VVER ( reactor de putere apă - apă ) este un reactor de energie nucleară presurizat apă-apă , un reprezentant al uneia dintre cele mai de succes ramuri ale dezvoltării centralelor nucleare care s-au răspândit în lume .
Numele comun al reactoarelor de acest tip în alte țări este PWR , ele sunt baza energiei nucleare pașnice din lume . Prima stație cu un astfel de reactor a fost lansată în Statele Unite în 1957 ( Shippingport Nuclear Power Plant ).
VVER a fost dezvoltat în URSS în același timp cu reactorul RBMK și își datorează originea uneia dintre centralele de reactoare luate în considerare la acea vreme pentru submarinele nucleare . Ideea unui reactor a fost propusă la Institutul Kurchatov de S. M. Feinberg . Lucrările la proiect au început în 1954, în 1955 Biroul de Proiectare Gidropress și-a început dezvoltarea. Conducerea științifică a fost realizată de I. V. Kurchatov și A. P. Aleksandrov [1] .
Primul VVER sovietic (VVER-210) a fost pus în funcțiune în 1964 la prima unitate de putere a CNE Novovoronezh . Prima stație străină cu un reactor VVER-70 a fost centrala nucleară Rheinsberg ( GDR ) pusă în funcțiune în 1966.
Creatorii reactoarelor VVER:
Caracteristică | 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] |
---|---|---|---|---|---|---|---|
Puterea termică a reactorului, MW | 760 | 1325 | 1375 | 3000 | 3212 | 3300 | 1600 |
K.p.d. , (net)% | 25.5 | 25.7 | 29.7 | 31.7 | 35,7 [nb 1] | 37.9 | 35 |
Presiunea aburului, kgf/cm² | |||||||
în fața turbinei | 29,0 | 29,0 | 44,0 | 60,0 | 70,0 | ||
în primul circuit | 100 | 105 | 125 | 160,0 | 165.1 | 165,2 | 162 |
Temperatura apei, °C: | |||||||
la intrarea în reactor | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,2 [13] | 297,2 | 299 |
la ieșirea din reactor | 269 | 275 | 300 | 319 | 328,6 | 328,8 | 325 |
Diametrul miezului , m | 2,88 | 2,88 | 2,88 | 3.12 | — | ||
Înălțimea miezului, m | 2.50 | 2.50 | 2.50 | 3,50 | — | 3,73 [14] | |
Diametru TVEL , mm | 10.2 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | |
Numărul de TVEL într-o casetă ( TVS ) | 90 | 126 | 126 | 312 | 312 | 313 | |
Număr de casete ( 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 |
Încărcare cu uraniu, t | 38 | 40 | 42 | 66 | 76-85,5 | 87,3 | |
Îmbogățirea medie a uraniului , % | 2.0 | 3.0 | 3.5 | 4.26 | 4,69 | ||
Consumul mediu de combustibil , MW zi/kg | 13.0 | 27,0 | 28.6 | 48.4 | 55,5 |
VVER-210 (V-1), creat la Institutul Kurchatov , a devenit primul reactor sub presiune de tip vas sub presiune. Pornirea fizică „cu capacul deschis” a fost efectuată în decembrie 1963, la 8 septembrie 1964, reactorul a fost adus într-o stare critică, la 30 septembrie a fost conectat la rețeaua electrică ca prima unitate de putere a Novovoronezh . CNE numită după V.I. 50 de ani de la URSS (NVAES). Până pe 27 decembrie, reactorul și-a atins capacitatea de proiectare, fiind la acea vreme cea mai puternică unitate de putere din lume . Pe el au fost elaborate soluții tehnice tradiționale:
Premiul de Stat al URSS pentru 1967 a fost acordat pentru dezvoltarea blocului [17]
În 1984, prima unitate a fost scoasă din funcțiune.
În conformitate cu Decretul Consiliului de Miniștri al URSS din 17 iulie 1956, în octombrie 1956, Institutul de Energie Atomică a elaborat termenii de referință pentru proiectul VVER cu o putere electrică de 70 MW pentru CNE Rheinsberg din RDG. În ianuarie 1957, dezvoltarea designului tehnic al VVER-70 (V-2) a început de către OKB Gidropress. La sfârșitul anului 1958, proiectarea tehnică a reactorului V-2 a fost finalizată. Dezvoltarea proiectului V-2 a fost realizată cu un interval de timp de mai puțin de doi ani cu proiectul V-1, așa că multe soluții tehnice erau similare, dar existau și diferențe fundamentale - capacul reactorului era semi-eliptic în loc de plat, aranjamentul pe un singur rând de țevi Du 500.
