Tlakovodní energetický reaktor

Aktuální verze stránky ještě nebyla zkontrolována zkušenými přispěvateli a může se výrazně lišit od verze recenzované 16. prosince 2021; kontroly vyžadují 12 úprav .

VVER ( water - to - water power reaktor ) je tlakový jaderný reaktor typu voda-voda , představitel jednoho z nejúspěšnějších odvětví vývoje jaderných elektráren, které se ve světě rozšířily .

Běžný název pro reaktory tohoto typu v jiných zemích je PWR , jsou základem světové mírové jaderné energetiky . První stanice s takovým reaktorem byla spuštěna ve Spojených státech v roce 1957 ( Shippingport Nuclear Power Plant ).

VVER byl vyvinut v SSSR současně s reaktorem RBMK a za svůj vznik vděčí jedné z tehdy uvažovaných reaktorových elektráren pro jaderné ponorky . Myšlenku reaktoru navrhl v Kurchatovově institutu S. M. Feinberg . Práce na projektu začaly v roce 1954, v roce 1955 zahájila jeho vývoj Gidropress Design Bureau . Vědecké vedení prováděli I. V. Kurčatov a A. P. Aleksandrov [1] .

První sovětský VVER (VVER-210) byl uveden do provozu v roce 1964 na prvním energetickém bloku Novovoroněžské JE . První zahraniční stanicí s reaktorem VVER-70 byla jaderná elektrárna Rheinsberg ( NDR ) uvedená do provozu v roce 1966.

Tvůrci reaktorů VVER:

• vědecký poradce: Kurčatovův institut (  Moskva )
• vývojář: OKB "Gidropress" (  Podolsk ) [2]
• výrobce: závody Izhora (  Petrohrad ), Atommash (  Volgodonsk , od začátku 90. let do roku 2012 zastavena výroba reaktorů) a společnost ŠKODA JS ( ČR , do začátku 90. let) [3]

Charakteristika VVER

Charakteristický	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]
Tepelný výkon reaktoru, 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
Tlak páry, kgf/cm²
před turbínou	29,0	29,0	44,0	60,0	70,0
v prvním okruhu	100	105	125	160,0	165,1	165,2	162
Teplota vody, °C:
u vchodu do reaktoru	250	250	269	289	298,2 [13]	297,2	299
na výstupu z reaktoru	269	275	300	319	328,6	328,8	325
Průměr jádra , m	2,88	2,88	2,88	3.12	—
Výška jádra, m	2,50	2,50	2,50	3,50	—	3,73 [14]
Průměr TVEL , mm	10.2	9.1	9.1	9.1	9.1	9.1
Počet TVEL v kazetě ( TVS )	90	126	126	312	312	313
Počet kazet ( TVS ) [4] [15]	349 (312+ARK (SUZ) 37)	349 (276 + 73 ARK)	349 (276+ARC 73), (312+ARC 37)  Kola	151 (109+SUZ 42), 163	163	163	121
Nakládání uranu, t	38	40	42	66	76-85,5	87,3
Průměrné obohacení uranu , %	2,0	3.0	3.5	4.26	4.69
Průměrná spotřeba paliva , MW den/kg	13,0	27,0	28.6	48,4	55,5

Klasifikace

Modely VVER [16]

