| VVER-1000 | |
|---|---|
| Instalarea vasului reactorului VVER-1000 la CNE Balakovo | |
| Tip reactor | apă-apă |
| Scopul reactorului | industria energiei electrice |
| Specificatii tehnice | |
| lichid de răcire | apă |
| Combustibil | dioxid de uraniu |
| Putere termala | 3000 MW |
| Energie electrică | 1000 MW |
| Dezvoltare | |
| Proiect | 1966 - 1971 |
| Partea stiintifica | Institutul Kurchatov |
| Dezvoltator de întreprinderi | OKB „Gidropress” |
| Constructor | V. V. Stekolnikov |
| Construcție și exploatare | |
| Construcția primului eșantion | 1974 - 1980 |
| Locație | Bloc-5 NVNPP |
| start | 1980 |
| Exploatare | conform n. în. |
| Reactoarele construite | 37 |
Reactorul de putere cu apă sub presiune (VVER-1000 ) este un reactor nuclear din seria de reactoare VVER cu o putere electrică nominală de 1000 MW , termică - 3000 MW. Din octombrie 2018, acest tip de reactor este cel mai comun din seria sa - 37 de reactoare de funcționare (din 60 de VVER), ceea ce reprezintă 7,5% din numărul total de reactoare de putere de toate tipurile în funcțiune în lume .
Reactorul de putere , răcit cu apă , eterogen , cu carcasă , pe neutroni termici , cu apa ca agent de răcire , moderator și reflector de neutroni .
Ansambluri combustibil nuclear - combustibil (FA), constând din elemente de combustibil (barele de combustibil) care conțin pelete de dioxid de uraniu , ușor îmbogățite în izotopul 235 .
Puterea reactorului este controlată de sistemul de control și protecție (CPS) - prin schimbarea poziției în miez a grupurilor de tije cu elemente absorbante (tuburi cu carbură de bor ), precum și prin modificarea concentrației de acid boric în apa de circuitul primar.
Prima unitate de putere cu un reactor VVER-1000 a fost a cincea unitate a CNE Novovoronezh ( centrala de reactoare V-187 ), lansată în mai 1980 [1] . Cea mai comună modificare este instalația de reactor în serie B-320 [2] . Construcția unităților VVER-1000 este în curs de desfășurare doar în Iran și India [3] .
Creatorii reactoarelor VVER:
Direcția VVER a fost dezvoltată în URSS în paralel cu RBMK . La începutul anilor 1950, erau deja luate în considerare mai multe variante de centrale de reactoare pentru submarine nucleare . Printre acestea a fost și o instalație apă-apă, a cărei idee a fost propusă la Institutul Kurchatov de S. M. Feinberg . Această opțiune a fost adoptată și pentru dezvoltarea reactoarelor de putere civile. Lucrările la proiect au început în 1954, în 1955 OKB „Gidropress” a început să dezvolte designul. Conducerea științifică a fost realizată de I. V. Kurchatov și A. P. Aleksandrov [5] .
Inițial, au fost luate în considerare mai multe opțiuni, termenii de referință pentru proiectarea cărora au fost depuse de Institutul Kurchatov până în mai 1955. Acestea au inclus: VES-1 - răcit cu apă cu un miez de aluminiu pentru parametrii de abur scăzut, VES-2 - cu un miez de zirconiu și parametri de abur măriți, EGV - un reactor apă-gaz cu supraîncălzire cu abur , EG - un reactor cu gaz cu o moderator grafit . A fost, de asemenea, luată în considerare problema combinării VES-2 într-o singură unitate de putere pentru producerea de abur saturat și EG pentru supraîncălzirea acestui abur. Dintre toate opțiunile de dezvoltare ulterioară, a fost ales VES-2 [6] [7] .
În procesul cercetării științifice, designul VES-2 a fost schimbat semnificativ. Unul dintre principalele motive pentru aceasta a fost modificarea treptată a combustibilului nuclear: inițial trebuia să încarce 110 tone de uraniu natural și 12-15 tone cu o îmbogățire de 25% , dar până în 1957 s-a decis să se utilizeze un miez omogen cu 1- 3% îmbogățire. De asemenea, proiectarea ansamblurilor de combustibil s -a schimbat complet, dimensiunile geometrice ale reactorului s-au schimbat și mulți parametri termici au crescut. Versiunea finală a instalației cu un reactor VVER-210 a fost implementată în 1964 la CNE Novovoronezh, care a devenit prima CNE cu VVER [8] [9] .
În 1970, a doua unitate a CNE Novovoronezh a fost lansată cu un reactor VVER-365 , iar în 1971, a treia unitate a aceleiași centrale cu un reactor VVER-440 , care a devenit un reactor sovietic în serie de prima generație. Centralele nucleare cu VVER-440 s-au răspândit, multe unități de putere au fost construite atât în URSS, cât și în alte țări. Primul proiect din a doua generație, care include unități cu VVER-1000, a fost unitatea electrică Loviisa NPP cu VVER-440 dezvoltată pentru industria nucleară finlandeză . În 1977 și 1980, la această stație au fost lansate două unități de putere, în timpul creării cărora s-au folosit numeroase soluții tehnice, implementate ulterior în centrale nucleare cu VVER-1000, de exemplu, o reținere din beton armat [5] .
Lucrările la crearea VVER-1000 au început în 1966, până în 1969 termenii de referință pentru proiectarea instalației au fost pregătiți la Institutul Kurchatov, care a fost aprobat de supraveghetorul său științific A.P. Alexandrov . Până în 1971, proiectul VVER-1000 a fost dezvoltat de Biroul de Proiectare Gidropress sub conducerea designerului șef V.V. Stekolnikov și aprobat de URSS Minsredmash [10] [11] .
Puterea unitară a reactoarelor VVER a crescut de la 440 la 1000 MW datorită creșterii suprafeței de schimb de căldură a miezului, creșterii densității energetice a combustibilului și creșterii fluxului de lichid de răcire prin reactor. Volumul miezului a fost extins de aproximativ 1,5 ori datorită creșterii înălțimii sale (condiția posibilității de transport pe căile ferate ale URSS a impus restricții asupra dimensiunilor transversale ale reactorului). Cu toate acestea, puterea a crescut de peste 2 ori, ceea ce a necesitat o creștere a densității medii de putere a miezului cu aproximativ 40%. În același timp, dezvoltatorii au reușit să reducă coeficienții de eliberare neuniformă de energie cu aproximativ 30%. Viteza lichidului de răcire în reactor a crescut de la 4,1 la 5,7 m/s , presiunea în circuitul primar de la 125 la 160 kgf/cm² [12] [13] .
Au fost modificate și unele soluții tehnice, de exemplu, numărul de bucle de circulație a lichidului de răcire a fost redus de la șase în VVER-440 la patru în VVER-1000. Astfel, puterea fiecărei bucle a devenit 250 MW în loc de precedentele 73 MW. În consecință, capacitatea unitară a pompelor principale de circulație (MCP), a generatoarelor de abur și a altor echipamente principale a crescut de peste 3 ori. Diametrul conductelor principale ale circuitului primar a crescut de la 0,50 la 0,85 m. În legătură cu utilizarea noilor MCP-uri cu un motor electric la distanță, care a avut un timp de rulare extins datorită volantelor ponderate, a devenit mai ușor de rezolvat problema alimentării de încredere pentru nevoile proprii, deoarece nu era nevoie de echipamente suplimentare complexe (generatoare auxiliare independente de sistemul de alimentare extern) [14] .
O inovație semnificativă, deja testată la unele unități de putere cu VVER-440, a fost amplasarea echipamentului principal al centralei reactoare într-o carcasă de protecție puternică din beton armat precomprimat cu căptușeală interioară etanșă la gaz. În general, unitățile de putere au fost îmbunătățite serios în partea de construcție datorită amenajării și altor soluții de proiectare [15] .
Primul proiect lider al centralei reactoare a fost V-187, implementat la a 5-a unitate a CNE Novovoronezh. În viitor, reactorul a fost îmbunătățit semnificativ, echipamentele principale ale centralei reactoare au suferit și unele modificări, în principal în ceea ce privește simplificarea amenajării, iar apoi îmbunătățirea sistemelor de siguranță [16] .
Toate dezvoltările de proiectare ale reactoarelor VVER-1000 pot fi împărțite condiționat în mai multe modificări [3] [17] [18] :
Cele mai recente dezvoltări ale centralelor de reactoare bazate pe VVER-1000 cu caracteristici de siguranță îmbunătățite, dintre care una a fost implementată la CNE Tianwan (proiectul V-428), au stat la baza noilor reactoare - VVER-1200 (proiectul AES-2006 ). Aceste reactoare vor fi utilizate la Novovoronezh NPP-2 și Leningrad NPP-2 în prezent în construcție [19] .
În reactor, energia eliberată în timpul reacției în lanț de fisiune a nucleelor de uraniu este transformată în energie termică a agentului de răcire primar . Lichidul de răcire încălzit intră în generatoarele de abur cu ajutorul pompelor de circulație , unde eliberează o parte din căldură în apa din circuitul secundar. Aburul produs în generatoarele de abur intră în instalația de turbine cu abur , care antrenează turbogeneratorul , care generează energie electrică [20] .
Principalele componente ale reactorului [21] :
Reactorul este un vas cilindric vertical cu fundul eliptic , în interiorul căruia există o zonă activă și dispozitive interne. De sus, este închis cu un capac ermetic, fixat cu știfturi , pe care sunt amplasate antrenări electromagnetice ale mecanismelor dispozitivelor de control și protecție a reactorului (acționări CPS) și țevi de derivație pentru ieșirea cablurilor senzorilor de control din reactor . În partea superioară a corpului pe două rânduri există opt conducte de ramificație pentru alimentarea și evacuarea lichidului de răcire, câte două pentru fiecare dintre cele patru bucle, patru țevi de ramificație pentru alimentarea de urgență cu lichid de răcire în cazul depresurizării circuitului primar și o conductă de ramificație. pentru instrumentare (instrumentare) [22] .
Apa din circuitul primar, după transferul de căldură în generatoarele de abur către al doilea circuit, intră în reactor prin rândul inferior de duze de presiune. O partiție inelară solidă între rândurile de duze inferioare și superioare separă vasul reactorului de axul interior al vasului și formează mișcarea în jos a fluxului de lichid de răcire. Astfel, apa trece prin golul inelar dintre ele, apoi prin fundul eliptic perforat și țevile de sprijin ale arborelui intră în miez, adică în ansamblurile de combustibil, unde are loc încălzirea. Din ansamblurile de combustibil, prin placa inferioară perforată a blocului de tuburi de protecție (BZT), lichidul de răcire iese în spațiul lor inelar, apoi intră în golul dintre arbore și carcasă aflat deja deasupra despărțitorului inelar și iese din reactor prin orificiu de evacuare. duze [23] [24] [25] .
Corpul, prin inelul de susținere, cu care este legat printr -o legătură cu cheie , se sprijină pe ferme de susținere . De asemenea, eforturile din corp sunt percepute de sarpanta de împingere prin legătura cheii [26] .
Flanșa interioară a arborelui se sprijină pe flanșa corpului, arborele este ferit de deplasare și este centrat prin dibluri în părțile superioare și inferioare, iar în partea centrală de un inel distanțier între conductele de admisie și de evacuare. În partea inferioară eliptică a arborelui sunt fixate suporturi, instalate sub fiecare ansamblu de combustibil și având orificii pentru ca lichidul de răcire să treacă prin ele. La nivelul zonei active și în jurul acesteia în mină există un deflector, care este un dispozitiv de deplasare și un ecran de protecție. Miezul conține 163 de ansambluri de combustibil cu un pas de 236 mm (151 cu un pas de 241 mm pentru proiectul V-187 ), fiecare dintre ele fiind instalat cu propria coadă pe suportul inferior arborelui. Capetele ansamblului de combustibil au blocuri cu arc, care sunt presate de BZT atunci când este instalat capul reactorului. Placa inferioară a BZT fixează capetele ansamblurilor de combustibil și asigură că canalele de ghidare pentru tijele de control din ansamblurile de combustibil sunt aliniate cu canalele din tuburile de protecție ale BZT, în care se deplasează tijele de antrenare CPS [26] .
Vasul reactorului funcționează în condiții foarte dure: presiune ridicată, temperatură și viteza lichidului de răcire, fluxuri puternice de radiații ( fluența maximă calculată a neutronilor rapizi cu o energie mai mare de 0,5 MeV este de 5,7⋅10 19 neutroni/cm²). În plus, apa, chiar de un grad foarte ridicat de purificare, este un mediu coroziv [27] .