După finalizarea cu succes a pornirilor la cald, fizice și electrice , CNE Rheinsberg a fost conectată la rețeaua electrică pe 6 mai 1966 și pusă în funcțiune la 11 octombrie 1966.
Centrala nucleară Rheinsberg a fost în funcțiune până în 1988 și a fost dezafectată după ce durata de viață de proiect a fost încheiată. Durata de viață ar putea fi prelungită, dar după reunificarea Germaniei, centrala nucleară a fost închisă din cauza diferențelor de standarde de siguranță [18] [19] .
Centrala reactor VVER-365 (V-ZM) a fost destinată blocului al doilea ca o versiune mai avansată a unității de putere, după VVER-1 și VVER-2. Începutul lucrărilor a fost stabilit printr-un decret guvernamental din 30 august 1962. Printre sarcinile stabilite s-au numărat termenele strânse pentru efectuarea lucrărilor de cercetare pe baza experienței acumulate.
Printre principalele soluții ale VVER-365:
În plus, suprafețele elementelor de combustibil din miez au fost mărite prin reducerea diametrelor și înlocuirea acestora cu un alt tip de casete (în acest caz, fiecare casetă conținea 120 de tije de combustibil în loc de 90). La rândul său, aceasta a necesitat o serie de soluții de proiectare, atât în geometria și fabricarea casetelor și a barelor de combustibil, cât și în vasul reactorului în sine [20] .
Blocul a fost construit și lansat în 1969 [21] . Reactorul VVER-365 este intermediar între prima și a doua generație [4] .
La VVER-210 și VVER-365 a fost testată posibilitatea creșterii puterii termice a reactorului cu un volum constant de control al reactorului prin absorbția aditivilor la lichidul de răcire etc.. În 1990, VVER-365 a fost scos din funcțiune [22] .
Dezvoltator OKB „Gidropress” (Podolsk, regiunea Moscova). Inițial a fost planificat pentru o capacitate de 500 MW (Electric), dar din cauza lipsei de turbine adecvate, a fost transformat la 440 MW (2 turbine K-220-44 KhTGZ de 220 MW fiecare).
VVER-440 afectează:
Din 2009, s-au reluat lucrările la finalizarea și punerea în funcțiune a Unităților 3 și 4 ale CNE din Slovacia Mochovce.
Miezul VVER-1000 este format din 163 de ansambluri de combustibil , fiecare cu 312 bare de combustibil. 18 tuburi de ghidare sunt distribuite uniform pe toată caseta. În funcție de poziția casetei în miez, antrenamentul poate deplasa în tuburile de ghidare un mănunchi de 18 tije absorbante (PS) ale regulatorului sistemului de control și protecție (SAU CPS), miezul PS este realizat dintr-un material de dispersie ( carbură de bor într-o matrice de aliaj de aluminiu, pot fi utilizate alte materiale absorbante: titanat de disproziu, hafniu). În tuburile de ghidare pot fi plasate și tije absorbante ardabile (BRA) (atunci când nu sunt sub CPS OR), materialul miezului BRA este bor într-o matrice de zirconiu; în prezent, s-a făcut o tranziție completă din SRA recuperabil. la un absorbant (oxid de gadoliniu) integrat în combustibil. Miezurile PS și SVP (tijă absorbantă Burable) cu un diametru de 7 mm sunt închise în carcase din oțel inoxidabil cu o dimensiune de 8,2 × 0,6 mm. Pe lângă sistemele PS și SVP, VVER-1000 folosește și un sistem de control al borului.
Puterea unității cu VVER-1000 este crescută în comparație cu puterea unității cu VVER-440 datorită modificării unui număr de caracteristici. Volumul miezului a fost crescut de 1,65 ori, puterea specifică a miezului de 1,3 ori și eficiența unității.
Consumul mediu de combustibil la trei realimentări parțiale pe campanie a fost inițial de 40 MW zi/kg, în momentul de față ajunge la aproximativ 50 MW zi/kg.