Generace	název	Modelka	Země	pohonná jednotka
já	VVER	V-210 (V-1) [15]	Rusko	Novovoroněž-1 (uzavřeno)
		B-70 (B-2)	Německo	Rheinsberg (KKR) (uzavřeno)
		V-365 (V-3M)	Rusko	Novovoroněž-2 (uzavřeno)
II	VVER-440	B-179	Rusko	Novovoronezh-3 (uzavřeno) Novovoronezh-4 (modernizované)
		B-230	Rusko	Cola 1-2 (1 blok modernizován, 2 rekonstrukce)
			Německo	Greifswald 1-4 (zavřeno)
			Bulharsko	Kozloduj 1-4 (zavřeno)
			Slovensko	Bohunice 1-2 (zavřeno)
		B-213	Rusko	Cola 3-4
			Německo	Greifswald-5 (zavřeno)
			Ukrajina	Přesně 1-2
			Maďarsko	Paks 1-4
			čeština	Dukovany 1-4
			Finsko	Loviisa 1-2
			Slovensko	Bohunice 3-4 Mochovce 1-2
		B-213+	Slovensko	Mochovce 3-4 (ve výstavbě)
		B-270	Arménie	Arménský-1 (uzavřený) Arménský-2
III	VVER-1000	B-187	Rusko	Novovoroněž-5
		B-302	Ukrajina	Južno-Ukrajinsk-1
		B-338	Ukrajina	Južno-Ukrajinsk-2
			Rusko	Kalinin 1-2
		B-320	Rusko	Balakovo 1-4 Kalinin 3-4 Rostov 1-4
			Ukrajina	Rivne 3-4 Záporoží 1-6 Chmelnitsky 1-2 Južno-Ukrainsk-3
			Bulharsko	Kozloduj 5-6
			čeština	Temelín 1-2
		B-428	Čína	Tianwan 1-2
		V-428M	Čína	Tianwan 3-4
		B-412	Indie	Kudankulam 1-2 Kudankulam 3-6 (ve výstavbě)
		B-446	Írán	Bushehr-1
III+	VVER-1000	B-528	Írán	Bushehr-2 (ve výstavbě)
	VVER-1200	B-392M	Rusko	Novovoroněž 6-7
		B-491	Rusko	Baltiysk 1-2 (stavba je zamrzlá) Leningrad 2 1-2
			Bělorusko	Bělorusko1 Bělorusko 2 (ve výstavbě)
			Čína	Tianwan 7-8 (ve výstavbě) Xudapu 3-4 (ve výstavbě)
		B-509	krocan	Akkuyu 1-4 (ve výstavbě)
			Egypt	El Dabaa 1 (ve výstavbě)
		B-523	Bangladéš	Rooppur 1-2 (ve výstavbě)
	VVER-1300	V-510K	Rusko	Kursk 2 1-2 (ve výstavbě)

VVER-210

VVER-210 (V-1), vytvořený v Kurchatovově institutu , se stal prvním energetickým tlakovým reaktorem typu tlakové nádoby. Fyzikální spouštění „s otevřeným víkem“ bylo provedeno v prosinci 1963, 8. září 1964 byl reaktor uveden do kritického stavu, 30. září byl připojen k energetické síti jako první energetický blok Novovoroněže . JE pojmenovaná po V.I. 50. výročí SSSR (NVAES). K 27. prosinci dosáhl reaktor své projektované kapacity a byl v té době nejvýkonnějším energetickým blokem na světě . Byla na něm zpracována tradiční technická řešení:

• šestihranné kazety,
• palivové obkladové materiály,
• tvar, materiály, nádoba reaktoru a podpěra,
• disky CPS,
• systémy pro regulaci teploty a výrobu energie.

Za vývoj bloku byla udělena státní cena SSSR za rok 1967 [17]

V roce 1984 byl první blok vyřazen z provozu.

VVER-70

V souladu s výnosem Rady ministrů SSSR ze dne 17. července 1956 vypracoval Ústav pro atomovou energii v říjnu 1956 zadání projektu VVER s elektrickým výkonem 70 MW pro JE Rheinsberg v r. NDR. V lednu 1957 začal OKB Gidropress vývoj technického návrhu VVER-70 (V-2). Koncem roku 1958 byl dokončen technický návrh reaktoru V-2. Vývoj projektu V-2 probíhal s časovým odstupem necelých dvou let u projektu V-1, takže mnoho technických řešení bylo podobných, ale byly zde i zásadní rozdíly - kryt reaktoru byl místo elipsy poloeliptický. ploché, jednořadé uspořádání trubek Du 500.