Carcasa este un cilindru vertical cu fundul eliptic, în interiorul căruia se află miezul și dispozitivele interne (VCU). Este alcătuit dintr-o flanșă , două carcase ale zonei de țeavă, o carcasă de sprijin, două carcase cilindrice și un fund conectat prin suduri circumferențiale [ 22] .
Materialul corpului principal este oțel 15Kh2NMFA (15Kh2NMFA-A), grosimea părții cilindrice a corpului (fără suprafață) este de 192,5 mm, greutatea este de 324,4 tone . Toata suprafata interioara a corpului este acoperita cu sudura anticoroziune cu o grosime de 7-9 mm. În locurile de contact cu capacul, arborele și, de asemenea, garnitura, suprafața interioară a tuturor țevilor și a altor părți au o grosime de sudură de cel puțin 15 mm [22] .
Flanșa corpului este realizată dintr-o carcasă forjată , înălțimea sa este de 950 mm, diametrul exterior maxim este de 4585 mm, diametrul interior minim este de 3640 mm. La capătul flanșei există 54 de găuri pentru instalarea știfturilor de etanșare a conectorului principal al reactorului (GRR). Densitatea GRR este asigurată prin sertizarea a două garnituri de bară de nichel de 5 mm grosime, care sunt instalate la punctul de contact al capacului și al flanșelor corpului în caneluri inelare ale unei secțiuni triunghiulare (în formă de V). Pe suprafața exterioară a flanșei se realizează o suprafață de tranziție pentru sudarea burdufului de separare , celălalt capăt al căruia este sudat pe căptușeala arborelui de beton. În timpul funcționării reactorului, burduful este deformat elastic prin deplasările termice radiale și verticale ale vasului reactorului față de puțul de beton [28] .
În zona conductelor pe două rânduri, există opt conducte cu diametrul nominal D U 850 mm pentru alimentarea și îndepărtarea lichidului de răcire și cinci conducte D U 300: patru pentru sistemul de răcire a miezului de urgență (ECCS) și o conductă pentru instrumentare. . Țevile de ramificație D Y 850 sunt trase din metalul de bază al carcasei prin ștanțare la cald . Conductele de ramificație superioare D Y 850 sunt conectate la firele „fierbinte” (de ieșire) ale circuitului principal de circulație, cele inferioare - la „rece” (intrare). Dispunerea pe două rânduri a țevilor de ramificație permite reducerea dimensiunilor corpului și simplifică schema de circulație a lichidului de răcire datorită separării curgerii acestuia printr-o partiție inelară solidă. Conductele de ramificație ECCS sunt, de asemenea, amplasate pe două rânduri: două în carcasa superioară, două în cea inferioară. Un astfel de aranjament, precum și prezența bucșelor care ies din conductele superioare ale ECCS către mină, fac posibilă umplerea zonei active atât de sus, cât și de jos. Mantele termice sunt instalate în conductele de ramificație . Conducta de ramificație pentru instrumente este situată la nivelul rândului superior de țevi de ramificație D U 850 și este destinată ieșirii a nouă linii de impuls: două pentru conectarea la indicatorul de nivel și prelevarea de probe, șase pentru măsurarea presiunii deasupra miezului, una pentru prelevarea de probe. Liniile de impuls au dispozitive de deconectare [29] [30] [22] .
Unitatea superioară este proiectată pentru a etanșa reactorul, pentru a menține casetele, blocul de tuburi de protecție și arborele interior al vasului de la plutire, precum și pentru a găzdui unitățile CPS și senzorii de control din interiorul reactorului . Este alcătuit dintr-un capac cu țevi de ramificație și o traversă, pe care sunt instalate unități electromagnetice CPS treptate și bornele conectorilor pentru canalele de măsurare a neutronilor (SOI) și control al temperaturii (TC). Material capac - otel 15X2MFA, capace si piese mecanice - 08X18H10T. Masa blocului superior este de 116 tone.
Pe lângă îndeplinirea funcțiilor enumerate mai sus, capacul împiedică caseta de combustibil, blocul de tuburi de protecție și arborele reactorului să nu plutească în sus. Capacul sudat cu matriță are o formă de placă și constă dintr-un elipsoid și o flanșă sudată. Fiecare unitate CPS (cu excepția unităților V-187) este instalată în interiorul unei conducte hexagonale prin care este pompat aer pentru a răci electromagneții de antrenare. Traversa servește la transportul unității superioare, în plus, structura metalică servește ca protecție împotriva obiectelor zburătoare și protecție biologică [31] [32] [33] .
Unitățile electromagnetice pas cu pas CPS constau dintr-un bloc de electromagneți , un bloc de mișcare, o tijă, un indicator de poziție și un capac. Electromagneții aflați în exteriorul capacului, interacționând cu stâlpii și zăvoarele blocului de mișcare din interiorul acestuia, mișcă tija, pe care sunt fixate elementele de comandă, cu o viteză de 20 mm/s. În cazul unei operații de protecție de urgență, toți electromagneții sunt opriți, iar bara sub propria greutate cade în zona activă, ajungând în poziția finală în maximum 4 secunde. În instalația V-187, a fost folosit un alt tip de acționare - un pas liniar, cu toate acestea, s-a dovedit a fi slab în ceea ce privește fiabilitatea și durata de viață și nu a fost utilizat în proiectele ulterioare [34] .
Elementele interne, care sunt proiectate pentru a fi îndepărtate din reactor, includ un arbore intern, un deflector și un bloc de tuburi de protecție.
Arborele este proiectat pentru a separa fluxurile de lichid de răcire de intrare și de ieșire, pentru a proteja vasul sub presiune al reactorului de radiațiile neutronice și gamma și pentru a găzdui elementele centrale în el. De asemenea, împreună cu deflectorul, face parte din reflectorul fier- apă (reflectorul principal este apa circuitului primar). Arborele este o carcasă cilindrică cu o flanșă și un fund eliptic. În partea inferioară sunt fixate 163 (151 pentru V-187) tuburi de sprijin (ochelari) cu pas de 236 mm, a căror parte superioară formează o placă de bază - această întreagă structură servește la instalarea și distanțarea ansamblurilor de combustibil. Material - oțel 08Kh18N10T, greutate - 80,5 tone Pe partea exterioară a arborelui pentru separarea fluxurilor de lichid de răcire există o îngroșare inelară, care este în contact cu inelul distanțier al vasului reactorului.
Blocul de tuburi de protecție este destinat pentru fixarea capetelor ansamblurilor de combustibil, distanțarea și ținerea acestora de la suprafață, pentru protejarea elementelor de comandă și a tijelor de antrenare CPS, precum și pentru alte scopuri.
Deflectorul formează miezul reactorului. Cu ajutorul acestuia, scurgerile de lichid de răcire dincolo de miez și scurgerile de neutroni dincolo de limitele sale sunt reduse. Compartimentul este un cilindru gol, format din cinci inele - partea de sus, trei de mijloc și de jos. Fiecare două inele sunt fixate împreună cu 12 știfturi, în timp ce piulițele de cuplare ale știfturilor sunt fixate prin sudură pe deflector.În plus, fiecare două inele sunt fixate unul față de celălalt cu 12 știfturi, de asemenea sudate pe deflector. Pe suprafața exterioară a inelelor deflectoare există șanțuri inelare transversale și canale prin intermediul cărora se organizează fluxul de lichid de răcire între arbore și deflector pentru a le răci. Configurația internă a inelelor deflectoare urmează profilul marginilor casetelor periferice ale miezului. Partea superioară a deflectorului este fixată din mișcare în plan prin șase dibluri, care sunt sudate pe arborele reactorului. Pentru a evita plutirea, deflectorul este presat pe centura fațetată cu ajutorul a șase țevi filetate instalate în șase canale longitudinale ale deflectorului. În partea inferioară, deflectorul este fixat în plan prin instalare pe trei bolțuri fixate în centura fațetată a arborelui. Material - otel 08X18H10T, greutate - 35 tone [35] [36] .
Elementele interne ale proiectului principal V-187 au fost foarte diferite de „seria mică”, V-302 și V-338, datorită modificărilor semnificative în designul nucleului. VKU al proiectului în serie V-320, precum și toate modificările ulterioare, au fost îmbunătățite semnificativ în ceea ce privește creșterea fiabilității designului [37] .
Principala trăsătură fizică a VVER, din care provin și altele, este rețeaua strânsă a tijei de combustibil , a cărei nevoie este inevitabilă datorită proprietăților neutronice ale apei. Raportul dintre volumul de apă și combustibil este de aproximativ 2. În combinație cu proprietățile termofizice bune ale apei, aceasta asigură un miez compact și valori ridicate ale eliberării volumetrice de energie. Câteva caracteristici de bază ale fizicii neutronilor:
În proiectele cu VVER-1000, toate instrumentele, echipamentele și aparatele pentru monitorizarea și controlul centralei reactoare sunt incluse în sistemul de control automat al procesului . Toate sistemele din acest caz, conform regulilor de securitate nucleară , sunt împărțite în sisteme (elemente) de control și management și sisteme de control și protecție [39] .
În instalațiile cu reactoare VVER-1000, funcțiile CPS în ceea ce privește neutronii și parametrii termici sunt realizate într-o manieră complexă, folosind diverse mijloace tehnice cu software special. Ei includ:
Echipamentul de control al fluxului de neutroni oferă sistemului informații despre parametrii reacției în lanț , de aceea este cea mai importantă parte din punctul de vedere al asigurării securității nucleare. NFCS asigură controlul puterii fizice a reactorului, perioada , reactivitatea , densitatea fluxului de neutroni ; formarea de semnale discrete despre depășirea setărilor pentru funcționarea protecției de urgență și preventivă prin puterea neutronilor și perioadei, precum și calculul formei de distribuție a puterii la mare altitudine în miez, caracteristicile acesteia ( offset ) și coeficientul de volum neuniformitate . Toate aceste funcții sunt asigurate de NFCS cu ajutorul a două seturi independente, care includ diverse echipamente și subsisteme, precum și unități de detecție situate în canalele de protecție biologică ale reactorului, care includ ca senzori camere de ionizare prin fisiune [40] [41 ]. ] .
Corpurile de lucru ale CPS sunt tije absorbante , care sunt combinate în mănunchiuri, așa-numitele clustere, de 18 tije. O singură unitate mișcă întregul grup, care se poate deplasa de-a lungul canalelor de ghidare din interiorul ansamblului de combustibil. Toate ansamblurile de combustibil sunt echipate cu canale pentru intrarea organismelor de reglementare, dar există doar 61 de grupuri (TVS - 163). Tijele sunt un tub de zirconiu cu pereți subțiri, cu un diametru de 8,2 mm, cu o înălțime a coloanei de material absorbant de 3740 mm, care este folosit ca carbură de bor și, în partea inferioară, titanat de disproziu . Cu un agent de greutate din oțel, masa unui grup este de 18,5 kg sau mai mult. Inițial s-au folosit tije de oțel, cu doar carbură de bor ca absorbant. În proiectul B-187, numărul lor a fost diferit - 109 clustere de 12 tije, în proiectele ulterioare după B-320 - până la 121 clustere.
Managementul clusterelor de cele mai multe ori nu se desfășoară individual, pentru ușurința gestionării, acestea sunt combinate în grupuri de organisme, în toate proiectele în 10, dintre care unul este utilizat pentru reglementarea operațională, 9 altele - ca protecție în caz de urgență și rezolvarea unor sarcini specifice, pt. de exemplu, suprimarea vibrațiilor xenonului . Viteza de mișcare a grupurilor este de 20 mm/s, această viteză asigură o creștere a reactivității în timpul extragerii grupurilor de cel mult 0,02 β eff , adică mult mai mică decât limita conform regulilor de securitate nucleară - 0,07 β eff . Viteza de cădere este de 1-1,2 m/s. Caracteristicile importante ale grupurilor CPS sunt randamentele lor diferentiale si integrale, care depind de adancimea de imersare in miez si, datorita efectelor interferentei grupului si distorsiunii reciproce a campului de neutroni, de intensitatea procesului tranzitoriu din reactor. Înainte de fiecare nouă încărcare a reactorului, greutatea integrală a tuturor grupelor și curbele de eficiență diferențială și integrală a acestora sunt măsurate cu atenție și, împreună cu alte caracteristici neutronice, sunt utilizate de personalul care operează reactorul [42] [43] [44] .
