух лет с проектом В-1, поэтому многие технические решения были аналогичны, но были и принципиальные отличия — крышка реактора полуэллиптической формы вместо плоской, однорядное расположение патрубков Ду 500.

После успешного завершения горячей обкатки, физического и энергетического пусков АЭС «Райнсберг» была 6 мая 1966 года включена в электрическую сеть и 11 октября 1966 года сдана в эксплуатацию.

ВВЭР-365 [ ]

[28] 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:

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. [29]

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. [32]

ВВЭР-440 [ ]

Сравнение упаковки ТВС реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000

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:

3 и 4 блоках Нововоронежской АЭС

1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС

1 и 2 блоках АЭС «Ловииса» (Финляндия)

1-4 блоках АЭС «Козлодуй» (Болгария)

1-4 блоках АЭС «Пакш» (Венгрия)

3 и 4 блоках АЭС «Богунице» (Словакия)

1 и 2 блоках АЭС «Моховце» (Словакия)

1-4 блоках АЭС «Дукованы» (Чехия)

2 блок Армянской АЭС

а также действовали/строились на ныне закрытой восточно-германской АЭС «Грайфсвальд».

С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.

Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.

Внешние видеофайлы
Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 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 произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП (Стержень выгорающего поглотителя) 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 КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200 [ ]

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

ВВЭР-1300 [ ]

[37] Основная статья: ВВЭР-ТОИ

Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «ТОИ» — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: Типизация принимаемых решений, Оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и Информатизация.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объёме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:

В апреле 2018 начато строительство блока № 1 Курской АЭС-2, в апреле 2019 начато строительство блока № 2.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

Достоинства [ ]

Недостатки [ ]

ВВЭР-640 (проект) [ ]

[47] Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1500 (проект) [ ]

Перегрузка топлива [ ]

[50] На канальных реакторах типа РБМК перегрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленном реакторе и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере) и «мокрая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой).

Источник