Po úspěšném dokončení horkého záběhu, fyzických a energetických spouštění byla JE Rheinsberg připojena k elektrické síti 6. května 1966 a uvedena do provozu 11. října 1966.

JE Rheinsberg byla v provozu do roku 1988 a po skončení projektované životnosti byla vyřazena z provozu. Životnost se mohla prodloužit, ale po znovusjednocení Německa byla jaderná elektrárna uzavřena kvůli rozdílům v bezpečnostních standardech [18] [19] .

VVER-365

Reaktorová elektrárna VVER-365 (V-ZM) byla určena pro druhý blok jako pokročilejší verze energetického bloku po VVER-1 a VVER-2. Zahájení prací bylo stanoveno nařízením vlády ze dne 30.8.1962. Mezi stanovenými úkoly byly krátké termíny pro provádění výzkumných prací na základě nashromážděných zkušeností.

Mezi hlavní řešení VVER-365:

• zvýšení průměrného ohřevu jádra až na 25°С;
• zachování průměru hlavních oběhových čerpadel se zvýšením průtoku a tlaku chladicí kapaliny přidáním 2 smyček;
• přijetí principu "suchého" přebíjení kazet;
• použití spalitelných absorbérů;
• vytvoření univerzálních regulačních kazet;
• snížení nerovnoměrnosti neutronového pole.

Kromě toho byly zvětšeny povrchy palivových článků v aktivní zóně zmenšením průměrů a jejich nahrazením jiným typem kazet (v tomto případě každá kazeta obsahovala 120 palivových proutků místo 90). To zase vyžadovalo řadu konstrukčních řešení, jak v geometrii a výrobě kazet a palivových tyčí, tak v samotné nádobě reaktoru [20] .

Blok byl postaven a spuštěn v roce 1969 [21] . Reaktor VVER-365 je mezistupeň mezi první a druhou generací [4] .

U VVER-210 a VVER-365 byla testována možnost zvýšení tepelného výkonu reaktoru při konstantním objemu řízení reaktoru absorbováním přísad do chladiva apod. V roce 1990 byl VVER-365 vyřazen z provozu [22] .

VVER-440

Developer OKB "Gidropress" (Podolsk, Moskevská oblast). Původně byl plánován na výkon 500 MW (elektrický), ale pro nedostatek vhodných turbín byl přestavěn na 440 MW (2 turbíny K-220-44 KhTGZ po 220 MW).

VVER-440 ovlivňuje:

• 3. a 4. blok Novovoroněžské JE
• JE Kola
• Bloky 1 a 2 (dvoublok) JE Rivne
• Bloky 1 a 2 JE Loviisa (Finsko)
• Bloky 1-4 JE Kozloduj (Bulharsko)
• Bloky 1-4 JE Paks (Maďarsko)
• 3. a 4. blok JE Bogunice (Slovensko)
• 1. a 2. blok JE Mochovce (Slovensko)
• Bloky 1-4 JE Dukovany (Česká republika)
• 2. blok arménské JE
• a také provozoval / stavěl v nyní uzavřené východoněmecké jaderné elektrárně "Greifswald" .

Od roku 2009 byly obnoveny práce na dostavbě a spouštění 3. a 4. bloku slovenské JE Mochovce.

VVER-1000

Aktivní zóna VVER-1000 se skládá ze 163 palivových souborů , z nichž každý má 312 palivových proutků. 18 vodicích trubic je rovnoměrně rozmístěno po celé kazetě. V závislosti na poloze kazety v jádru může pohon pohybovat ve vodicích trubkách svazkem 18 absorpčních tyčí (PS) regulátoru řídicího a ochranného systému (OR CPS), jádro PS je vyrobeno z disperzního materiálu ( karbid boru v matrici z hliníkové slitiny, lze použít i jiné absorpční materiály: dysprosium titanát, hafnium). Do vodících trubek (pokud nejsou pod CPS OR) lze umístit i hořlavé absorbérové ​​tyče (BRA), materiál jádra BRA je bór v zirkonové matrici, v současné době je zhotoven kompletní přechod z vyjímatelného SRA do absorbéru (oxidu gadolinia) integrovaného do paliva. Jádra PS a SVP (Burable absorber tyč) o průměru 7 mm jsou uzavřena v nerezových pláštích o velikosti 8,2 × 0,6 mm. Kromě systémů PS a SVP využívá VVER-1000 také systém řízení bóru.