Pe lângă tijele absorbante, reactoarele VVER folosesc și o altă metodă de modificare a reactivității - reglarea borului , adică modificarea concentrației unui absorbant de neutroni lichid, acid boric , în circuitul primar. Sarcina principală a controlului borului este de a compensa modificările lente ale reactivității în timpul funcționării unui reactor . La început, marja de reactivitate a combustibilului pentru ardere este foarte mare, 30...40 β eff , este compensată de o concentrație mare de acid boric, 8...9 g/kg. Pe măsură ce combustibilul arde, capacitatea sa de reproducere se deteriorează, iar concentrația de acid boric este redusă treptat la aproape zero pentru a menține puterea neutronilor la un nivel constant. Există o serie de alte efecte care se schimbă încet, compensate de controlul borului, cum ar fi zgura de combustibil . În plus față de reglementarea borului, în VVER sunt utilizate și alte soluții tehnice în aceleași scopuri, de exemplu, tije cu o otravă ardebilă ca parte a ansamblului combustibil și o otravă ardebilă introdusă direct în matricea combustibilului.
Modificarea concentrației de acid boric este asigurată de sistemul de purjare și completare a circuitului primar (aceasta este una dintre funcțiile principale ale sistemului). Debitul scăzut de apă prin sistemul de purjare de completare asigură o rată de injecție cu reactivitate pozitivă foarte scăzută pentru a respecta reglementările de securitate nucleară. Pentru a crește concentrația de acid boric, acesta se adaugă din sistemul de apă care conține bor și concentrat de bor la sistemul de purjare-completare și de acolo la circuitul primar. Un sistem de distilat este utilizat pentru a reduce concentrația . La sfârșitul campaniei, din cauza concentrației foarte scăzute de bor, eficiența schimbului de apă este mult redusă, iar adăugarea de distilat devine extrem de ineficientă, astfel încât filtrele schimbătoare de ioni ale unuia dintre sistemele speciale de tratare a apei sunt folosite pentru a îndepărta acid boric.
Utilizarea acidului boric ca absorbant face posibilă reducerea distribuției neuniforme a eliberării energiei pe miez, deoarece soluția modifică caracteristicile neutron-fizice în mod uniform pe tot volumul său. Cu toate acestea, din cauza ratei scăzute de intrare a reactivității, această metodă practic nu este utilizată pentru controlul on-line în procesele tranzitorii intensive. În același timp, efectul potențial foarte puternic al acidului boric asupra reactivității face posibilă utilizarea unei modificări a concentrației acestuia în mai multe sisteme de siguranță care sunt capabile să introducă volume mari de apă cu o concentrație mare de absorbant în circuitul primar pentru a opri reacție în lanț. De asemenea, acidul boric este folosit pentru a asigura subcriticitatea profundă a reactorului în stare rece și în timpul realimentării cu combustibil [45] [46] [47] .
Funcționarea reactoarelor, inclusiv la puterea nominală, necesită monitorizarea on-line a principalilor parametri neutroni-fizici și termo-hidraulici ai miezului. Motivul principal pentru acesta din urmă este necesitatea de a diagnostica criza de transfer de căldură . Chiar și la puterea nominală, temperatura apei de pe suprafața învelișului unor bare de combustibil este aproape de fierbere și, într-o cantitate mică, se realizează chiar fierbere la suprafață locală. Apariția fierberii volumetrice în miez duce la o scădere a coeficientului de transfer de căldură , adică la o criză de transfer de căldură și, în consecință, la o creștere bruscă a temperaturii elementelor de combustibil și la posibilitatea deteriorării acestora.
Controlul puterii se bazează pe măsurători ale puterilor neutronilor și termice în diferite versiuni, precum și pe câmpuri de eliberare a energiei. Această sarcină este atribuită sistemului de control în reactor (IRMS), care include diverși flux de neutroni, parametri termo-hidraulici și senzori de control al procesului, ale căror semnale sunt transmise prin cabluri de măsurare și semnal, dispozitive de comutare și auxiliare către software special și complexe hardware.
Măsurarea densității fluxului de neutroni a fost implementată în sistemul de control în reactor pe un principiu diferit de CPS AKNP - folosind senzori de emisie de rodiu cu încărcare directă plasați în canalele de măsurare a neutronilor la șapte niveluri de-a lungul înălțimii a 64 de ansambluri de combustibil. Puterea termică este măsurată folosind 95 de convertoare termoelectrice cromel - alumel în miez, precum și 16 termocupluri și 8 termometre de rezistență pe buclele circuitului primar. Conform citirilor senzorilor, sistemele informatice calculează puterea termică a reactorului, puterile relative și distribuțiile degajărilor de energie în ansamblurile combustibile ale reactorului folosind mai multe metode și furnizează aceste informații personalului în forme digitale și grafice. Aceleași date sunt folosite pentru a calcula consumul de combustibil.
Pentru a asigura o distribuție uniformă a eliberării de energie pe volumul miezului, nu mai mult de 25% din lungimea unui grup de clustere CPS este lăsată în el la o putere a reactorului de peste 70%. În cazul condițiilor tranzitorii care determină o imersare mai adâncă a unui grup de elemente de control, imediat după stabilizarea puterii în circuitul primar, concentrația de acid boric este corectată pentru a le restabili poziția normală (de reglare) [48] [49] .
Pentru reactoarele VVER, sistemul SVRK a fost dezvoltat de Institutul Kurchatov . De la construirea multor unități de putere, acesta a fost îmbunătățit semnificativ în ceea ce privește viteza, fiabilitatea citirilor și alte caracteristici și, prin urmare, sistemul a fost înlocuit la multe unități de putere [50] [51] .
Puterea reactorului este controlată de personal care utilizează sistemul de control individual și de grup (SIMS) sau controlerul automat de putere (ARM), în ambele cazuri acționând asupra organismelor de reglementare (OR) ale CPS. În cazul în care grupul CPS OR iese din intervalul reglat de poziții, în funcție de puterea reactorului, se modifică concentrația de acid boric din circuitul primar și tijele absorbante sunt aduse în poziția normală. Fie puterea neutronilor , fie presiunea din colectorul principal de abur al circuitului secundar, fie temperatura la ieșirea din miez este utilizată ca variabilă controlată. În cazul proceselor tranzitorii cu o oprire bruscă a echipamentului, de exemplu, una dintre pompele de circulație principale, un controler special de limitare a puterii (ROM) reduce fără probleme puterea reactorului la noul mod de funcționare corespunzător, influențând grupul de control al CPS. SAU. Dacă procesul tranzitoriu este foarte grav, de exemplu, are loc o descărcare bruscă a turbogeneratorului , se declanșează algoritmul accelerat de descărcare a unității (URB), care, prin resetarea grupului CPS OR special alocat în acest scop, reduce puterea imediat cu 50% într-un timp de aproximativ 5 s.
O caracteristică a VVER-1000 este posibilitatea apariției așa-numitelor oscilații xenon de-a lungul înălțimii miezului, adică oscilații axiale. Esența acestui fenomen periculos este că, în timpul tranzitorii, toată puterea sau cea mai mare parte a acesteia poate fi concentrată într-o parte relativ mică a volumului reactorului, de exemplu, în jumătate din acesta, ceea ce poate duce la oprirea forțată a reactorului pentru a preveni combustibilul. deteriora. Pentru a suprima acest efect, se folosesc metode și algoritmi speciali pentru funcționarea sistemelor de control. Posibilitatea apariției sale este controlată folosind un parametru integral special - offset axial, al cărui control asigură suprimarea instabilității spațiale a eliberării de energie și prevenirea oscilațiilor. Există și tehnici speciale de amortizare a oscilațiilor xenonului în cazul în care acestea apar [52] [53] [54] .
Complica semnificativ procesul de control al reactorului, otrăvirea acestuia - procesul de acumulare de nuclizi de scurtă durată cu o secțiune transversală de absorbție mare , care participă la captarea neproductivă a neutronilor. În timpul funcționării reactorului, în combustibil se acumulează o serie de izotopi care otrăvează balanța neutronilor, dar numai doi sunt de importanță semnificativă: 135 Xe și 149 Sm . Efectele otrăvirii și otrăvirii cu acești izotopi afectează natura reacției în lanț într-un mod complex (de exemplu, oscilațiile xenonului sunt una dintre consecințele fenomenului de intoxicație cu xenon-135), în funcție de modul de funcționare, staționar și non -se disting intoxicaţiile staţionare (cu modificări de putere). Efectul limitator și extrem de nedorit al otrăvirii non-staționare cu xenon-135 este groapa de iod , samariul-149 este groapa de prometiu . Un reactor care cade într-o groapă de iod adâncă după o oprire duce la o oprire forțată timp de 20-30 de ore, cu excepția cazului în care există o marjă mare de reactivitate. Lucrările la marginea gropii de iod nu sunt permise, deoarece nu este doar foarte dificilă, ci și periculoasă [55] [56] .
Când reactorul este pornit, circuitul primar este încălzit la 260–280 °C de către pompele de circulație principale, precum și de căldura de degradare a combustibilului și de încălzitoarele electrice compensatoare de presiune. Apoi, unul câte unul, toate grupele de CPS OR sunt ridicate în poziția reglată și, cu ajutorul schimbului de apă, concentrația de acid boric din circuit este redusă. Deoarece reactorul are întotdeauna (cu excepția primei porniri) combustibil care a reacționat deja și este o sursă puternică de neutroni datorită fragmentelor de fisiune acumulate , reacția în lanț se va dezvolta independent când subcriticitatea scade la zero. Pe măsură ce reactorul se apropie de starea critică, puterea neutronilor crește mai repede la o rată constantă de creștere a reactivității. Daca perioada de acceleratie scade la valori periculoase, se va declansa avertizare sau protectie de urgenta, prin urmare, reactivitatea este eliberata prin serii de portiuni identice descrescand pe masura ce se apropie starea critica cu o intarziere intre fiecare dintre ele. Când următoarea eliberare de reactivitate dublează puterea subcritică, următoarea eliberare va aduce reactorul într-o stare critică. Acțiunile personalului în acest caz se bazează pe calcule preliminare ale concentrației inițiale de acid boric și sunt respinse din citirile senzorilor de putere a neutronilor și perioadei, precum și instrumente speciale, reactivimetre , algoritmul de calcul al reactivității în care se bazează pe formula pentru soluția inversă a ecuațiilor cinetice [57] [58] [59] [60] .
Oprirea reactorului și transferul acestuia în starea subcritică se realizează prin creșterea concentrației de acid boric și scufundarea tijelor absorbante ale CPS OR în el. În cazul unei opriri normale, de exemplu, pentru reparații programate și realimentare la sfârșitul funcționării reactorului, procesul se desfășoară fără probleme la o anumită viteză. În cazul unei operațiuni de protecție preventivă sau de urgență, foarte rapid, în aproximativ 10 secunde. În același timp, o problemă importantă este căldura reziduală , care în primele minute este de până la 6,5% din puterea nominală, dar scade rapid - cu 75% în prima zi după oprire. Pentru a elimina eliberarea de energie reziduală după reducerea presiunii în circuitul primar și oprirea pompelor principale de circulație, se utilizează un sistem de răcire programat în caz de urgență [61] [62] .
Funcționarea protecției de urgență (EP) a reactoarelor VVER-1000 poate fi inițiată atât automat, când sistemul primește anumite semnale de la senzori, cât și ca urmare a acționării personalului pe o cheie specială de pe panoul de control.
AZ este declanșat automat în funcție de un număr de setări de declanșare, acestea includ setări pentru perioada , nivelul fluxului de neutroni , o varietate de parametri termici: presiune, temperatură, niveluri de lichid de răcire în diferite echipamente și părți ale centralei reactorului, diferențele acestora și anumite combinatii. Aceste combinații de semnale sunt calculate astfel încât să diagnosticheze automat anumite accidente, de exemplu, coincidența semnalelor „presiunea în linia de abur a celui de-al doilea circuit este mai mică de 50 kgf / cm²” și „diferența de temperaturi de saturație”. al 1-lea și al 2-lea circuit este mai mare de 75 °C”, spune despre o ruptură a conductei de abur a celui de-al 2-lea circuit sau a liniilor de alimentare cu apă ale generatoarelor de abur (pot exista și alte motive) și diferența dintre temperatura de saturație a primului circuit. circuit și temperatura în orice linie de buclă fierbinte este mai mică de 10 ° C - despre scurgerea primului circuit. Pe lângă parametrii neutroni-fizici și termici inacceptabili, alte evenimente pot iniția și operațiunea de protecție: oprirea pompelor principale de circulație, dezactivarea echipamentelor CPS, impact seismic de peste 6 puncte, exces de presiune sub izolare mai mare de 0,3 kgf/cm² (scăpare mare a primului sau celui de-al doilea circuit din izolație). Pe lângă setările pentru funcționarea automată, există o gamă largă de cazuri în care funcționarea protecției trebuie inițiată de personal prin acționarea tastei AZ.
