VVER ( vand - til - vand -kraftreaktor ) er en vand-til-vand tryksat atomkraftreaktor , en repræsentant for en af de mest succesrige grene af udviklingen af atomkraftværker , der er blevet udbredt i verden .
Det almindelige navn for reaktorer af denne type i andre lande er PWR , de er grundlaget for verdens fredelige atomenergi . Den første station med en sådan reaktor blev opsendt i USA i 1957 ( Shippingport Nuclear Power Plant ).
VVER blev udviklet i USSR på samme tid som RBMK-reaktoren og skylder sin oprindelse til et af de reaktoranlæg, der på det tidspunkt var under overvejelse for atomubåde . Ideen om en reaktor blev foreslået på Kurchatov Institute af S. M. Feinberg . Arbejdet med projektet begyndte i 1954, i 1955 begyndte Gidropress Design Bureau sin udvikling. Videnskabeligt lederskab blev udført af I. V. Kurchatov og A. P. Aleksandrov [1] .
Den første sovjetiske VVER (VVER-210) blev sat i drift i 1964 ved den første kraftenhed i Novovoronezh NPP . Den første udenlandske station med en VVER-70 reaktor var Rheinsberg Nuclear Power Plant ( DDR ), der blev sat i drift i 1966.
Skaberne af VVER-reaktorer:
Egenskab | VVER-210 [4] | VVER-365 | VVER-440 | VVER-1000 | VVER-1200 (V-392M) [5] [6] [7] |
VVER-TOI [8] [9] [10] | VVER-600 [11] [12] |
---|---|---|---|---|---|---|---|
Termisk effekt af reaktoren, MW | 760 | 1325 | 1375 | 3000 | 3212 | 3300 | 1600 |
K.p.d. , (netto)% | 25,5 | 25.7 | 29,7 | 31,7 | 35,7 [nb 1] | 37,9 | 35 |
Damptryk, kgf/cm² | |||||||
foran turbinen | 29,0 | 29,0 | 44,0 | 60,0 | 70,0 | ||
i det første kredsløb | 100 | 105 | 125 | 160,0 | 165,1 | 165,2 | 162 |
Vandtemperatur, °C: | |||||||
ved indgangen til reaktoren | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,2 [13] | 297,2 | 299 |
ved udgangen fra reaktoren | 269 | 275 | 300 | 319 | 328,6 | 328,8 | 325 |
Kernediameter , m | 2,88 | 2,88 | 2,88 | 3.12 | — | ||
Kernehøjde, m | 2,50 | 2,50 | 2,50 | 3,50 | — | 3,73 [14] | |
TVEL diameter , mm | 10.2 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | |
Antal TVEL'er i en kassette ( TVS ) | 90 | 126 | 126 | 312 | 312 | 313 | |
Antal kassetter ( TVS ) [4] [15] | 349
(312+ARK (SUZ) 37) |
349
(276+ARK 73) |
349 (276+ARC 73), (312+ARC 37) Kola |
151 (109+SUZ 42),
163 |
163 | 163 | 121 |
Uranbelastning, t | 38 | 40 | 42 | 66 | 76-85,5 | 87,3 | |
Gennemsnitlig berigelse af uran , % | 2.0 | 3.0 | 3.5 | 4,26 | 4,69 | ||
Gennemsnitlig brændstofforbrænding , MW dag/kg | 13,0 | 27,0 | 28.6 | 48,4 | 55,5 |
VVER-210 (V-1), skabt på Kurchatov Institute , blev den første trykbeholder-type krafttrykreaktor. Den fysiske opstart "med åbent låg" blev udført i december 1963, den 8. september 1964 blev reaktoren bragt til en kritisk tilstand, den 30. september blev den tilsluttet elnettet som den første kraftenhed i Novovoronezh NPP opkaldt efter V.I. 50 års jubilæum for USSR (NVAES). Den 27. december nåede reaktoren sin designkapacitet og var på det tidspunkt den mest kraftfulde kraftenhed i verden . Der blev udarbejdet traditionelle tekniske løsninger på det:
USSR State Prize for 1967 blev tildelt for udviklingen af blokken [17]
I 1984 blev den første enhed nedlagt.