Výkon bloku s VVER-1000 je zvýšen oproti výkonu bloku s VVER-440 z důvodu změny řady charakteristik. Objem jádra byl navýšen 1,65krát, měrný výkon jádra 1,3krát a účinnost jednotky.

Průměrné vyhoření paliva při třech dílčích výměnách paliva na kampaň bylo zpočátku 40 MW den/kg, v současnosti dosahuje cca 50 MW den/kg.

Hmotnost nádoby reaktoru je asi 330 tun [23] .

VVER-1000 a zařízení primárního okruhu s radioaktivním chladivem jsou umístěny v ochranném plášti z předpjatého železobetonu , tzv . kontejnmentu nebo kontejnmentu. Zajišťuje bezpečnost bloku v případě havárií s prasknutím potrubí primárního okruhu.

Existuje několik projektů reaktorových elektráren založených na reaktoru VVER-1000:

• VVER-1000 (V-187) - blok č. 5 JE Novovoroněž (hlavní blok VVER-1000)
• VVER-1000 (V-338, V-302) - tzv. "malá série", bloky č. 1,2 JE Kalinin , bloky č. 1,2 Jihoukrajinské JE
• VVER-1000 (V-320) - "velká série". Všechny bloky JE Balakovo , JE Rostov , JE Záporizhzhya , bloky č. 3,4 JE Kalinin , bloky č. 1,2 JE Chmelnytsky , bloky č. 3,4 JE Rivne , blok č. 3 Jihoukrajinské JE, bloky č. 1,2 JE Temelín , bloky č. 5,6 JE Kozloduj . Měl být instalován na Krymské JE
• VVER-1000 (V-341) - na bázi V-320, dříve JE-91 pro blok č. 3 JE Loviisa (1981, stavba nezahájena)
• VVER-1000 (V-392) - JE-88, navržená pro seismický dopad při projektovém zemětřesení o síle 7 bodů na stupnici MSK 64 as maximálním návrhovým zemětřesením 8 bodů na stupnici MSK 64.
• VVER-1000 (V-392B) - na bázi V-320 a V-392, AES-92 pro bloky č. 5.6 JE Balakovo a bloky č. 3.4 JE Chmelnitsky (nedokončeno)
• VVER-1000 (V-410) - na základě V-392, první verze projektu AES-92 pro NP-1000 (stavba nezačala)
• VVER-1000 (V-412) - na bázi V-392, JE-92 je navržena pro seismické dopady specifické pro lokalitu JE Kudankulam objednané Indií
• VVER-1000 (V-413) - na základě V-392, první verze projektu JE-91 pro blok č. 3 JE Loviisa (1991, nedokončeno)
• VVER-1000 (V-428, V-428M) - na bázi V-392, JE-91 je navržena pro seismický dopad při projektovém zemětřesení o síle 7 bodů na stupnici MSK 64, pro bloky č. 1-4 Tianwanu JE , na příkaz ČLR
• VVER-1000 (V-446) - na bázi V-392, NPP-92 pro provoz se zařízením KWU na JE Búšehr
• VVER-1000 (V-466) – založené na V-392, JE-91
• VVER-1000 (V-466B) – založeno na V-392, NPP-92
• VVER-1000 (V-511) - založené na V-510, VVER-TOI (potenciální projekt)
• VVER-1000 (V-528) - na bázi V-466B, JE-92 pro bloky č. 2,3 JE Búšehr

Na základě VVER-1000 byl vyvinut reaktor vyššího výkonu: 1150 MW.

