A VVER ( water - to - water power reactor ) egy víz-víz nyomású atomerőmű reaktor , a világon elterjedt atomerőművek fejlesztésének egyik legsikeresebb ágának képviselője .
Az ilyen típusú reaktorok elnevezése más országokban PWR , ezek képezik a világ békés atomenergiájának alapját . Az első ilyen reaktorral rendelkező állomást 1957- ben indították az Egyesült Államokban ( Shippingport Nuclear Power Plant ).
A VVER-t a Szovjetunióban fejlesztették ki az RBMK reaktorral egy időben, és eredetét az akkori nukleáris tengeralattjárók számára vizsgált egyik reaktorüzemnek köszönheti . A reaktor ötletét S. M. Feinberg javasolta a Kurchatov Intézetben . A projekt munkálatai 1954-ben kezdődtek, 1955-ben a Gidropress Tervező Iroda megkezdte a fejlesztést. A tudományos vezetést I. V. Kurchatov és A. P. Aleksandrov [1] végezte .
Az első szovjet VVER-t (VVER-210) 1964-ben helyezték üzembe a Novovoronyezsi Atomerőmű első erőművében . Az első külföldi állomás VVER-70 reaktorral az 1966-ban üzembe helyezett Rheinsberg Atomerőmű ( NDK ) volt.
A VVER reaktorok alkotói:
| Jellegzetes | 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] |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| A reaktor hőteljesítménye, MW | 760 | 1325 | 1375 | 3000 | 3212 | 3300 | 1600 |
| K.p.d. , (nettó)% | 25.5 | 25.7 | 29.7 | 31.7 | 35,7 [nb 1] | 37.9 | 35 |
| Gőznyomás, kgf/cm² | |||||||
| a turbina előtt | 29.0 | 29.0 | 44,0 | 60,0 | 70,0 | ||
| az első körben | 100 | 105 | 125 | 160,0 | 165.1 | 165.2 | 162 |
| Vízhőmérséklet, °C: | |||||||
| a reaktor bejáratánál | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,2 [13] | 297.2 | 299 |
| a reaktor kijáratánál | 269 | 275 | 300 | 319 | 328.6 | 328,8 | 325 |
| Magátmérő , m | 2.88 | 2.88 | 2.88 | 3.12 | — | ||
| Magmagasság, m | 2.50 | 2.50 | 2.50 | 3.50 | — | 3,73 [14] | |
| TVEL átmérő , mm | 10.2 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | |
| TVEL-ek száma egy kazettán ( TVS ) | 90 | 126 | 126 | 312 | 312 | 313 | |
| A kazetták száma ( TVS ) [4] [15] | 349
(312+ARK (SUZ) 37) |
349
(276+ARK 73) |
349 (276+ARC 73), (312+ARC 37) Kola |
151 (109+SUZ 42),
163 |
163 | 163 | 121 |
| Uránrakodás, t | 38 | 40 | 42 | 66 | 76-85,5 | 87.3 | |
| Az urán átlagos dúsítása , % | 2.0 | 3.0 | 3.5 | 4.26 | 4.69 | ||
| Átlagos üzemanyag-elégés , MW nap/kg | 13.0 | 27.0 | 28.6 | 48.4 | 55.5 | ||
A Kurchatov Intézetben létrehozott VVER-210 (V-1) lett az első nyomástartó edény típusú nagynyomású reaktor. A fizikai indítást "nyitott fedéllel" 1963 decemberében hajtották végre, 1964. szeptember 8-án a reaktort kritikus állapotba hozták, szeptember 30-án a Novovoronyezs első erőműveként az elektromos hálózatra kapcsolták. A V.I.-ről elnevezett atomerőmű A Szovjetunió (NVAES) 50. évfordulója . December 27-re a reaktor elérte tervezett kapacitását, amely akkoriban a világ legerősebb erőforrása volt . Hagyományos műszaki megoldásokat dolgoztak ki rajta:
Az 1967 -es Szovjetunió Állami Díjat a blokk fejlesztéséért ítélték oda [17]
1984-ben az első egységet leszerelték.