I overensstemmelse med dekretet fra USSR's Ministerråd af 17. juli 1956, i oktober 1956, udviklede Institut for Atomenergi referencerammerne for VVER-projektet med en elektrisk effekt på 70 MW til Rheinsberg NPP i DDR. I januar 1957 begyndte udviklingen af det tekniske design af VVER-70 (V-2) af OKB Gidropress. I slutningen af 1958 blev det tekniske design af V-2-reaktoren afsluttet. Udviklingen af V-2-projektet blev gennemført med et tidsrum på under to år med V-1-projektet, så mange tekniske løsninger var ens, men der var også grundlæggende forskelle - reaktordækslet var semi-elliptisk i stedet for flad, enkeltrækket arrangement af rør Du 500.
Efter den vellykkede afslutning af den varme indkøring, fysisk opstart og kraftopstart blev Rheinsberg NPP tilsluttet det elektriske netværk den 6. maj 1966 og sat i drift den 11. oktober 1966.
Rheinsberg-kernekraftværket var i drift indtil 1988 og blev taget ud af drift, efter at designets levetid var forbi. Levetiden kunne forlænges, men efter Tysklands genforening blev atomkraftværket lukket på grund af forskelle i sikkerhedsstandarder [18] [19] .
VVER-365 (V-ZM) reaktoranlægget var beregnet til den anden blok som en mere avanceret version af kraftenheden efter VVER-1 og VVER-2. Begyndelsen af arbejdet blev bestemt ved et regeringsdekret af 30. august 1962. Blandt de stillede opgaver var de stramme deadlines for at udføre forskningsarbejde på baggrund af oparbejdet erfaring.
Blandt de vigtigste løsninger af VVER-365:
Derudover blev overfladerne af brændselselementerne i kernen forøget ved at reducere diametrene og erstatte dem med en anden type kassetter (i dette tilfælde indeholdt hver kassette 120 brændstofstænger i stedet for 90). Til gengæld krævede dette en række designløsninger, både i geometrien og fremstillingen af kassetter og brændselsstave og i selve reaktorbeholderen [20] .
Blokken blev bygget og søsat i 1969 [21] . VVER-365-reaktoren er mellemliggende mellem første og anden generation [4] .
Ved VVER-210 og VVER-365 blev muligheden for at øge reaktorens termiske effekt med en konstant volumen af reaktorstyring afprøvet ved at absorbere additiver til kølevæsken etc. I 1990 blev VVER-365 taget ud af drift [22] .
Udvikler OKB "Gidropress" (Podolsk, Moskva-regionen). Den var oprindeligt planlagt til en kapacitet på 500 MW (Elektrisk), men på grund af manglen på egnede turbiner blev den ombygget til 440 MW (2 K-220-44 KhTGZ-møller på hver 220 MW).
VVER-440 påvirker:
Siden 2009 er arbejdet med færdiggørelsen og idriftsættelsen af enhed 3 og 4 af det slovakiske kernekraftværk Mochovce genoptaget.
VVER-1000-kernen består af 163 brændstofsamlinger , hver med 312 brændstofstænger. 18 styrerør er jævnt fordelt over hele kassetten. Afhængigt af placeringen af kassetten i kernen, kan drevet i styrerørene flytte et bundt af 18 absorberende stænger (PS) af kontrol- og beskyttelsessystemregulatoren (ELLER CPS), PS-kernen er lavet af et dispersionsmateriale ( borcarbid i en aluminiumslegeringsmatrix, andre absorberende materialer kan anvendes: dysprosiumtitanat, hafnium). Brændbare absorberstænger (BRA) kan også placeres i styrerørene (når de ikke er under CPS OR), materialet i BRA-kernen er bor i en zirconiummatrix; på nuværende tidspunkt er der lavet en komplet overgang fra genfindbar SRA til en absorber (gadoliniumoxid) integreret i brændstoffet. PS- og SVP- kerner (Brængbar absorberstang) med en diameter på 7 mm er indkapslet i rustfri stålskaller med en størrelse på 8,2 × 0,6 mm. Ud over PS- og SVP-systemerne bruger VVER-1000 også et borkontrolsystem.
Effekten af enheden med VVER-1000 er øget sammenlignet med effekten af enheden med VVER-440 på grund af en ændring i en række karakteristika. Kernevolumen blev øget med 1,65 gange, kernens specifikke kraft med 1,3 gange og enhedens effektivitet.
Den gennemsnitlige brændstofforbrænding ved tre delvise optankninger pr. kampagne var oprindeligt 40 MW dag/kg, i øjeblikket når den omkring 50 MW dag/kg.
