Вода-вадзяны энэргетычны рэактар

Вода-вадзяны энэргетычны рэактар (ВВЭР) — сэрыя вода-вадзяных энэргетычных корпусных ядзерных рэактараў, якія вырабляюцца ў Расеі (раней у СССР). Разам з сэрыяй рэактараў РБМК складала аснову савецкай атамнай энэргетыкі. Акрамя краінаў былога СССР і сацлягеру выкарыстоўваюцца ў Кітаі, Фінляндыі.

ВВЭР-210, ВВЭР-365 былі першымі пабудаванымі рэактарамі гэтай мадэлі. На іх аснове былі спраектаваны сэрыйныя рэактары ВВЭР-440, ВВЭР-1000. Зараз выпускаецца ВВЭР-1000. Існуюць таксама праекты іншых рэактараў. У прыватнасьці, на Беларускай АЭС будзе выкарыстоўвацца ВВЭР-1200 (праект АЭС-2006). У 2002-2006 годзе ў ГНЦ РФ-ФЭИ распрацаваны праект вода-вадзянога энэргетычнага рэактара зь цепланосьбітам пры звышкрытычным ціску (ВВЭР-СКД) з пабудовай галаўной ядзернай энэргетычнай устаноўкі (ЯЭУ) да 2026 г. ВВЭР-S (рэактар з выкарыстаньнем спэктральнага рэгуляваньня для напрацоўкі плютону) плянуецца ўвесьці ў 2020 г. Ён мае павышаны каэфіцыент аднаўленьня нэўтронаў (па-расейску: КВ) за кошта памяшэньня дыямэтру ЦВЭЛу да ~7,0 мм пры больш шчыльнай іх упакоўцы ў цеплавыдзяляючай зборцы і пры павелічэньні ўзбагачэньня паліва да 6-7 %[1]. У розных частках актыўнай зоны заўсёды знаходзіцца паліва рознай ступені выгараньня. Для таго, каб імітаваць гэта ў першай загрузцы, яна складаецца з паліва рознага ўзбагачэньня[2].

Характарыстыкі ВВЭР

[рэдагаваць | рэдагаваць крыніцу]
Рэактар ВВЭР-1000: 1 — прывад сыстэмы кіраваньня і аховы; 2 — крышка рэактара; 3 — корпус рэактара; 4 — блёк ахоўных трубак; 5 — шахта; 6 — сьценка актыўнай зоны; 7 — паліўныя зборкі, рэгулюючыя стрыжні
Характарыстыка ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Цеплавая магутнасьць рэактара, МВт 760 1320 1375 3000 3200[3]
ККДз, % 27,6 27,6 32,0 33,0
Ціск пары перад турбінай, атм 29,0 29,0 44,0 60,0
Ціск у першым контуры, атм 100 105 125 160,0 159,882
Тэмпэратура вады, °С:        
     на ўваходзе ў рэактар 250 250 269 289 298,6
     на выхадзе з рэактара 269 275 300 324
Дыямэтр актыўнай зоны, м 2,88 2,88 2,88 3,12
Высата актыўнай зоны, м 2,50 2,50 2,50 3,50
Дыямэтр ЦВЭЛа, мм 10,2 9,1 9,1[4] 9,1[4] 7,6
Колькасьць ЦВЭЛаў у касэце 90 126 126 312
Загрузка ўрану, т 38 40 42 66 86,39-94,2955
Сярэдняе ўзбагачэньне ўрана, % 2,0 3,0 3,5 1,6 — 2,0 — 2,4 — 3,0 — 3,6 — 4,0 — 4,4 -5[5] 4,7-5
Сярэдняе выпальваньне паліва, МВт-сут/кг 13,0 27,0 28,6 40 45,6-56,5

Крыніцы

[рэдагаваць | рэдагаваць крыніцу]
  1. ^ Ю. Д. Баранаев, А. П. Глебов, П. Л. Кириллов, А. В. Кликушин. Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД - основной претендент в "Супер-ВВЭР" Препринт ФЭИ-3188, Обнинск (2010).
  2. ^ Скворцов С. А. Развитие водо-водяных реакторов для энергетических целей в СССР // История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР. — М.: ИздАТ, 2002. — С. 29-40.
  3. ^ К. Ю. Куракин, Ю. А. Ананьев, А. К. Горохов и др. Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 // Материалы конференции: Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС. 2007.
  4. ^ а б Тепловыделающие сборки реакторов ВВЭР // Информационный бюллетень. — Государственное научное учреждение "Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны", 2011. — № 6-7.
  5. ^ С. А. Андрушечко, А. М. Афров, Б. Ю. Васильев, В. Н. Генералов, К. Б. Косоуров, Ю. М. Семченков, В. Ф. Ураинцев. АЭС с реакторами ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — С. 181. — ISBN 978-5-98704-496-4