A Szovjetunió Minisztertanácsának 1956. július 17-i rendeletével összhangban az Atomenergia Intézet 1956 októberében kidolgozta a Rheinsberg Atomerőmű 70 MW villamos teljesítményű VVER projektjének feladatmeghatározását. NDK. 1957 januárjában az OKB Gidropress megkezdte a VVER-70 (V-2) műszaki tervének kidolgozását. 1958 végén elkészült a V-2 reaktor műszaki terve. A V-2 projekt fejlesztése a V-1 projekthez képest két évnél rövidebb időbeli eltéréssel valósult meg, így sok műszaki megoldás hasonló volt, de voltak alapvető eltérések is - a reaktorfedél fél-elliptikus volt, lapos, a Du 500 csövek egysoros elrendezése.
A melegbejáratás, a fizikai és az áramellátás sikeres befejezése után a Rheinsbergi Atomerőművet 1966. május 6-án kapcsolták be az elektromos hálózatba, és 1966. október 11-én helyezték üzembe.
A Rheinsberg Atomerőmű 1988-ig működött, és a tervezett élettartam lejárta után leállították. Az üzemidőt meg lehetett hosszabbítani, de Németország újraegyesítése után a biztonsági előírások eltérései miatt az atomerőművet bezárták [18] [19] .
A VVER-365 (V-ZM) reaktortelepet a második blokkba szánták, mint az erőmű fejlettebb változatát, a VVER-1 és VVER-2 után. A munka megkezdését 1962. augusztus 30-i kormányrendelet határozta meg. A kitűzött feladatok között szerepelt a felhalmozott tapasztalatok alapján történő kutatómunka végzésének szűk határideje.
A VVER-365 fő megoldásai közül:
Emellett az átmérők csökkentésével és más típusú kazettákkal való cserével megnövelték a fűtőelemek felületét a zónában (jelen esetben 90 helyett 120 üzemanyagrúd volt minden kazettában). Ehhez viszont számos tervezési megoldásra volt szükség, mind a kazetták és üzemanyagrudak geometriájában és gyártásában, mind pedig magában a reaktortartályban [20] .
A blokkot 1969-ben építették és bocsátották forgalomba [21] . A VVER-365 reaktor köztes az első és a második generáció között [4] .
A VVER-210-nél és a VVER-365-nél tesztelték a reaktor hőteljesítményének állandó térfogatú reaktorszabályozás melletti növelésének lehetőségét a hűtőközeghez hozzáadott adalékok elnyelésével stb.. 1990-ben a VVER-365-öt leállították [22] .
Fejlesztő OKB "Gidropress" (Podolsk, moszkvai régió). Eredetileg 500 MW (Elektromos) teljesítményre tervezték, de megfelelő turbinák hiányában 440 MW-ra alakították át (2 darab K-220-44 KhTGZ , egyenként 220 MW-os turbina).
A VVER-440 hatása:
2009 óta újraindul a munka a szlovákiai Mochovce Atomerőmű 3. és 4. blokkjának befejezésén és üzembe helyezésében.
A VVER-1000 mag 163 tüzelőanyag-kazettából áll, amelyek mindegyike 312 üzemanyagrúddal rendelkezik. 18 vezetőcső van egyenletesen elosztva a kazettában. A kazetta magban elfoglalt helyzetétől függően a meghajtó a vezetőcsövekben a vezérlő- és védelmi rendszer szabályozó (OR CPS) 18 elnyelő rudat (PS) tartalmazó köteget mozgathat, a PS mag diszperziós anyagból ( bór-karbid alumíniumötvözet mátrixban, más nedvszívó anyagok is használhatók: diszprózium-titanát, hafnium). A vezetőcsövekbe éghető abszorber rudak (BRA) is helyezhetők (ha nincsenek a CPS VAGY alatt), a BRA mag anyaga cirkónium mátrixban lévő bór, jelenleg teljes átmenet történt a visszakereshető SRA-ból az üzemanyagba integrált abszorberhez (gadolínium-oxid). A 7 mm átmérőjű PS és SVP magok (Burable Abszorber rúd) 8,2 × 0,6 mm méretű rozsdamentes acél héjakba vannak zárva. A PS és SVP rendszereken kívül a VVER-1000 bórszabályzó rendszert is használ.
A VVER-1000 egység teljesítménye megnövekedett a VVER-440 egység teljesítményéhez képest számos jellemző változása miatt. A mag térfogata 1,65-szörösére, a mag fajlagos teljesítménye 1,3-szorosára, valamint az egység hatásfoka nőtt.
Az átlagos tüzelőanyag-égetés kampányonként három részleges tankolásnál kezdetben 40 MW nap/kg volt, jelenleg eléri az 50 MW nap/kg körüli értéket.
A reaktortartály tömege körülbelül 330 tonna [23] .