Massen af reaktorbeholderen er omkring 330 tons [23] .
VVER-1000 og udstyr i det primære kredsløb med et radioaktivt kølemiddel er placeret i en beskyttende skal lavet af forspændt armeret beton , kaldet en indeslutning eller indeslutning. Det sikrer enhedens sikkerhed i tilfælde af ulykker med brud på primære kredsløbsrørledninger.
Der er flere projekter af reaktoranlæg baseret på VVER-1000 reaktoren:
På basis af VVER-1000 blev der udviklet en reaktor med højere effekt: 1150 MW.
På nuværende tidspunkt har JSC Concern " Rosenergoatom " udviklet en typisk reaktor til 1150 MW elektrisk kraft. Arbejdet inden for projektets rammer med at skabe en ny reaktor blev kaldt AES-2006- projektet. Den første kraftenhed med en VVER-1200-reaktor var planlagt til at blive lanceret i 2013 som en del af Novovoronezh NPP-2- konstruktionsprojektet , men som et resultat blev tidsfristerne forskudt med 3 år. Den 27. februar 2017 blev den sjette kraftenhed sat i kommerciel drift på Novovoronezh NPP, og den 31. oktober 2019 blev den syvende kraftenhed sat i kommerciel drift (begge inden for rammerne af AES-2006-projektet med en VVER -1200 reaktoranlæg og en elektrisk effekt på 1200 megawatt). Den første kraftenhed i Leningrad NPP-2 blev sat i drift den 29. oktober 2018, den anden kraftenhed blev forbundet til det forenede energisystem i Rusland den 23. oktober 2020 [24] . Derudover bruges VVER-1200-reaktorer til opførelsen af det første hviderussiske atomkraftværk nær byen Ostrovets, Grodno-regionen. Den 13. oktober 2016 sendte den russiske virksomhed Power Machines en 1200 MW turbinegeneratorstator til det hviderussiske kernekraftværk.
Der er flere projekter af reaktoranlæg baseret på VVER-1200 reaktoren:
NPP'er baseret på VVER-1200 er kendetegnet ved et øget sikkerhedsniveau, hvilket gør det muligt at henvise dem til "3+" generationen. Dette er opnået ved introduktionen af nye "passive sikkerhedssystemer", der er i stand til at fungere uden operatørindgreb, selv når stationen er fuldstændig afbrudt. Ved kraftenhed nr. 1 af NNVNPP-2 bruges sådanne systemer som et passivt varmefjernelsessystem fra reaktoren, et passivt katalytisk brintfjernelsessystem og en kernesmeltefælde. Et andet træk ved projektet var en dobbelt indeslutning, hvor den indre skal forhindrer lækage af radioaktive stoffer i tilfælde af ulykker, og den ydre skal modstår naturlige og menneskeskabte påvirkninger, såsom for eksempel tornadoer eller flystyrt [26 ] .
Den næste ændring af VVER-reaktoren er forbundet med VVER-TOI- projektet. hvor "TOI" er en forkortelse, der betyder tre hovedprincipper, der er indlejret i designet af et atomkraftværk: typisering af trufne beslutninger, optimering af de tekniske og økonomiske indikatorer for AES-2006-projektet og informatisering.
I VVER-TOI- projektet moderniseres individuelle elementer i både selve reaktoranlægget og stationært udstyr gradvist og trin for trin, teknologiske og driftsmæssige parametre øges, industrigrundlaget udvikles, konstruktionsmetoder og økonomisk støtte forbedres. Moderne innovationer relateret til retningen af trykvandsbeholderreaktoren er blevet anvendt fuldt ud.
De vigtigste retninger for optimering af design og tekniske løsninger i sammenligning med AES-2006-projektet:
I april 2018 begyndte konstruktionen af enhed nr. 1 af Kursk NPP-2 , i april 2019 begyndte konstruktionen af enhed nr. 2.
Der er flere projekter af reaktoranlæg baseret på VVER-1300 reaktoren:
Det grundlæggende design af et atomkraftværk af en ny generation af øget sikkerhed med en VVER-640-reaktor blev udviklet af St. Petersburg AEP og OKB Gidropress inden for rammerne af underprogrammet Environmentally Clean Energy, som er en del af Fuel and Energy Federal Målprogram og godkendt af Ministeren for Den Russiske Føderation for Atomenergi ved en protokol dateret 10/11/1995.