Masa vasului reactorului este de aproximativ 330 de tone [23] .
VVER-1000 și echipamentele circuitului primar cu un lichid de răcire radioactiv sunt plasate într-o carcasă de protecție din beton armat precomprimat , numită reținere sau reținere. Asigură siguranța unității în caz de accidente cu ruperea conductelor circuitului primar.
Există mai multe proiecte de centrale de reactoare bazate pe reactorul VVER-1000:
Pe baza VVER-1000 a fost dezvoltat un reactor de putere mai mare: 1150 MW.
În prezent, JSC Concern " Rosenergoatom " a dezvoltat un reactor tipic pentru 1150 MW de energie electrică. Lucrările în cadrul proiectului de creare a unui nou reactor au fost numite proiectul AES-2006 . Prima unitate de putere cu un reactor VVER-1200 a fost planificată să fie lansată în 2013, ca parte a proiectului de construcție a NPP-2 Novovoronezh , totuși, ca urmare, termenele au fost modificate cu 3 ani. La 27 februarie 2017, a șasea unitate de putere a fost pusă în funcțiune comercială la CNE Novovoronezh, iar la 31 octombrie 2019, a șaptea unitate de putere a fost pusă în funcțiune comercială (ambele în cadrul proiectului AES-2006 cu un VVER). -1200 centrale de reactoare și o putere electrică de 1200 megawați). Prima unitate de putere a NPP-2 din Leningrad a fost pusă în funcțiune pe 29 octombrie 2018, a doua unitate de putere a fost conectată la sistemul energetic unificat al Rusiei pe 23 octombrie 2020 [24] . În plus, reactoarele VVER-1200 sunt folosite în construcția primei centrale nucleare din Belarus, lângă orașul Ostrovets, regiunea Grodno. La 13 octombrie 2016, întreprinderea rusă Power Machines a livrat un stator de turbină generator de 1200 MW către CNE din Belarus.
Există mai multe proiecte de centrale de reactoare bazate pe reactorul VVER-1200:
CNE bazate pe VVER-1200 se caracterizează printr-un nivel crescut de siguranță, ceea ce face posibilă referirea lor la generația „3+”. Acest lucru a fost realizat prin introducerea de noi „sisteme de siguranță pasivă” care sunt capabile să funcționeze fără intervenția operatorului chiar și atunci când stația este complet dezactivată. La unitatea de putere nr. 1 a NVNPP-2 , astfel de sisteme sunt utilizate ca un sistem pasiv de îndepărtare a căldurii din reactor, un sistem pasiv de îndepărtare a hidrogenului catalitic și o capcană de topire a miezului. O altă caracteristică a proiectului a fost o izolare dublă, în care carcasa interioară previne scurgerea de substanțe radioactive în caz de accidente, iar carcasa exterioară rezistă impacturilor naturale și provocate de om, cum ar fi, de exemplu, tornadele sau prăbușirile aeronavelor [26]. ] .
Următoarea modificare a reactorului VVER este asociată cu proiectul VVER-TOI . unde „TOI” este o abreviere care înseamnă trei principii principale care sunt încorporate în proiectarea unei centrale nucleare: tipizarea deciziilor luate, optimizarea indicatorilor tehnici și economici ai proiectului AES-2006 și informatizarea.
În proiectul VVER-TOI , elementele individuale atât ale centralei în sine, cât și ale echipamentelor staționare sunt modernizate treptat și pas cu pas, se măresc parametrii tehnologici și operaționali, se dezvoltă baza industrială, se îmbunătățește metodele de construcție și sprijinul financiar. Inovațiile moderne legate de direcția reactorului vasului de apă sub presiune au fost aplicate pe deplin.
Principalele direcții de optimizare a soluțiilor de proiectare și tehnice în comparație cu proiectul AES-2006:
În aprilie 2018, a început construcția unității nr. 1 a NPP-2 Kursk , în aprilie 2019 a început construcția unității nr. 2.
Există mai multe proiecte de centrale de reactoare bazate pe reactorul VVER-1300:
Proiectarea de bază a unei centrale nucleare a unei noi generații de siguranță sporită cu un reactor VVER-640 a fost dezvoltat de St. Petersburg AEP și OKB Gidropress în cadrul subprogramului Environmentally Clean Energy, care face parte din Fuel and Energy Federal. Programul țintă și aprobat de Ministrul Federației Ruse pentru Energie Atomică printr-un protocol din 10/11/1995.