A VVER-1000-t és a primer kör radioaktív hűtőközeggel ellátott berendezéseit feszített vasbetonból készült védőburkolatba helyezik , amelyet konténmentnek vagy konténmentnek neveznek. Biztosítja az egység biztonságát a primerköri csővezetékek megszakadásával járó balesetek esetén.
Számos VVER-1000 reaktoron alapuló reaktortelep létezik:
A VVER-1000 alapján egy nagyobb teljesítményű reaktort fejlesztettek ki: 1150 MW.
Jelenleg a Rosenergoatom JSC konszern egy tipikus reaktort fejlesztett ki 1150 MW villamos teljesítményre. A projekt keretében egy új reaktor létrehozására irányuló munkát AES-2006 projektnek nevezték el. Az első VVER-1200 reaktoros erőművet 2013-ban, a Novovoronyezsi Atomerőmű-2 építési projekt részeként tervezték elindítani , azonban ennek eredményeként a határidők 3 évvel eltolódtak. 2017. február 27-én a Novovoronyezsi Atomerőműben a hatodik, 2019. október 31-én pedig a hetedik erőművet helyezték üzembe (mindkettő az AES-2006 projekt keretében VVER-rel -1200 reaktorerőmű és 1200 megawatt elektromos teljesítmény). A Leningrádi Atomerőmű-2 első erőművi blokkját 2018. október 29-én helyezték üzembe, a másodikat 2020. október 23-án kapcsolták be Oroszország egységes energiarendszerébe [24] . Ezenkívül VVER-1200 reaktorokat használnak az első fehérorosz atomerőmű építése során , Osztrovec város közelében, Grodno régióban. 2016. október 13-án az orosz Power Machines vállalat egy 1200 MW-os turbinás generátor állórészt szállított a fehérorosz atomerőműbe.
A VVER-1200 reaktoron alapuló reaktortelepek több projektje is létezik:
A VVER-1200 alapú atomerőműveket megnövekedett biztonsági szint jellemzi, ami lehetővé teszi a „3+” generációhoz való utalást. Ezt új „passzív biztonsági rendszerek” bevezetésével érték el, amelyek a kezelői beavatkozás nélkül is képesek működni, még akkor is, ha az állomás teljesen áramtalanítva van. Az NVNPP-2 1. számú erőműben az ilyen rendszereket passzív hőeltávolító rendszerként a reaktorból, passzív katalitikus hidrogéneltávolító rendszerként és zónaolvadékcsapdaként használják. A projekt másik jellemzője egy kettős konténment volt, amelyben a belső héj megakadályozza a radioaktív anyagok kiszivárgását balesetek esetén, a külső héj pedig ellenáll a természetes és az ember által okozott hatásoknak, mint például a tornádók vagy a repülőgépek lezuhanásai [26] ] .
A VVER reaktor következő módosítása a VVER-TOI projekthez kapcsolódik. ahol a "TOI" egy rövidítés, amely három fő elvet jelent, amelyek az atomerőmű tervezésébe ágyazódnak: a meghozott döntések tipizálása , az AES-2006 projekt műszaki-gazdasági mutatóinak optimalizálása, valamint az informatizálás.
A VVER-TOI projektben mind magának a reaktortelepnek, mind a helyhez kötött berendezéseknek az egyes elemeit fokozatosan, lépésről lépésre korszerűsítik, növelik a technológiai és működési paramétereket, fejlesztik az ipari bázist, fejlesztik az építési módszereket és a pénzügyi támogatást. A nyomás alatti vizes tartályos reaktor irányával kapcsolatos modern innovációkat teljes mértékben alkalmazták.
A tervezési és műszaki megoldások optimalizálásának fő irányai az AES-2006 projekthez képest:
2018 áprilisában megkezdődött a Kurszk Atomerőmű-2 1-es blokkjának építése, 2019 áprilisában pedig a 2-es blokk építése.
A VVER-1300 reaktoron alapuló reaktortelepek számos projektje létezik:
Egy új generációs, fokozott biztonságú VVER-640-es reaktorral felszerelt atomerőmű alaptervét a Szentpétervári AEP és az OKB Gidropress dolgozta ki az Üzemanyag és Energia Szövetségi Környezeti Tiszta Energia alprogram keretében. Célprogram, amelyet az Orosz Föderáció atomenergia-minisztere hagyott jóvá 1995.10.11.-i jegyzőkönyvvel.