Projektet sikrede overholdelse af internationale standarder og kravene i moderne sikkerhedsregler og -forskrifter, der er gældende i Den Russiske Føderation, opnåelse af et optimalt sikkerhedsniveau i sammenligning med de bedste designs i klassen af trykvandsreaktorer, overholdelse af moderne krav til økologi og miljøbeskyttelse på byggepladsen af et atomkraftværk.
Grundlæggende nye tekniske løsninger, der giver en kvalitativ forbedring af kraftenhedens nukleare og strålingssikkerhedsindikatorer, er som følger:
Konstruktionen af kraftenheder med en VVER-640-reaktor under forhold med øget seismisk aktivitet er mulig på grund af brugen af seismiske isolatorer installeret under reaktorbygningens fundamentplade.
VVER-640-projektet bruger udstyr, der er forenet med VVER-1000-projektet, herunder reaktortrykbeholder, dampgenerator, CPS-drev, trykkompensator. De vigtigste producenter i den nordvestlige region af Den Russiske Føderation bekræftede muligheden for at afgive ordrer til fremstilling af udstyr i overensstemmelse med specifikationerne, med undtagelse af en lille liste over udstyr, som vil kræve udvikling af nye standardændringer komponenter.
Reduktionen i kraftenhedens enhedskapacitet sammenlignet med VVER-1000-reaktoren giver kunden mulighed for at udvide rækkevidden af søgning efter potentielle atomkraftværkssteder med hensyn til forbindelse til de eksisterende forsyninger og infrastruktur i regionen, hvor atomkraftværket formodes at blive bygget.
Byggeriet af VVER-600 er planlagt på Kola NPP-2 indtil 2035 . [33] [34] Den planlagte kapacitet er 600 MW, designlevetiden for hovedudstyret er mindst 60 år, det maksimale lån af udstyr fra VVER-1200 og VVER-TOI projekterne. [35] [36]
Et lovende tredjegenerationsreaktorprojekt, som er en evolutionær udvikling af VVER-1000-projekter med et øget sikkerheds- og effektivitetsniveau, lanceret i 1980'erne, blev midlertidigt fastfrosset på grund af lav efterspørgsel og behovet for at udvikle nye turbiner, dampgeneratorer og en højeffektsgenerator, blev arbejdet genoptaget i 2001 [37] .
På kanalreaktorer af RBMK -typen tankes brændstof ved den driftsreaktoren (hvilket skyldes teknologi og design og ikke påvirker sandsynligheden for en nødsituation i sammenligning med VVER i sig selv). På alle i drift, under opførelse og projekterede atomkraftværker med VVER-type trykbeholderreaktorer, påfyldes brændstof med reaktoren lukket, og trykket i reaktorbeholderen reduceres til atmosfærisk tryk. Brændstof fra reaktoren fjernes kun ovenfra. Der er to tankningsmetoder: "tør" (når brændstofsamlinger fjernet fra reaktoren flyttes til holdezonen i en forseglet transportbeholder) og "våd" (når brændstofsamlinger fjernet fra reaktoren flyttes til holdezonen gennem fyldte kanaler med vand).
Atomreaktorer i USSR og Rusland | |||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Forskning |
| ||||||||||
Industriel og dobbeltformål | Fyrtårn A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190 mio "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC HELVEDE ADE (-1,-2) | ||||||||||
Energi |
| ||||||||||
Transportere | Ubåde Vand-vand VM-A VM-4 AT 5 OK-650 flydende metal RM-1 BM-40A (OK-550) overfladeskibe OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Luftfart Tu-95LAL Tu-119 ‡ Plads Kamille Bøg Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — der er reaktorer under opførelse, ‡ — eksisterer kun som et projekt
|
Atomkraftreaktorer | |||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Moderator | |||||||||||||||
let vand |
| ||||||||||||||
Tungt vand kølevæske |
| ||||||||||||||
Grafit til kølevæske |
| ||||||||||||||
Fraværende (på hurtige neutroner ) |
| ||||||||||||||
Andet |
| ||||||||||||||
andre kølemidler | Flydende metal: Bi , K , NaK , Sn , Hg , Pb Organisk: C 12 H 10 , C 18 H 14 , Kulbrinte | ||||||||||||||
|