Când protecția de urgență este declanșată, alimentarea cu energie a electromagneților unităților CPS este oprită și toate tijele absorbante cad în miez sub propria greutate, transferând reactorul într-o stare subcritică în maximum aproximativ 10 secunde. Algoritmul de declanșare este însoțit de activarea pompelor de concentrat de bor, care introduc acid boric în primul circuit prin sistemul de purjare-alimentare. În cazul unor semnale grave care indică scurgeri în primul circuit, odată cu activarea AZ, sunt pornite pompe de urgență de înaltă performanță , pompând direct o cantitate crescândă de soluție de acid boric în primul circuit pe măsură ce presiunea din acesta scade. De asemenea, în cazul unor semnale serioase, toate echipamentele din interiorul imobilului sunt separate de clădire prin accesorii speciale de protecție - supape pneumatice de închidere și robinete cu gură care se pot închide în câteva secunde în ciuda diametrelor mari ale conductelor. Pe baza cerințelor de siguranță, există cel puțin trei dintre ele pe fiecare conductă care comunică cu echipamentul din interiorul rezervorului, parte în interiorul acestuia, parte în exterior.
Pe lângă situația de urgență, reactoarele VVER-1000 au așa-numita protecție preventivă, ale cărei setări sunt mai mici. Conform semnalelor de protecție de avertizare, fie este impusă o interdicție pentru o creștere suplimentară a puterii, fie grupuri de tije CPS încep alternativ să se miște în jos cu o viteză normală până când semnalul este eliminat. Pe unele semnale, protecția preventivă implementează un algoritm de descărcare accelerată a blocului, atunci când unul dintre grupuri este coborât, reducând imediat puterea cu 50%. Activarea protecției preventive și versiunea accelerată a acesteia poate fi inițiată și de personal prin acționarea unor chei speciale [63] [64] [65] [66] .
Combustibilul nuclear pentru reactoarele VVER-1000 este produs de Uzina de Concentrate Chimice Novosibirsk [67] și Uzina Elemash [68] , furnizate de compania TTEL [69] . De-a lungul anilor de funcționare a reactoarelor, acesta a suferit o modernizare majoră, în prezent, cele mai recente evoluții sunt modele concurente de ansambluri de combustibil - mai multe modificări ale TVSA ( OKBM numit după I. I. Afrikantov ) [70] și TVS-2M (OKB Gidropress) [ 71] . Primul este utilizat la unitățile de alimentare ale CNE Kalinin , CNE Temelin (Republica Cehă) și aproape toate unitățile cu VVER-1000 din Ucraina și Bulgaria. Al doilea este pentru toți ceilalți . Încercarea de a intra pe piața combustibilului pentru VVER-1000 Westinghouse Electric Company , care în 2011 a început livrările de ansambluri de combustibil în Ucraina. Conform contractului încheiat în 2008, Westinghouse va furniza cel puțin 630 de ansambluri combustibile în perioada 2011-2015 pentru înlocuirea treptată a combustibilului rusesc a cel puțin 3 unități de putere cu VVER-1000 [72] . Încercarea anterioară a Westinghouse de a furniza combustibil la uzină cu VVER-1000, Temelin NPP, s-a încheiat extrem de fără succes - descărcarea timpurie a combustibilului și schimbarea furnizorului de către partea cehă înapoi la TTEL rusă [73] .
Tija de combustibil este un tub etanș fabricat din zirconiu dopat cu niobiu pentru a crește ductilitatea. Punctul de topire al materialului este de aproximativ 1900 °C, la temperaturi peste 350 °C proprietățile de rezistență se deteriorează. Grosimea carcasei este de 0,65 mm, diametrul exterior al tubului este de 9,1 mm. Lungimea tijei de combustibil 3800 mm, greutate - 2,1 kg. În interior se află tablete de uraniu și un arc în partea superioară, care compensează mișcările lor termice.
Elementul de combustibil conține pelete de dioxid de uraniu cu o densitate de 10,4–10,7 g/cm³, fiecare cu un diametru exterior de 7,57 mm și o înălțime de 20 mm. În mijlocul tabletei există un orificiu cu un diametru de 1,2 mm, marginile sunt teșite . Distanța dintre tabletă și carcasă, precum și orificiul central, sunt proiectate pentru a permite tabletei să se extindă ca urmare a umflării radiațiilor. Peleții sunt fixați în elementul de combustibil cu bucșe despicate . Lungimea totală a coloanei de peleți este de 3530 mm (se prelungește cu 30 mm la putere), aceștia ocupă 70% din spațiul din interiorul elementului de combustibil, restul spațiului este ocupat de gaze. În timpul fabricării, heliul este pompat în elementele de combustibil la o presiune de 20-25 kgf/cm², în timpul funcționării, i se adaugă produse de fisiune gazoasă , crescând presiunea din interiorul elementului la 50-80 kgf/cm². Când se lucrează la putere, temperatura medie în centrul tabletelor este de 1500-1600 °C, la suprafață - aproximativ 470 °C. Energia termică în timpul reacției în lanț este eliberată cu o intensitate de 450 W/cm³. Toți peleții din tija de combustibil și, de obicei, din întregul ansamblu de combustibil au aceeași îmbogățire , cu excepția ultimelor evoluții cu 150 mm de uraniu neîmbogățit la capete. Îmbogățiri standard pentru VVER-1000 [74] [75] :
S-au folosit inițial peleți cu deschidere internă de 2,35 mm și o îmbogățire maximă de până la 4,4%. A fost folosit aliaj E110 cu 1 % niobiu ca material de ;înveliș Îmbunătățirea aliajului E635 se explică prin rolul important al soluției α-solide îmbogățite cu fier [76] [77] [78] . Alezajul a fost redus la 1,2 mm, iar îmbogățirea maximă a fost crescută la 5%. O îmbunătățire importantă a fost utilizarea unui absorbant de ardere - oxid de gadoliniu , introdus direct în matricea combustibilului (astfel de tije de combustibil sunt numite tije de combustibil). Aceasta reduce excesul de reactivitate a combustibilului proaspăt, foarte îmbogățit [79] [80] .
Ansamblurile de combustibil fără carcasă (FA) utilizate pe VVER-1000 au o formă hexagonală. Lungimea ansamblului este de aproximativ 4,5 m, greutate - 760 kg, volum - 80 l, dimensiune la cheie - 234 mm. Numărul lor total în miez este de 163. Fiecare constă din 312 bare de combustibil și are 18 canale tubulare pentru intrarea corpurilor de lucru CPS . Acestea sunt distanțate la 3,65 mm, cu o distanță de 12,75 mm. În proiectul principal V-187, designul combustibilului este semnificativ diferit: 151 de ansambluri de combustibil, fiecare cu 317 elemente de combustibil, dimensiunea la cheie 238 mm, există o manta din aliaj de zirconiu, similară cu designul ansamblurilor de combustibil pentru VVER-440. În proiectele ulterioare după reactoarele în serie, numărul de bare de combustibil este de 311, ceea ce este asociat cu o creștere a numărului de ansambluri de combustibil cu clustere CPS până la 121 (în seria 61).
Partea principală a ansamblurilor de combustibil este un mănunchi de tije de combustibil, fiecare fiind atașată în partea inferioară de tija ansamblurilor de combustibil printr-o conexiune în coadă de rândunică . De sus, mănunchiul de elemente se sprijină pe cap prin arcuri, cursa maximă a arcurilor este de 22 mm. Cadrul structurii este format din 18 ghidaje tubulare de canal și 12-15 grile de distanță. Debitul nominal de apă prin fiecare ansamblu de combustibil este de aproximativ 500 m³/h, în timp ce viteza medie a acestuia este de 5,6 m/s. Fiecare ansamblu de combustibil este supus unei forțe hidraulice de ejectare de aproximativ 450 kgf .
Combustibilul este reîncărcat pe părți, la sfârșitul campaniei reactorului, o parte din ansamblurile combustibile este descărcată de o mașină specială de reîncărcare și același număr de ansambluri proaspete sunt încărcate în miez. Pe măsură ce modernizarea a progresat, au fost implementate diverse opțiuni de campanie, cele mai moderne sunt campaniile cu reîncărcare la fiecare 1,5 ani a unei treimi din nucleu și o dată pe an a unei cincimi din nucleu, adică fiecare ansamblu este operat timp de 4,5 și 5 ani. , respectiv.
De la începutul anilor 90, s-au desfășurat lucrări continue pentru modernizarea combustibilului pentru VVER-1000 în două direcții alternative (TVS-2 și TVS-A). Experții notează despre șase generații de ansambluri de combustibil:
După descărcarea combustibilului uzat din miezul reactorului , acesta este plasat într-un bazin special de combustibil uzat , situat lângă reactor, și depozitat timp de 3-4 ani pentru a reduce eliberarea de energie reziduală . Apoi sunt trimise pentru depozitare, eliminare sau prelucrare [79] [83] [84] [85] [86] .
Una dintre cele mai importante caracteristici ale ciclului combustibilului este adâncimea de ardere , care caracterizează raportul dintre cantitatea de nuclid fisionabil ars 235 U și sarcina sa inițială. În VVER-1000, cu o campanie de 3–5 ani cu realimentare parțială (îmbogățire combustibil 3–5%), se realizează o adâncime de ardere de 40–55 MW zi/kg (mai mult la barele de combustibil cele mai solicitate). Conținutul de 235 U din elementul de combustibil scade în 3-4 ani de funcționare, de exemplu, de la 4,4% în ansamblurile de combustibil proaspăt la 0,6-0,8% înainte de descărcarea acestuia din reactor.
În plus față de arderea 235U în reactoarele alimentate cu uraniu, se formează un nou nuclid fisionabil ( conversie a combustibilului nuclear ) , 239Pu , ca urmare a captării radiative a neutronilor de către nucleele de 238U . Apoi, în urma reacțiilor pe 239 Pu, se formează și nuclee 240 Pu , 241 Pu și 242 Pu . Coeficientul de reproducere (conversie) pentru VVER este de aproximativ 0,5–0,6, cantitatea maximă de 238 U procesată în 239 Pu este de 3%. Compoziția izotopică aproximativă a plutoniului la atingerea consumului maxim de combustibil (așa-numita VVER-Pu) este de 60% 239 Pu, 24% 240 Pu, 12% 241 Pu și 4% 242 Pu.
Printre produsele de fisiune ai 235 U există mai mult de 250 de nuclee diferite, dintre care aproximativ un sfert sunt zguri, adică nuclizi stabili și cu viață lungă implicați în captarea neproductivă a neutronilor. În timpul funcționării reactorului, concentrația lor crește monoton; după oprire, nu scade. Acest proces se numește zgură a reactorului nuclear și are ca rezultat pierderea unei părți din reactivitatea combustibilului pe parcursul unei campanii.
Cu ardere profundă, actinide minore se acumulează și în VVER - 241-242-243 Am , 243-244-245 Cm , Bk , Cf . Fisiunea spontană și dezintegrarea α a acestor elemente au o contribuție destul de semnificativă la activitatea combustibilului uzat , în ciuda cantității reduse a acestora (aproximativ 1 kg/t) [87] [88] .
Reactoarele cu VVER-1000 funcționează conform unei scheme de circulație cu două bucle. Din punct de vedere al siguranței, acestea sunt aproape identice cu instalațiile europene și americane cu reactoare PWR [89] [90] [91] . Se construiește o clădire principală separată pentru fiecare unitate de alimentare . Toate echipamentele centralei reactoare, precum și sistemele tehnologice speciale (sisteme de siguranță și sisteme auxiliare) sunt amplasate în compartimentul reactor al unității de putere, care este o structură cu un design special.
Compartimentul reactorului este format din piese etanșe și nepresurizate. Partea presurizată, numită de obicei reținere , găzduiește echipamentul circuitului primar și reactorul. Reținerea se realizează sub forma unui cilindru din beton armat precomprimat cu grosimea de 1,2 metri, diametrul interior de 45 metri și înălțimea de 52 m, de la o cotă de 13,2 m deasupra nivelului solului, unde se află fundul său plat. , la o altitudine de 66,35 m, unde se află vârful. vârful său bombat. Volumul total este de 67.000 m³. Toate echipamentele principale mari din izolație sunt deservite de o macara circulară cu rotire completă , iar în locuri greu accesibile - de monoșini cu palanuri electrice .
Partea nepresurizată, numită clădire, înconjoară asimetric cochilia și este în plan un pătrat cu latura de 66 m. Clădirea trece în subteran cu 6,6 m și se ridică cu 41,4 m, al cărei fund are o trapă mare de transport. Pe anexă există o conductă de aerisire pentru suflare din spații industriale, cu diametrul de 3 m, cu o cotă relativă de 100 m.