Proiectul a asigurat conformitatea cu standardele internaționale și cerințele normelor și reglementărilor moderne de siguranță în vigoare în Federația Rusă, atingerea unui nivel optim de siguranță în comparație cu cele mai bune proiecte din clasa reactoarelor cu apă sub presiune, conformitatea cu cerințele moderne pentru ecologie şi protecţia mediului la şantierul unei centrale nucleare .
Soluțiile tehnice fundamental noi care asigură o îmbunătățire calitativă a indicatorilor de securitate nucleară și de radiație ai unității de putere sunt următoarele:
Construcția de unități de putere cu reactor VVER-640 în condiții de activitate seismică crescută este posibilă datorită utilizării izolatoarelor seismice instalate sub placa de fundație a clădirii reactorului.
Proiectul VVER-640 folosește echipamente unificate cu proiectul VVER-1000, inclusiv vasul sub presiune al reactorului, generatorul de abur, unitățile CPS, compensatorul de presiune. Principalii producători din regiunea de nord-vest a Federației Ruse au confirmat posibilitatea de a plasa comenzi pentru fabricarea de echipamente în conformitate cu specificațiile, cu excepția unei liste mici de echipamente, care va necesita dezvoltarea de noi modificări ale standardului. componente.
Reducerea capacității unitare a unității de putere în comparație cu reactorul VVER-1000 permite clientului să extindă gama de căutare a potențialelor amplasamente ale centralei nucleare în ceea ce privește conectarea la utilitățile și infrastructura existente din regiunea în care se află centrala nucleară. se presupune a fi construit.
Construcția VVER-600 este planificată la Kola NPP-2 până în 2035 . [33] [34] Capacitatea planificată este de 600 MW, durata de viață proiectată a echipamentelor principale este de cel puțin 60 de ani, împrumutul maxim de echipamente din proiectele VVER-1200 și VVER-TOI. [35] [36]
Un proiect promițător de reactoare din a treia generație, care reprezintă o dezvoltare evolutivă a proiectelor VVER-1000 cu un nivel crescut de siguranță și eficiență, lansat în anii 1980, a fost temporar înghețat din cauza cererii scăzute și a necesității de a dezvolta noi turbine, generatoare de abur și un generator de mare putere, lucrările au fost reluate în 2001 [37] .
Pe reactoarele cu canal de tip RBMK , combustibilul este alimentat la reactorul de funcționare (care se datorează tehnologiei și designului și nu afectează probabilitatea unei urgențe în comparație cu VVER în sine). La toate centralele nucleare în exploatare, în construcție și proiectate cu reactoare cu vas sub presiune tip VVER, realimentarea se realizează cu reactorul oprit și presiunea din vasul reactorului este redusă la presiunea atmosferică. Combustibilul din reactor este îndepărtat numai de sus. Există două metode de realimentare: „uscat” (când ansamblurile de combustibil scoase din reactor sunt mutate în zona de depozitare într-un container de transport sigilat) și „umedă” (când ansamblurile de combustibil scoase din reactor sunt mutate în zona de depozitare prin canalele umplute). cu apă).
Reactoarele nucleare din URSS și Rusia | |||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Cercetare |
| ||||||||||
Industrial și cu scop dublu | Far A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC IAD ADE (-1,-2) | ||||||||||
Energie |
| ||||||||||
Transport | Submarine Apă-apă VM-A VM-4 LA 5 OK-650 metal lichid RM-1 BM-40A (OK-550) nave de suprafață OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Aviaţie Tu-95LAL Tu-119 ‡ Spaţiu Muşeţel Fag Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — sunt reactoare în construcție, ‡ — există doar ca proiect
|
Reactoarele de energie nucleară | |||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Moderator | |||||||||||||||
apă ușoară |
| ||||||||||||||
Lichid de răcire cu apă grea |
| ||||||||||||||
Grafit pentru lichid de răcire |
| ||||||||||||||
Absent (pe neutroni rapizi ) |
| ||||||||||||||
Alte |
| ||||||||||||||
alte lichide de răcire | Metal lichid: Bi , K , NaK , Sn , Hg , Pb Organic: C 12 H 10 , C 18 H 14 , Hidrocarbură | ||||||||||||||
|