VVER-1200

V současné době společnost JSC Concern " Rosenergoatom " vyvinula typický reaktor pro 1150 MW elektrické energie. Práce v rámci projektu na vytvoření nového reaktoru se nazývaly projekt AES-2006 . První blok elektrárny s reaktorem VVER-1200 měl být spuštěn v roce 2013 v rámci projektu výstavby Novovoroněžské JE-2 , v důsledku toho se však termíny posunuly o 3 roky. Dne 27. února 2017 byl uveden do komerčního provozu šestý energetický blok v Novovoroněžské JE a dne 31. října 2019 byl uveden do komerčního provozu sedmý energetický blok (oba v rámci projektu AES-2006 s VVER -1200 reaktorová elektrárna a elektrický výkon 1200 megawattů). První energetický blok Leningradské JE-2 byl uveden do provozu 29. října 2018, druhý energetický blok byl připojen k jednotnému energetickému systému Ruska 23. října 2020 [24] . Reaktory VVER-1200 se navíc používají při výstavbě první běloruské jaderné elektrárny poblíž města Ostrovec v oblasti Grodno. Dne 13. října 2016 odeslal ruský podnik Power Machines do běloruské JE 1200 MW stator turbogenerátoru.

Existuje několik projektů reaktorových elektráren založených na reaktoru VVER-1200:

• VVER-1200 (V-392M), AES-2006/92 - bloky č. 1,2 Novovoroněžské JE-2
  • VVER-1200 (V-501), AES-2006M - vychází z V-392, dvousmyčková verze
  • VVER-1200 (V-513), AES-2010 - založené na V-392M a V-510
  • VVER-1200 (V-523), AES-2006/92 - na bázi V-392M a V-510, bloky č. 1,2 JE Rooppur
• VVER-1200 (V-491), AES-2006/91 - bloky č. 1-4 Leningradské JE-2 , bloky č. 1,2 Běloruské JE
  • VVER-1200 (V-508), MIR.1200 - založeno na V-491
  • VVER-1200 (V-522), AES-2006/E - na bázi V-491, blok č. 1 JE Hanhikivi
  • VVER-1200 (V-527), AES-2006/E - na bázi V-491, bloky č. 5,6 JE Paks-2 (Standardní model od 22. prosince 2017) [25]
  • VVER-1200 (V-529), AES-2006 / E - na bázi V-491, bloky č. 1-4 JE Ed-Dabaa

Vlastnosti VVER-1200

JE na bázi VVER-1200 se vyznačují zvýšenou úrovní bezpečnosti, což umožňuje jejich zařazení do generace „3+“. Toho bylo dosaženo zavedením nových „pasivních bezpečnostních systémů“, které jsou schopny fungovat bez zásahu operátora, i když je stanice zcela bez napětí. Na energetickém bloku č. 1 NVNPP-2 jsou tyto systémy využívány jako pasivní systém odvodu tepla z reaktoru, pasivní katalytický systém odvodu vodíku a lapač taveniny aktivní zóny. Dalším rysem projektu byl dvojitý kontejnment, kdy vnitřní plášť zabraňuje úniku radioaktivních látek v případě havárií a vnější plášť odolává přírodním i umělým nárazům, jako jsou například tornáda nebo pády letadel [26 ] .

VVER-1300

Další úprava reaktoru VVER je spojena s projektem VVER-TOI . kde „TOI“ je zkratka, která znamená tři hlavní principy, které jsou zakotveny v návrhu jaderné elektrárny: typizace přijatých rozhodnutí, optimalizace technických a ekonomických ukazatelů projektu AES-2006 a informatizace.

V projektu VVER-TOI jsou postupně a krok za krokem modernizovány jednotlivé prvky jak vlastního reaktorového bloku, tak stacionárního zařízení, zvyšují se technologické a provozní parametry, rozvíjí se průmyslová základna, zdokonalují se způsoby výstavby a finanční podpora. Plně se uplatnily moderní inovace související se směrováním tlakovodního reaktoru.