Toate dispozitivele și conductele mari sunt echipate cu amortizoare hidraulice, un sistem complex de suporturi, suspensii, limitatoare și alte echipamente pentru a proteja împotriva cutremurelor, a impactului forțelor reactive și a obiectelor zburătoare în timpul distrugerii echipamentelor, precum și pentru a reduce vibrațiile echipamentelor de proces. și vasul reactorului. Pe lângă echipamentele mari descrise mai jos, toate sistemele includ conducte , o varietate de fitinguri de închidere , control , protecție și siguranță , diverși senzori , termocupluri și multe altele [92] [93] .
Un lichid de răcire circulă în circuitul primar - apă nefiertă sub o presiune de aproximativ 16 MPa (160 kgf / cm²). Lichidul de răcire intră în reactor la o temperatură de aproximativ 289 °C, se încălzește în el la 322 °C și este trimis prin 4 bucle de circulație către generatoarele de abur (fire „fierbinte”), unde își transferă căldura către lichidul de răcire secundar. . Din generatoarele de abur, apa este returnată în reactor de către pompele principale de circulație (filete „reci”). Pentru a menține stabilitatea presiunii și a compensa modificările volumului lichidului de răcire în timpul încălzirii sau răcirii acestuia, se folosește un compensator de presiune special (compensator de volum), conectat la unul dintre firele „fierbinte”. Volumul total al circuitului primar este de 370 m³.
Conductele de circulație principală (MCP) cu un diametru interior de 850 mm conectează echipamentul circuitului primar. Ele sunt situate în perechi, pe părțile opuse ale reactorului, cu un unghi între buclele pereche de 55°. Proiectarea conductelor și metodele de fixare a acestora sunt concepute pentru a rezista la sarcină în timpul unui cutremur de magnitudine 9 pe scara MSK-64, cu impactul simultan al sarcinilor de la o ruptură completă a uneia dintre buclele de circulație. Pentru diverse scopuri, MCP-urile sunt conectate la o varietate de sisteme auxiliare și de urgență folosind țevi sudate , fitinguri și capace sigilate. La punctele de legătură sunt instalate limitatoare de debit ( limitatoare de scurgeri ) pentru a reduce scurgerile în cazul ruperii conductelor sistemelor auxiliare. Conductele pentru monitorizarea si masurarea parametrilor sunt taiate prin dispozitive de inchidere care previn scurgerile in cazul ruperii acestora. Dilatarea termică a MCP este compensată de mișcarea generatoarelor de abur și a pompelor de circulație pe rulmenți cu role. Echipamentele mari sunt, de asemenea, echipate cu amortizoare hidraulice puternice .
Generatorul de abur este proiectat pentru a transfera energia produsă în miezul reactorului către circuitul secundar. RP cu VVER-1000 foloseste generatoare de abur PGV-1000, orizontale, cu suprafata tubulara de schimb de caldura. Lichidul de răcire primar trece prin 11.500 de tuburi de transfer de căldură din interiorul carcasei generatorului de abur, încălzind apa secundară. Apa clocotită a circuitului secundar este transformată în abur și curge prin conductele de abur combinate către turbină. Aburul este generat saturat , cu o temperatură de 280 °C, o presiune de 6,4 MPa și o umiditate de 0,2% la o temperatură a apei de alimentare de 220 °C. Puterea termică a fiecărui generator de abur este de 750 MW, capacitatea aburului este de 1470 t/h, greutatea fără suporturi este de 322 t, cu suporturi și complet umplut cu apă este de 842 t .
Pompele principale de circulație (MCP) asigură circulația forțată a lichidului de răcire prin circuitul primar. În unitățile seriale se folosește GTsN-195M (în cele ulterioare, GTsN-A). Aceasta este o pompă centrifugă verticală cu o singură etapă , cu etanșare mecanică a arborelui , rotor cantilever, alimentare axială cu lichid de răcire, motor electric la distanță. Productivitate - 20.000 m³ / h, înălțime - 6,75 kgf / cm², viteza de rotație - 1000 rpm, putere 7000-5300 kW (pentru apă rece și caldă), greutate - 140 tone Pompa are propriul sistem de ulei, cu un ulei comun consum de aproximativ 28 m³/h. În cazul închiderii unui MCP, puterea reactorului este redusă cu 36%, două - cu 60%, mai mult - reactorul este oprit prin acțiunea de protecție în caz de urgență. În același timp, chiar și în absența pompelor în funcțiune, circulația naturală a lichidului de răcire este menținută în circuitul primar, asigurând îndepărtarea necesară a căldurii din combustibil pentru răcirea unității.
Cu ajutorul unui compensator de volum, presiunea este creată și menținută în circuitul primar. Apa fierbe în ea, ceea ce creează o așa-numită „pernă de abur” în partea superioară. Compensatorul este un vas vertical cu fundul eliptic, în partea inferioară a căruia se află 28 de blocuri de încălzitoare electrice cu o capacitate totală de 2520 kW. Pentru a crește presiunea în circuitul primar, lichidul de răcire din compensator este încălzit de încălzitoare electrice. Pentru coborâre, se face o injecție în spațiul de abur din firul „rece” al primei bucle, ceea ce duce la condensarea unei părți a aburului și la o scădere a presiunii. La presiune scăzută în circuitul primar (mai puțin de 2 MPa), perna de abur este ineficientă, prin urmare, la sfârșitul răcirii și la începutul încălzirii centralei reactorului, aburul din compensator este înlocuit cu azot . Pentru reducerea presiunii de urgență, este prevăzut un dispozitiv de siguranță la impuls care evacuează abur cu un debit de până la 150 kg/s în rezervorul de barbotare, al cărui scop principal este de a primi și răci scurgerile supapelor de siguranță [94] [95] [96] .
Majoritatea sistemelor auxiliare sunt situate în clădirea reactorului și sunt conectate la echipamentele din interiorul rezervorului prin conducte care trec printr-un sistem special de etanșare a pătrunderilor de conducte . La intrarea și la ieșirea acestora, fiecare conductă are fitinguri speciale de protecție - un grup de localizare (cel puțin trei supape pneumatice de închidere sau supape cu poartă ). Grupurile se pot închide la semnalele de scurgere în câteva secunde, în ciuda diametrelor mari ale conductelor. Astfel de măsuri sunt prevăzute pentru etanșarea completă a carcasei interioare în cazul unui accident grav.
Cel mai mare și mai important sistem auxiliar este sistemul de completare-purjare al circuitului primar . Cu ajutorul acestuia, se realizează reglarea borului, menținerea unui regim complex de apă-chimic, revenirea organizate și completarea scurgerilor neorganizate ale circuitului primar, precum și o serie de alte funcții. Sistemul îndeplinește principalele funcții prin retragerea continuă a unei părți a lichidului de răcire din circuitul primar, 10-60 m³/h, ceea ce se numește suflare. Restituirea acestei ape, purificată și cu concentrația potrivită de acid boric și anumiți reactivi, se numește reîncărcare. Sistemul este important pentru siguranță și funcții în toate modurile de funcționare ale instalației. Este alcătuită din 3 pompe puternice de machiaj cu propriul sistem de ulei, fiecare dintre ele având o pompă în amonte ( booster ), care asigură suportul necesar pentru funcționarea fără cavitație pentru pompa principală, aproximativ 5 kgf/cm². Pompele principale creează o presiune de aproximativ 180 kgf/cm² (mai mare decât în circuitul primar pentru „împingerea” apei în el) la un debit egal cu debitul de purjare. Astfel de parametri mari sunt atinși datorită vitezei de rotație de 8900 rpm , care poate fi reglată la infinit folosind un dispozitiv special - un cuplaj fluid . Acționând asupra regulatorului de cuplare fluidă, este posibilă modificarea debitului și a presiunii pompei pe o gamă largă, oferind caracteristicile dorite. Pe lângă pompe, sistemul de purjare include un număr mare de echipamente mari - multe schimbătoare de căldură pentru diverse scopuri, dezaeratoare , rezervoare . Sistemul de ulei al pompelor principale de completare are și pompe proprii, schimbătoare de căldură, rezervoare și filtre. Sistemul de purjare-alimentare este conectat la circuitul primar și la o multitudine de sisteme auxiliare.
Dezaeratorul de apă de completare eliberează continuu hidrogen , care trebuie îndepărtat pentru a evita acumularea de concentrații periculoase. Pentru aceasta, se folosește un sistem de post-ardere cu hidrogen , în care acest gaz este oxidat (ars) pe un catalizator de platină . Sistemul include răcitoare, suflante de gaz , încălzitoare electrice, dispozitive de contact, un răcitor-separator și un rezervor de etanșare hidraulică .
Sistemul de apă care conține bor și concentrat de bor este conceput pentru a crea o rezervă și a stoca o soluție de acid boric, precum și pentru a o furniza prin sistemul de purjare-adăugare circuitului primar în timpul reglării borului. Sistemul include multe pompe, rezervoare de mare volum și un montaj de apă cu bor.
Un sistem de distilat este utilizat pentru a stoca și a furniza apă distilată de completare la diferite sisteme de proces, inclusiv printr-un sistem de purjare-aducere la circuitul primar pentru a reduce concentrația de acid boric . Include mai multe rezervoare și pompe.
Datorită descompunerii radiolitice a apei în circuitul primar, în acesta se formează constant hidrogen și oxigen, care trebuie legate pentru a evita acumularea și intensificarea activității corozive a lichidului de răcire. Pentru a face acest lucru, cu ajutorul unității de reactiv a compartimentului reactor , se adaugă constant reactivi speciali în anumite cantități în circuitul primar prin sistemul de purjare-alimentare. Ca astfel de reactivi se foloseste amoniacul (mentinerea unei concentratii normalizate de hidrogen), hidratul de hidrazina (in aceleasi scopuri, dar la o temperatura scazuta in circuit) si potasa caustica (mentinerea pH-ului necesar lichidului de racire). Sistemul include rezervoare de reactivi și pompe de dozare.
În timpul funcționării unității, în circuitul primar se formează produse de coroziune insolubile, suspendate, activate , fin dispersate ale materialelor structurale , precum și radionuclizi de origine corozivă sub formă coloidală . Pentru a reduce depunerile lor pe suprafețele conductelor și echipamentelor, se utilizează un sistem de curățare bypass la temperatură înaltă a lichidului de răcire primar (SVO-1). Acesta este situat în reținere și este format din patru lanțuri conectate direct la fiecare buclă a circuitului principal de circulație. Fiecare lanț include un filtru umplut cu un sorbent la temperatură înaltă - o firimitură de titan spongios și filtre-capcane instalate după acesta în cazul distrugerii sorbentului. Sistemul funcționează continuu în timpul funcționării instalației, fiecare lanț trece prin el însuși 60-100 m³/h, ceea ce reprezintă aproximativ 0,5% din debitul lichidului de răcire care circulă prin toate buclele. Eficiența curățării în acest caz este de 50-95%.
Sistemul de purificare la temperatură scăzută a apei de purjare din circuitul primar (SVO-2) este conceput pentru a trata apa de purjare evacuată din circuitul primar de sistemul de purjare-adăugare, precum și scurgerile organizate . În acest sistem, apa este purificată de produse de coroziune, radionuclizi și impurități chimice prin filtrare și schimb ionic . Include două fire identice, fiecare dintre ele constând din două filtre schimbătoare de cationi conectate în paralel, un filtru schimbător de anioni conectat în serie cu acestea și o capcană schimbătoare de ioni în cazul distrugerii acestora. Diferite tipuri de rășini schimbătoare de ioni sunt utilizate ca medii de filtrare .
Pentru a colecta, răci și returna scurgerile organizate în circuitul primar, este proiectat un sistem de scurgeri organice , care include un rezervor, un schimbător de căldură și pompe. O parte din echipamentul sistemului este amplasată în rezervor, o parte în armătură.
Sistemul special de canalizare este conceput pentru a primi și colecta toate scurgerile neorganizate ale compartimentului reactorului și pomparea lor ulterioară pentru tratare. Este alcătuit dintr-un sistem de gropi metalice-etanșări hidraulice (scări), care sunt încastrate în podelele tuturor încăperilor din compartimentul reactorului. Intrând în scări, scurgerile de peste tot se contopesc într-un singur rezervor. Sistemul include, de asemenea, monjus și pompe pentru pomparea rezervorului special de canalizare și montjus.