A projekt biztosította a nemzetközi szabványoknak és az Orosz Föderációban érvényben lévő modern biztonsági szabályoknak és előírásoknak való megfelelést, az optimális biztonsági szint elérését a nyomás alatti vizes reaktorok osztályának legjobb kialakításaihoz képest, valamint a modern követelményeknek való megfelelést. ökológia és környezetvédelem az atomerőmű építési területén .
Az erőmű nukleáris és sugárbiztonsági mutatóinak minőségi javítását biztosító, alapvetően új műszaki megoldások a következők:
A VVER-640 reaktorral ellátott erőművek építése fokozott szeizmikus aktivitás mellett a reaktorépület alaplemeze alá telepített szeizmikus szigetelők alkalmazása miatt lehetséges.
A VVER-640 projekt a VVER-1000 projekttel egyesített berendezéseket használ, beleértve a reaktor nyomástartó edényét, gőzfejlesztőjét, CPS hajtásait, nyomáskompenzátorát. Az Orosz Föderáció északnyugati régiójának fő gyártói megerősítették annak lehetőségét, hogy megrendelések adhatók le az előírásoknak megfelelő berendezések gyártására, kivéve a berendezések kis listáját, amely új szabványmódosításokat tesz szükségessé. alkatrészek.
Az erőmű blokk kapacitásának a VVER-1000 reaktorhoz viszonyított csökkenése lehetővé teszi az ügyfél számára, hogy bővítse a potenciális atomerőművi helyek keresésének körét az atomerőmű helye szerinti régió meglévő közműveivel és infrastruktúrájával való kapcsolat szempontjából. állítólag megépül.
A VVER-600 megépítését a Kolai Atomerőmű-2-ben 2035 -ig tervezik . [33] [34] A tervezett teljesítmény 600 MW, a főberendezések tervezési élettartama legalább 60 év, a maximális eszközkölcsönzés a VVER-1200 és VVER-TOI projektekből. [35] [36]
Az 1980-as években elindított, ígéretes harmadik generációs reaktorprojekt, amely a VVER-1000 projektek evolúciós fejlesztése, fokozott biztonsággal és hatékonysággal, az alacsony kereslet, valamint az új turbinák, gőzfejlesztők, ill. nagy teljesítményű generátor, a munkát 2001-ben folytatták [37] .
Az RBMK típusú csatornareaktoroknál az üzemanyagot az üzemelő reaktorban töltik fel (ami a technológiából és a tervezésből adódik, és önmagában nem befolyásolja a vészhelyzet valószínűségét a VVER-hez képest). Minden üzemelő, épülő és tervezett VVER típusú nyomástartó edényes reaktorral rendelkező atomerőműben a tankolás leállított reaktor mellett történik, és a reaktortartályban a nyomást légköri nyomásra csökkentik. Az üzemanyagot a reaktorból csak felülről távolítják el. Két tankolási mód létezik: „száraz” (amikor a reaktorból eltávolított fűtőelem-kazettákat lezárt szállítótartályban a tartózónába szállítják) és „nedves” (amikor a reaktorból eltávolított fűtőelem-kazettákat feltöltött csatornákon keresztül a tárolózónába szállítják vízzel).
| A Szovjetunió és Oroszország atomreaktorai | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Kutatás |
| ||||||||||
| Ipari és kettős célú | Világítótorony 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 POKOL ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energia |
| ||||||||||
| Szállítás | Tengeralattjárók Víz-víz VM-A VM-4 5-kor OK-650 folyékony fém RM-1 BM-40A (OK-550) felszíni hajók OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Repülés Tu-95LAL Tu-119 ‡ Tér Kamilla Bükkfa Topáz Yenisei | ||||||||||
§ – reaktorok vannak építés alatt, ‡ – csak projektként létezik
| |||||||||||
| Atomerőmű reaktorok | |||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Moderátor | |||||||||||||||
| könnyű víz |
| ||||||||||||||
| Nehézvíz hűtőfolyadék _ |
| ||||||||||||||
| Grafit hűtőfolyadéknak _ |
| ||||||||||||||
| Hiányzik ( gyors neutronokon ) |
| ||||||||||||||
| Egyéb |
| ||||||||||||||
| egyéb hűtőfolyadékok | Folyékony fém: Bi , K , NaK , Sn , Hg , Pb Szerves: C 12 H 10 , C 18 H 14 , Szénhidrogén | ||||||||||||||
| |||||||||||||||