Мир атома
Энергетическая стратегия
Диверсификация топлива
ПО «BEACON-MONITOR»
НАЭК «Энергоатом»
ОП «Запорожская АЭС»
ОП «Ровенская АЭС»
ОП «Хмельницкая АЭС»
ОП «Южно-Украинская АЭС»
Физические основы
Радиоактивность деления
Высвобождение энергии
Классификация реакторов
Развитие ВВЭР
Реактор типа ВВЭР
Характеристики (В-320)
Характеристики (В-392Б)
Ядерное топливо (ЯТ)
Реактор EPR-1500
Характеристики
Особенности
Реактор AP1000
Характеристики
АЭС-2006 (В-466П)
Особенности В-466П
Реактор типа CANDU
Описание
Характеристики
Регулирование
Функции
Деятельность
Управление качеством
Научно-техническая поддержка
Безопасность
Общая характеристика
Модернизация
Продление эксплуатации
Снятие с эксплуатации ЧАЭС
Противоаварийная тренировка
Исследования
Добыча урана
Отработанное ЯТ
ОЯТ на действующих АЭС
ОЯТ на ЧАЭС
Зона отчуждения
Объект «Укрытие»
Новости
   
 
 

Развитие ВВЭР. Реактор типа ВВЭР

Папка

Серийный ядерный реактор
ВВЭР-1000 (В-320)

Реакторная установка В-320 с реактором ВВЭР-1000 является составной частью энергоблока АЭС и совместно с турбогенератором используется для производства электроэнергии в базовом режиме. Назначение реакторной установки - выработка сухого насыщенного пара для турбогенераторной установки, где тепловая энергия пара преобразуется в электрическую энергию.

Реакторная установка В-320 оснащена модернизированным серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением. Реактор энергетический ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии за счет цепной реакции деления атомных ядер. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным теплоносителем-замедлителем (вода под давлением).

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками.

В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Применение в конструкции реактора ВВЭР-1000 корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой.

Папка

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям 1 контура за счет работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Вода 1 контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). Твэлы заполнены слабообогащенной двуокисью урана-235. В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1000 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение четырех кампаний.

Регулирование реактивности и, тем самым, тепловыделения, осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, обеспечивающей надежное крепление реактора и биологическую защиту. Конструкция реактора и способ его закрепление, а также системы управления и защиты (СУЗ) и аварийного охлаждения зоны (САОЗ) обеспечивают безопасную остановку и расхолаживание, в том числе при максимальном расчетном землетрясении 9 баллов по шкале MSK-64, а также обеспечивают прочность конструкции при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и разрывом трубопровода Ду 850 по полному сечению.

Срок службы оборудования реактора -30 лет. Расчетный срок службы корпуса и крышки реактора - 40 лет.