Sistemul special de curățare a gazelor este conceput pentru a curăța orificiile de ventilație de gaze din încăperile de proces ale compartimentului reactor de gaze inerte radioactive, iod radioactiv și aerosoli . Purificarea se realizează în mai multe etape: mai întâi cu filtre din fibră de sticlă , apoi cu filtre pe coloană de adsorbție încărcate cu cărbune activ , apoi cu filtre cu zeolit . Sistemul include, de asemenea, suflante de gaz, schimbătoare de căldură și încălzitoare electrice.
Sistemul de ventilație al compartimentului reactorului este utilizat pentru a asigura ventilația locurilor de muncă ale personalului și a încăperilor de proces, precum și pentru a crea un vid în încăperile nesupravegheate cu un nivel ridicat de radiație, ceea ce face posibilă prevenirea fluxului de aer poluat în mai multe " camere curate . Include multe unități de ventilație puternice, un sistem extins de conducte de aer și filtre bazate pe cărbune activ și țesătură Petryanov . Echipamentele de ventilație sunt disponibile atât în interior, cât și în armătură.
Pentru a preveni pătrunderea substanțelor radioactive din circuitul primar în apa de proces, sistemul circuitului industrial este proiectat . Apa acestui sistem circulă într-un circuit închis, răcind diferite echipamente cu un lichid de răcire radioactiv, de exemplu, schimbătoarele de căldură ale sistemului de purjare. Circuitul industrial în sine este răcit cu apă industrială. Astfel, în cazul unei scurgeri în echipamentul conectat direct la circuitul primar, izotopii radioactivi nu vor intra în apa de proces. Sistemul include pompe, schimbătoare de căldură și un vas de expansiune, care este necesar datorită sistemului închis.
Pentru lubrifierea și răcirea lagărelor axiali ai pompelor principale de circulație, precum și a rulmenților inferiori și superiori ai motoarelor electrice , este proiectat sistemul de alimentare cu ulei MCP . Se compune din rezervoare de ulei, pompe de ulei, filtre de ulei și răcitoare de ulei. Sistemul asigură alimentarea cu ulei pentru fiecare RCP cu un debit de aproximativ 28 m³/h și o temperatură care nu depășește 46 °C.
Pentru a umple sistemele de ulei ale MCP și pompele de completare, precum și pentru a pompa ulei din compartimentul reactorului pentru purificare, este proiectat sistemul de alimentare cu ulei din compartimentul reactorului . Include mai multe pompe de ulei și rezervoare de ulei, inclusiv cele pentru scurgerea de urgență a uleiului din sistemele de alimentare cu ulei MCP și pompele de completare.
Sistemul de purjare a generatorului de abur este proiectat pentru a menține chimia apei necesară a apei generatorului de abur din partea circuitului secundar (apa cazanului). O parte din apa cazanului din cea mai probabilă acumulare de produse de coroziune, săruri și nămol este luată în mod continuu (cu un debit de 7,5 m³/h) și periodic (cu un debit de 60 m³/h) pentru curățare. Sistemul constă din schimbătoare de căldură, expansoare de purjare, pompe și un rezervor.
Pentru a răci bazinul de combustibil nuclear uzat , se utilizează sistemul de răcire a bazinului de combustibil uzat . Necesitatea acestui lucru se datorează eliberării de energie reziduală a combustibilului după utilizarea acestuia, datorită căreia acesta este depozitat timp de 3-4 ani într-o piscină specială de lângă reactor. Sistemul, format din trei canale identice pentru redundanță, include schimbătoare de căldură și pompe.
Sistemul de alimentare cu aer comprimat a actuatoarelor pneumatice , constând din trei canale independente, este conceput pentru a acumula și furniza aer comprimat de înaltă presiune actuatoarelor pneumatice ale supapelor de închidere de mare viteză pentru deschiderea sau închiderea acestora, precum și pentru alimentarea cu aer. la cilindrii de pornire ai centralelor diesel de rezervă ai compartimentului reactorului. Include o stație de compresoare și colectoare de aer [97] [98] [99] .
Sistemele de siguranță sunt concepute pentru a îndeplini așa-numitele funcții critice de siguranță în timpul accidentelor, aceste funcții includ:
Setul de sisteme de securitate este determinat de proiect în funcție de necesitatea îndeplinirii acestor funcții. La crearea sistemelor de siguranță VVER-1000 s-au folosit următoarele principii: separarea fizică a canalelor, diversitatea principiilor de funcționare ale echipamentelor utilizate și independența funcționării diferitelor sisteme unele față de altele. Principiul defecțiunii unice se aplică tuturor sistemelor de siguranță , conform căruia funcțiile de siguranță sunt îndeplinite în cazul oricărei defecțiuni a sistemelor de siguranță, independent de evenimentul declanșator care a provocat accidentul. Acest lucru duce la necesitatea unor sisteme de securitate redundante . În instalațiile în serie cu VVER-1000, raportul de redundanță este considerat egal cu 3 100% (în multe proiecte americane și europene această valoare este de doar 3 50%), adică fiecare sistem de siguranță este format din trei canale independente, fiecare dintre ele fiind capabilă independent să asigure îndeplinirea funcţiilor de proiectare. În unele proiecte ulterioare după seria de instalații, de exemplu, CNE Tianwan (proiectul B-428), raportul de redundanță este de 4 100% [100] [101] .
Reactorul este transferat într-o stare subcritică în caz de accidente și menținut în această stare de către sistemul de protecție în caz de urgență (vezi secțiunea Protecție de urgență și preventivă ).
Sistemul de injecție de bor de urgență furnizează o soluție de acid boric circuitului primar la o presiune de 160-180 kgf/cm2. Acest lucru este necesar în cazul unor accidente cu eliberarea reactivității pozitive în miez, menținând în același timp presiunea ridicată în circuit. Concentrația soluției este de 40 g/kg, debitul unui canal al sistemului este de 6 m³/h, alimentarea soluției este asigurată nu mai mult de 5 minute după alarmă. Sistemul include rezervoare de concentrat de bor de urgență și unități de pompare.
Sistemul de injecție de bor de urgență furnizează o soluție cu o concentrație de 40 g/kg la un debit de cel puțin 100 m³/h la o presiune în circuitul primar de 100 kgf/cm², la o presiune de 15–90 kgf/cm² - la un debit de minim 130 m³/h. Aceste cheltuieli sunt asigurate de un singur canal. Furnizarea soluției începe în cel mult 35-40 de secunde din momentul în care se stabilește presiunea necesară în circuitul primar. Sistemul include rezervoare de concentrat de bor de urgență și unități de pompare.
Sistemul de răcire programată în caz de urgență este proiectat atât pentru răcirea de urgență a miezului și eliminarea eliberărilor de energie reziduală, cât și pentru răcirea planificată a instalației în timpul opririi și eliminarea eliberărilor de energie reziduală în timpul realimentării cu combustibil. Sistemul asigură alimentarea cu o soluție de acid boric cu o concentrație de 16 g/kg cu un debit de 250–300 m³/h la o presiune în circuitul primar de 21 kgf/cm² și 700–750 m³/h la un presiune de 1 kgf/cm² cu fiecare dintre canalele sale. Pornește alimentarea în cel mult 35-40 de secunde din momentul în care presiunea necesară este stabilită în circuitul primar. Sistemul include pompe, un rezervor de bazin de apă borată de 500 m³ într-un rezervor (are, de asemenea, capacitatea de a opera un sistem de alimentare cu bor de urgență și un sistem de sprinklere) și schimbătoare de căldură de răcire programate pentru urgență.
Sistemul de sprinklere este conceput pentru a localiza accidentele cu ruperea conductelor din circuitele primar si secundar din interiorul imobilului. Într-un astfel de accident, presiunea crește în izolație și, conform proiectului, acesta este proiectat pentru o presiune de cel mult 5 kgf/cm². Pentru a preveni distrugerea acestuia, precum și pentru a lega izotopii de iod radioactiv și pentru a efectua umplerea de urgență a piscinei cu combustibil, sistemul de sprinklere furnizează o soluție de acid boric la multe duze de sub cupola de izolare. Cu ajutorul irigarii cu o soluție de aspersoare, aburul este condensat în volumul intern al cochiliei și presiunea este redusă. Sistemul include pompe centrifuge și cu jet de apă , rezervoare de sprinklere și duze de pulverizare.
Partea pasivă a sistemului de răcire a miezului de urgență (sistem de acumulator hidraulic ECCS) este proiectată să funcționeze în condiții de accidente cu scurgeri mari. Acest sistem este pasiv, adică nu necesită emiterea de comenzi pentru a porni și a furniza energie pentru a-și îndeplini funcțiile. Este format din patru acumulatoare hidraulice, vase cilindrice verticale cu 50 m³ de soluție de acid boric cu o concentrație de 16 g/kg fiecare. Rezervoarele hidraulice sunt într-un rezervor, conectate direct la reactor și separate de acesta prin supape de reținere . Presiunea din rezervoare este de 60 kgf / cm² (este creată de azotul pompat în ele ), prin urmare, la presiune normală în circuitul primar, supapele de reținere sunt închise, deoarece lichidul de răcire din reactor apasă pe ele. Când presiunea din circuitul primar scade sub 60 kgf/cm², supapele de reținere se deschid independent, iar soluția din rezervoare începe să umple reactorul. După golire, supapele cu acțiune rapidă opresc acumulatorii din circuit pentru a preveni intrarea azotului în acesta. În proiectele ulterioare celui de serie, la partea pasivă a ECCS au fost adăugate încă de la 4 până la 8 rezervoare hidraulice, așa-numita etapă a doua, care încep să funcționeze la o presiune în circuitul primar de 20 kgf/cm².
Sistemul de evacuare de urgență a aburului și a gazului este conceput pentru a îndepărta amestecul de gaz din echipamentul circuitului primar: punctele superioare ale reactorului, compensatorul de presiune, colectoarele generatorului de abur de-a lungul circuitului primar. O astfel de nevoie poate apărea în cazul unor accidente cu fierberea lichidului de răcire, expunerea miezului, apariția unei reacții vapor-zirconiu în combustibil și apariția bulelor de vapori-gaz în punctele superioare ale echipamentului instalației. ca urmare a acestor evenimente. Introducerea acestui sistem a fost reacția proiectanților la accidentul din 1979 de la centrala nucleară Three Mile Island , care s-a dezvoltat într-unul foarte sever din cauza lipsei posibilității de îndepărtare a aburului și a gazului din circuitul primar al instalației. si perturbarea circulatiei naturale din acest motiv. Sistemul este un complex de supape electrice de închidere și conducte care conectează echipamentul principal al circuitului primar cu rezervorul de barbotare al sistemului de compensare a presiunii, în care amestecul vapori-gaz este descărcat dacă este necesar. .
Sistemul de alimentare de urgență a generatoarelor de abur este proiectat să funcționeze în condiții de urgență a sistemului secundar de alimentare cu apă, ceea ce este necesar pentru a crea condiții pentru răcirea centralei reactorului. Fiecare canal este capabil să furnizeze apă demineralizată cu un debit de 150 m³/h la presiune normală în generatorul de abur (64 kgf/cm²), 125 m³/h la o presiune de 70 kgf/cm², 80 m³/h la un presiune de 86 kgf/cm². Sistemul include pompe si rezervoare de apa desarata chimic cu un volum de 500 m³ fiecare.
Sistemul de alimentare cu apă de proces pentru consumatorii Grupului A combină funcțiile unui sistem de siguranță (răcirea schimbătorului de căldură al sistemului de răcire de urgență, răcirea pompelor sistemelor de siguranță) și un sistem de funcționare normală (eliminarea căldurii de la așa-numiții consumatori critici: un bazin de stocare, schimbătoare de căldură cu circuit industrial, o serie de sisteme de ventilație etc.). Sistemul funcționează pe un principiu de circulație închisă, apa este răcită prin bazine de pulverizare de pe teritoriul amplasamentului industrial al fabricii. Sistemul include pompe și rezervoare de alimentare cu apă de urgență.
Pentru alimentarea cu energie de urgență, sunt prevăzute surse de alimentare autonome: generatoare diesel automate și o unitate de alimentare neîntreruptibilă bazată pe baterii . În proiectele în serie de centrale diesel cu o capacitate de 5600 kW fiecare și o tensiune de 6 kV, există 3 pentru fiecare unitate de putere, acestea sunt desfășurate în 15 secunde și sunt capabile să funcționeze 240 de ore într-un mod nesupravegheat. Bateriile funcționează în modul de încărcare continuă, se pornesc aproape instantaneu și sunt proiectate să reziste până la 30 de minute după o pierdere de energie. Pe lângă baterii, unitatea include redresoare , invertoare și dispozitive de comutare cu tiristoare [102] [103] [104] [105] .
Cel mai adesea, masterplanul pentru CNE cu VVER-1000 prevede amplasarea mai multor unități de energie pe un singur loc, ceea ce este asociat cu necesitatea de a menține servicii, echipamente și infrastructură comune tuturor unităților de la amplasamentul CNE. Fiecare clădire principală este un monobloc și constă dintr-o cameră de reactor, o cameră de mașini, o stivă de dezaerator și o stivă de dispozitive electrice adiacent sălii de mașini. Clădirea principală găzduiește următoarele echipamente principale [106] [107] :
Schema tehnologică a fiecărui bloc este cu două circuite. Primul circuit este radioactiv , include un reactor de putere cu apă sub presiune VVER-1000 cu o putere termică de 3000 MW și patru bucle de circulație, prin care un lichid de răcire este pompat prin miez cu ajutorul pompelor principale de circulație - apă sub presiune de 16 MPa (160 kgf / cm² ). Temperatura apei la intrarea în reactor este de aproximativ 289 °C , la ieșire - 322 °C. Debitul de apă de circulație prin reactor este de 84.000 t / h . Apa încălzită în reactor este trimisă prin patru conducte către generatoarele de abur . Presiunea și nivelul lichidului de răcire primar sunt menținute prin intermediul unui compensator de presiune a aburului .
Al doilea circuit este neradioactiv și constă din unități de evaporare și de alimentare cu apă, o stație de desalinizare bloc (BOU) și o unitate de turbină cu o putere electrică de 1000 MW. Lichidul de răcire al circuitului primar este răcit în generatoarele de abur, în timp ce degajă căldură apei din al doilea circuit. Aburul saturat produs în generatoarele de abur, cu o presiune de 6,4 MPa și o temperatură de 280 ° C, este alimentat în conducta de colectare a aburului și trimis la instalația de turbine , care antrenează generatorul electric . Consumul de abur de la 4 generatoare de abur per turbină este de aproximativ 6000 t/h. Al doilea circuit include, de asemenea, pompe de condens din prima și a doua etapă, încălzitoare de înaltă și joasă presiune, un dezaerator , pompe de turboalimentare [108] [109] .
În cel de-al doilea circuit , aburul cu un conținut de umiditate de 0,5% de la patru generatoare de abur este furnizat prin conducte de abur prin supape de oprire și control către mijlocul unui cilindru simetric de înaltă presiune (HPC) cu dublu flux al turbinei, unde, după expansiune, cu o presiune de 1,2 MPa și un conținut de umiditate de 12%, este direcționat către patru separatoare -supraîncălzitoare (SSH), în care, după uscarea aburului ( condensul este îndepărtat în dezaerator pentru a-și folosi căldura ), acesta supraîncălzirea în două etape se realizează, în prima etapă, aburul primei selecții cu o presiune de 3 MPa și o temperatură de 234 ° C, în a doua - cu abur proaspăt. Condensul de abur de încălzire rezultat este trimis la încălzitoarele de înaltă presiune (HPH) pentru a-și transfera căldura în apa de alimentare. Aburul principal supraîncălzit la parametrii de 1,13 MPa și 250 °C intră în două țevi de recepție situate pe părțile laterale ale turbinei, iar din acestea - prin amortizoarele rotative de oprire - în trei cilindri identici cu două fluxuri de joasă presiune (LPC). În plus, din fiecare LPC, aburul intră în propriul său condensator . Sistemul de regenerare al uzinei constă din patru încălzitoare de joasă presiune (LPH), un dezaerator și două grupuri HPH. Apa de alimentare este furnizată HPH de două pompe turboalimentare cu o capacitate de aproximativ 12 MW fiecare, turbina lor de antrenare este alimentată cu abur supraîncălzit preluat de la SPP și are propriul condensator. Pompele de alimentare turbo (există două pentru fiecare unitate de alimentare) furnizează apă de alimentare de la dezaerator la generatoarele de abur prin HPH. Fiecare pompa este formata din doua, principala si booster, impreuna formeaza o singura unitate, actionata de propria turbina de condensare si avand propriul sistem de ulei. Performanța fiecărei unități este de aproximativ 3800 m³/h, pentru pompele de rapel, viteza de rotație este de 1800 rpm, presiunea dezvoltată este de 1,94 MPa; cele principale au 3500 rpm si 7,33 MPa. Pentru unitățile cu pompe de așteptare VVER-1000 nu sunt furnizate, ceea ce se datorează necesității de a încălzi motorul turbo înainte de pornire, prin urmare, dacă una dintre ele eșuează, puterea unității de putere este redusă cu 50%. Pentru modurile de urgență, modurile de pornire și de răcire, sunt prevăzute pompe electrice de alimentare auxiliară [110] [111] .
Turbogeneratoarele sincrone trifazate TVV-1000 sunt proiectate pentru a genera energie electrică atunci când sunt conectate direct la turbinele cu abur . Putere activă - 1000 MW, tensiune 24 kV, turația rotorului 1500 rpm. Generatorul constă dintr-un stator, scuturi de capăt, un rotor, terminale cu transformatoare de curent zero și jumperi flexibili, răcitoare de gaz, lagăr suport , etanșări arbore și plăci de fundație. Excitarea generatorului se realizează dintr-un excitator fără perii de tip BVD-1500, constând dintr-un generator sincron cu design inversat și un redresor rotativ . Funcționarea generatorului este asigurată de multe sisteme auxiliare. La fiecare turbogenerator sunt conectate două transformatoare trifazate superioare cu o capacitate de 630 MVA fiecare prin întrerupătoare de generator, care, conectate în paralel, permit puterea nominală a unității să fie transmisă în rețea [112] .
Alimentarea cu apă de proces la CNE cu VVER-1000 este inversată, adică apa de proces circulă într-un cerc închis. Trei tipuri de răcitoare sunt utilizate în sistemele de circulație: iazuri de răcire, iazuri de pulverizare și turnuri de răcire . În diferite proiecte, sunt utilizate combinații de aceste tipuri, deoarece, de regulă, există trei sisteme tehnice autonome de alimentare cu apă: un sistem de răcire cu condensator cu turbină, un sistem de răcire pentru consumatorii neesențiali și un sistem de răcire pentru consumatorii critici (echipamente, inclusiv echipamente de urgență, a căror întrerupere a alimentării cu apă nu este permisă în toate modurile de funcționare). Acest din urmă sistem combină funcțiile unui sistem de siguranță și funcționarea normală, cel mai adesea utilizând bazine de pulverizare [113] .
Unitățile de putere cu VVER-1000 au șapte sisteme speciale de tratare a apei (SVO), dintre care două sunt sisteme cu compartimente reactoare (SVO-1 și SVO-2, vezi secțiunea Sisteme auxiliare ), restul sunt clădiri speciale. În medie, 20-30 mii m³ de apă radioactivă sunt generate pe an pe un singur bloc, ceea ce necesită purificare și procesare.
Cea mai mare cantitate de nuclizi semnificativi din punct de vedere radiologic , mai mult de 95,5%, se găsesc în combustibilul nuclear. Combustibilul uzat , după 3-4 ani de expunere în bazinul de lângă reactor, este plasat într-o instalație specială de depozitare (ISNF), iar apoi în containere speciale este scos de pe teritoriul centralei nucleare la centrale radiochimice pentru regenerare.
După procesarea deșeurilor radioactive lichide (LRW) la stațiile speciale de tratare a apei (vezi secțiunea de mai sus), se formează până la 50 de tone de săruri pe an (în principal sodiu ) sub formă de soluții radioactive foarte mineralizate, cu un conținut de sare de 200– 300 g/l, iar materialele schimbătoare de ioni uzate aparțin, de asemenea, LRW și adsorbanții . Contribuția principală la radioactivitatea deșeurilor o au 134 Cs și 137 Cs (70-90%), contribuția 90 Sr , 90 Y , 60 Co , 58 Co , 54 Mn , 51 Cr , 59 Fe și 124 Sb este mult mai putin. Conținutul de tritiu contribuie, de asemenea, cu câteva procente .
Soluțiile de mai sus sunt obținute ca urmare a prelucrării concentratelor de sare lichidă, așa-numitele reziduuri de fund provenind de la evaporatoarele sistemelor speciale de tratare a apei, la o instalație de evaporare adâncă . Concentratul de sare rezultat se toarnă în recipiente în care, după răcire, se solidifică. Containerele sunt sigilate și trimise la depozitarea deșeurilor solide radioactive (SRW) de pe teritoriul amplasamentului industrial al uzinei, unde sunt depozitate până la 15 ani. Dacă este necesar, concentratul este bitum sau cimentat , pentru care sunt disponibile sisteme speciale. La bituminizare, concentratul de sare este turnat în bitum topit , care este ambalat în butoaie metalice de 200 de litri, unde după răcire se formează un compus bituminos .
În medie, în fiecare an, pentru o unitate de putere cu VVER-1000, sunt generate deșeuri radioactive solide:
Pentru procesarea SRW se utilizează următoarele:
Depozitarea temporară a deșeurilor radioactive solide (nivel scăzut și mediu - 10 ani, nivel înalt - 30 de ani) se realizează într-o unitate de depozitare într-o clădire specială sau într-o unitate de depozitare separată (KhSRW), care este cel mai adesea un rezervor îngropat din beton cu hidroizolație de precipitații și pânze freatice, în jurul căruia puțuri speciale pentru verificări periodice pentru prezența radionuclizilor [115] .
Unități de putere de operare [116] :
| centrală nucleară | numărul blocului | proiect RU |
|---|---|---|
| CNE Novovoronezh | 5 | B-187 |
| CNE Kalinin | 1.2 | B-338 |
| 3.4 | B-320 | |
| CNE Balakovo | 1,2,3,4 | B-320 |
| CNE Rostov | 1,2,3,4 | B-320 |
| CNE din Ucraina de Sud | unu | B-302 |
| 2 | B-338 | |
| 3 | B-320 | |
| CNE Zaporojie | 1,2,3,4,5,6 | B-320 |
| CNE Rivne | 3.4 | B-320 |
| CNE Hmelnițki | 1.2 | B-320 |
| CNE Kozlodui | 5.6 | B-320 |
| Centrala nucleară Bushehr | unu | B-446 |
| Centrala nucleară Tianwan | 1.2 | B-428 |
| 3.4 | B-428M | |
| Centrala Nucleară Temelin | 1.2 | B-320 |
| CNE Kudankulam | 1.2 | B-412 |
Unități de putere în construcție [117] [18] :
| centrală nucleară | numărul blocului | proiect RU |
|---|---|---|
| CNE Hmelnițki | 3.4 | V-392B |
| CNE Kudankulam | 3.4 | B-412 |
| Centrala nucleară Bushehr | 2 | B-528 |
VVER-1000 se referă la cel mai comun tip de reactor nuclear din lume - apa sub presiune (termenul englezesc este un reactor cu apă sub presiune, PWR). În ciuda designului general apropiat de modelele occidentale, VVER-1000 are o serie de diferențe semnificative.
Ansamblurile de combustibil ale reactoarelor occidentale au o secțiune transversală pătrată, în contrast cu forma hexagonală a ansamblurilor de combustibil din VVER. Tipic pentru PWR-urile apropiate de VVER-1000 în ceea ce privește puterea, structura combustibilului nuclear este de 193 de ansambluri de combustibil cu o latură de 214 mm, fiecare cu 264 de elemente de combustibil (aceste valori pot varia semnificativ). O astfel de zonă activă are o dimensiune ceva mai mare, calitatea pozitivă a acesteia este o sarcină termică specifică mai mică - aproximativ 100 kW/l (în VVER-1000 - 110 kW/l). Cazul unor astfel de PWR este, de asemenea, mai mare - diametrul exterior este de aproximativ 4,83 m sau mai mult. Pentru VVER-1000, alegerea unui corp mai compact (4.535 m) și, în consecință, zona activă a fost impusă dezvoltatorilor prin condiția posibilității de transport pe căile ferate ale URSS [118] [119] [ 120] [121] .
Ambalarea pătrată a tijelor de combustibil este oarecum inferioară celei triunghiulare în ceea ce privește neuniformitatea fluxului de lichid de răcire peste secțiunea transversală a ansamblului de combustibil, cu toate acestea, în ansamblurile vestice, grilele de intensificare au fost utilizate inițial pentru a amesteca lichidul de răcire în secțiunea transversală. . Pentru ansamblurile VVER, această problemă este mai puțin relevantă, cu toate acestea, la sfârșitul anilor 2000, în Rusia au început lucrările privind introducerea rețelelor de amestec în proiectarea ansamblurilor de combustibil [122] .
În combustibilii americani și europeni, aliajele de zirconiu au fost practic utilizate inițial ca materiale structurale - operarea pilot a ansamblurilor de combustibil complet din aliajul zircaloy -2 a început în 1958 la centrala nucleară Shippingport , de la sfârșitul anilor 1980, zircaloy-4 a fost folosit. În combustibilul VVER-1000, aliajul de zirconiu E110 (dezvoltat în 1958) a fost folosit ca material pentru placarea barei de combustibil; ansamblurile de combustibil au început să fie realizate complet din E110 abia la începutul anilor 90 - în 1993, a început operarea de probă a ansamblurilor îmbunătățite. la CNE Balakovo . Aliajul E110 conținea niobiu ca element de aliere principal , spre deosebire de zircaloy, unde se folosea staniu . Această compoziție a făcut ca aliajul E110 să fie mai rezistent la coroziune, dar mai puțin durabil decât zircaloy. La sfârșitul anilor 90, pe baza lui E110 în Franța, a fost dezvoltat și a început să fie utilizat un aliaj M5 . De la începutul anilor 2000, dezvoltatorii ruși de combustibil au început să folosească aliajul E635 (dezvoltat în 1971), aliat atât cu niobiu, cât și cu staniu. În 1990, compania americană Westinghouse a creat aliajul ZIRLO pe bază de E635 , care a fost folosit în mod activ de la sfârșitul anilor 1990. Mitsubishi japonez la începutul anilor 2000 a creat un aliaj MDA , de asemenea apropiat ca compoziție de E635. Astfel, aliajele occidentale moderne comune de zirconiu se bazează pe E110 și E635, iar în ceea ce privește materialele structurale ale ansamblurilor combustibile, reactoarele VVER din anii 90 și 2000 au eliminat complet restanța din cauza utilizării vechilor dezvoltări sovietice [76] [84] [ 123] .
Una dintre cele mai eficiente modalități de a crește producția de energie și de a crește capacitatea este creșterea duratei campaniei reactorului nuclear . Inițial, toate reactoarele cu apă sub presiune au alimentat o dată la 12 luni. La mijlocul anilor 1980, în Statele Unite, la una dintre stațiile cu reactor Westinghouse cu 4 bucle (193 de ansambluri de combustibil), a fost lansată o campanie extinsă, cu trecerea definitivă la una de 18 luni. După fundamentarea științifică a funcționării de probă, toate centralele nucleare cu PWR din SUA au început tranziția la un ciclu de combustibil de 18 luni (terminând-o complet până în 1997–98), puțin mai târziu, acest proces a început la toate unitățile lumii cu apă sub presiune. reactoare, cu excepția celor rusești. De exemplu, în Franța, până la sfârșitul anilor 1990, toate reactoarele de peste 900 MW trecuseră la o campanie de 18 luni. La sfârșitul anilor 1990 și începutul anilor 2000, multe PWR-uri occidentale au început să treacă la un ciclu de 24 de luni, dar majoritatea acestor reactoare au 900 MW sau mai puțin. Astfel, de aproape două decenii, PWR-urile occidentale cu o capacitate apropiată de VVER-1000 s-au caracterizat printr-o campanie de combustibil de 18 luni, cu tendința de a trece la una de 24 de luni. Reactoarele VVER-1000 au început tranziția la un ciclu de combustibil de 18 luni abia în 2008 (prima unitate a CNE Balakovo), este planificat ca acest proces să fie complet finalizat în 2014 [124] [125] [126] [127 ] [128] [129] .
În 2010, AIEA a lansat raportul „Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors”, care conține informații statistice despre incidentele de depresurizare a combustibilului din 1994 până în 2006. În această perioadă, în medie, la 1000 de ansambluri combustibile descărcate din reactoare cu apă sub presiune, există ansambluri cu elemente combustibile depresurizate:
% mediu anual de reactoare cu apă sub presiune din care nu au fost descărcate ansambluri defecte:
La sfârșitul raportului din 2006, numărul de ansambluri defecte la 1000 descărcate din reactoarele VVER-1000 a fost redus la aproximativ 9 (media pentru toate PWR-urile de Vest din acest an este de 10, pentru SUA - 17) [130] .
Cele mai comune reactoare din lume cu o putere apropiată de VVER-1000, Westinghouse cu 4 bucle (950-1250 MW), au același aspect cu patru bucle (patru generatoare de abur și un MCP, patru „reci” și șiruri MCP „fierbinți”. În același timp, dezvoltatorii au ajuns la el în moduri complet diferite: Westinghouse dintr-o schemă cu trei bucle (700–900 MW) și două bucle (aproximativ 500 MW) și VVER-1000 dintr-o schemă VVER-440 cu șase bucle . Cu toate acestea, există și alte concepte - reactoare Babcock și Wilcox(aproximativ 850 MW) și Ingineria Combustiei(500-1200 MW) - au două fire „fierbinți” de la reactor la două generatoare de abur și patru fire „reci” cu patru MCP [120] .
Cea mai serioasă diferență între echipamentele principale ale centralelor constă în proiectarea generatoarelor de abur. În VVER sunt orizontale, în toate celelalte reactoare cu apă sub presiune din lume sunt verticale. Generatoarele de abur VVER au o carcasă orizontală și bobine de suprafață de schimb de căldură încorporate în colectoare verticale de lichid de răcire. Materialul tubului este oțel inoxidabil austenitic 08X18H10T. Generatoare de abur occidentale - o carcasă verticală și tuburi de schimb de căldură în formă de U încorporate într-o foaie tubulară orizontală. Tubular din aliaje cu conținut ridicat de nichel [131] .
Generatoarele de abur orizontale au o serie de avantaje serioase față de cele verticale în ceea ce privește fiabilitatea, „supraviețuirea”, ușurința în furnizarea parametrilor de abur necesari etc., ceea ce a fost dovedit prin experiența de exploatare. In acelasi timp, au un cost mai mic datorita materialului tubularului. Avantajul generatoarelor verticale de abur este eficienta termica cu aproximativ 7% mai mare (reducerea suprafetei de transfer termic), care se realizeaza datorita conductelor lungi de schimb de caldura (circa 20 de metri, in PGV-1000 - 11 metri). Numărul de țevi dintr-un fascicul este mai mic, iar viteza lichidului de răcire în circuitul primar este de aproximativ 1,5 ori mai mare. Cu toate acestea, primul reduce „supraviețuirea”, deoarece este necesară o marjă de proiectare mai mare a suprafeței pentru a bloca tuburile individuale. Viteza de-a lungul circuitului secundar în SG-uri verticale este, de asemenea, mai mare, ceea ce poate duce la vibrații și deteriorarea tubului ca urmare a pătrunderii de obiecte străine din partea circuitului secundar (nu a fost înregistrat niciun astfel de caz cu VVER) . În plus, la generatoarele verticale de abur, pereții tuburilor sunt de aproximativ 1,7 ori mai subțiri, ceea ce are un efect pozitiv asupra eficienței termice, dar negativ asupra fiabilității și siguranței, datorită creșterii probabilității de rupere a acestora. Cel mai grav și de nedemontat dezavantaj conceptual al generatoarelor verticale de abur este prezența unei plăci tubulare orizontale, unde se acumulează nămol, ceea ce crește foarte mult coroziunea tuburilor de schimb de căldură. La generatoarele de abur orizontale, nămolul se depune în partea inferioară a vasului, unde nu există tub și este ușor de organizat îndepărtarea lui prin suflare constantă și periodică [131] [132] [133] [134] [135 ] .
SG-urile verticale sunt operate cu un regim de apă-chimie mult mai blând al circuitului secundar; tehnologiile occidentale în acest domeniu au mers mult înainte. În anii 1990 și 2000, centralele nucleare VVER au făcut progrese semnificative în această direcție, dar indicatorii realizabili de chimie a apei sunt încă semnificativ sub nivelul mondial, în principal datorită utilizării de echipamente și conducte principale mai ieftine și insuficient rezistente la coroziune . tractul de alimentare. În ciuda acestui fapt, problema comună a coroziunii pentru SG orizontale și verticale este mult mai acută pentru acestea din urmă. Defecte grave datorate coroziunii au dus la înlocuirea generatoarelor de abur atât orizontale, cât și verticale, dar la o scară diferită. Înlocuirea unui generator de abur este o procedură extrem de complexă și costisitoare din punct de vedere tehnic (aproximativ 50 de milioane de dolari pentru înlocuirea unui SG, fără a ține cont de costurile uriașe datorate timpului lung de inactivitate al unității) [131] [132] [133] [134] [135] [136] [137] .
La sfârșitul anului 1986, pentru prima dată, au fost descoperite fisuri în generatoarele de abur VVER-1000 de pe colectoarele de evacuare a lichidului de răcire. În perioada până în 1991, din acest motiv, SG-urile au fost înlocuite la 7 unități de putere. Studiile au arătat că fisurarea prin coroziune a colectoarelor din partea circuitului secundar s-a dezvoltat ca urmare a unor tensiuni reziduale mari în colectoare datorită procesului tehnologic de presurizare a tuburilor schimbătoare de căldură prin explozie. Pentru a rezolva problema, tehnologia de fabricație a fost schimbată, designul a fost modificat și cerințele pentru regimul apă-chimic au fost înăsprite. După 1991, generatoarele de abur PGV-1000 nu au fost înlocuite. Problemele moderne (eroziunea-coroziunea colectoarelor de alimentare, problema racordării nr. 111) sunt rezolvate prin înlocuirea unor elemente structurale ale SG și repararea folosind tehnologii special dezvoltate [132] [134] .
Înlocuirea generatoarelor de abur Western PWR este masivă, în ciuda îmbunătățirii continue a chimiei apei și a utilizării de noi materiale (aliajul Alloy 600 utilizat inițial a fost înlocuit cu 690, apoi 800). Conform raportului AIEA „Înlocuirea componentelor grele în centralele nucleare: experiență și linii directoare” pentru perioada 1979-2005, înlocuirea SG a fost efectuată la 83 de unități de putere cu PWR-uri occidentale în diferite țări. Până în 2010, la centralele nucleare din SUA au rămas doar 5 unități PWR cu generatoare de abur neînlocuite. Situația este similară în alte țări, de exemplu, în Franța, până în 2011, SG-urile au fost înlocuite la 20 de unități din 58, în 2011 s-au anunțat că vor fi înlocuite alte 44 SG. În plus, problemele cu generatoarele de abur pot duce la consecințe mai grave: în SUA, între 1989 și 1998, au existat șase cazuri în care defectele masive ale tuburilor de schimb de căldură ale generatoarelor de abur au devenit principalul motiv pentru oprirea completă a unităților de alimentare [133] [133] [138] [139] .
Creșterea capacității unităților de putere peste valoarea nominală ( English Power Uprates ) este un instrument binecunoscut pentru creșterea eficienței economice a centralelor nucleare. Capacitatea este crescută prin controale îmbunătățite ale proceselor, proceduri de operare îmbunătățite, modernizări ale echipamentelor și alte măsuri.
Prima creștere a capacității a fost implementată în SUA în 1977 . Unitățile 1 și 2 ale NPP Calvert Cliffs cu reactoare PWR au primit o creștere a capacității cu 5,5%. De atunci, în diferiți ani (un proces masiv a început la mijlocul anilor 1990), capacitatea a fost crescută la toate centralele nucleare din SUA. Pentru reactoarele PWR apropiate de puterea VVER-1000, creșterea a fost de la 0,4 la 8% (pentru unitățile de putere mai mică - până la 17%). Câteva alte țări au urmat exemplul SUA. În Germania, din 1990 până în 2005, capacitatea a 10 unități de putere cu PWR a crescut cu 1 la 5,3%. În Suedia, din 1989 până în 2011, la 3 unități ale NPP Ringhals - cu 8 până la 19%. În Belgia, din 1993 până în 2004 pe 5 blocuri cu PWR - cu o valoare de 4,3 până la 10%. În Coreea de Sud din 2005 până în 2007 pe 4 blocuri cu PWR - cu 4,4 până la 5,9% [140] [141] [142] [143] [144] [145] .
Prima creștere a capacității în Rusia a fost implementată la o unitate CNE cu VVER-1000 - capacitatea celei de-a doua unități a CNE Balakovo a fost crescută cu 4% în 2008. Pentru 2011, toate cele 4 unități ale CNE Balakovo și unele unități ale altor centrale cu VVER-1000 din Rusia sunt operate la o capacitate de 104% din nominală, se lucrează la creșterea capacității tuturor celorlalte unități. Pe viitor, concernul Rosenergoatom intenționează să crească capacitatea unităților cu VVER-1000 cu 7%, iar apoi cu 10% [146] [147] [148] [149] .
| 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
| |||||||||||