Hlavní směry optimalizace designu a technických řešení ve srovnání s projektem AES-2006:

• optimalizace kombinace cílových ukazatelů účinnosti výroby elektřiny a spotřeby paliva;
• zvýšení tepelného výkonu reaktoru se zvýšením elektrického výkonu (brutto) až na 1250-1300 MW;
• zlepšení konstrukce aktivní zóny [27] , zaměřené na zvýšení rezerv pro tepelnou spolehlivost jejího chlazení;
• další vývoj systémů pasivní bezpečnosti.

V dubnu 2018 byla zahájena výstavba bloku č. 1 JE-2 Kursk , v dubnu 2019 byla zahájena výstavba bloku č. 2.

Existuje několik projektů reaktorových elektráren založených na reaktoru VVER-1300:

• VVER-1300 (V-488), AES-2006M - bloky č. 3,4 Novovoroněžské JE-2
• VVER-1300 (V-509), AES-2006/T - na bázi V-392M a V-510, bloky č. 1-4 JE Akkuyu
• VVER-1300 (V-510), AES-2010 - bloky č. 1,2 JE Smolensk-2
• VVER-1300 (V-510K), AES-2010 - na bázi V-510, bloky č. 1,2 JE Kursk-2

Výhody

• Přirozená dostupnost moderátoru a chladicí kapaliny (vody);
• Vyšší bezpečnost díky bypassu ve srovnání s RBMK a BWR. Čtyři bezpečnostní bariéry: Palivové pelety, TVEL plášť , hranice primárního okruhu, utěsněný kryt reaktorového prostoru. Negativní koeficient reaktivity par (když voda vaří nebo uniká, reakce se zpomaluje).
• Vyspělost technologie VVER. Reaktory jsou dobře prozkoumány. Současný stav techniky umožňuje garantovat bezpečný provoz reaktoru po dobu minimálně 60-80 let s následným prodloužením životnosti;
• Malá velikost ve srovnání s ostatními typy reaktorů podobného výkonu, charakteristické pro všechny reaktory PWR ;
• Menší počet personálu ve srovnání s RBMK (pokud porovnáme JE Kalinin (VVER) s Kurskem , ukazuje se, že Kursk zaměstnává o 900 lidí více a vyrobilo se méně elektřiny) [28] ;
• Levné palivo. Je možné mít několik dodavatelů z různých zemí. Průměrně se 1 palivová sestava používá po dobu 5-6 let. Jednou ročně se vymění 15-20 % „vyhořelého“ paliva.
• Snadné skladování vyhořelého paliva;
• Relativní snadnost čištění vody v primárním okruhu při vyřazování z provozu (pomocí odpařování lze množství radioaktivního odpadu snížit 50–70krát) [29] .

Nevýhody

• Nemožnost doplňování paliva bez odstavení reaktoru ve srovnání s kanálovými reaktory RBMK a CANDU ;
• Korozívnost vody a nutnost zachování jejích chemických parametrů (chemické složení, pH ). Potřeba odstranit vodík v primárním okruhu, který vzniká v důsledku radiolýzy vody ;
• Potřeba regulace bóru [30] [31] [32] ;
• Nutnost udržovat vysoký tlak, aby se zabránilo varu při T = 300–360 °C a v důsledku toho větší nebezpečí v případě havárií ve srovnání s jinými reaktory (Liquid Metal) s nižším tlakem;
• Přítomnost 2 okruhů a potřeba parogenerátorů ve srovnání s varnými vodními reaktory (BWR) je však přítomnost 2. okruhu 3. bariérou šíření radioaktivních látek při provozu a haváriích. Například při nehodě v jaderné elektrárně Three Mile Island ;
• Nižší rovnoměrnost vyhoření ve srovnání s reaktory typu RBMK ;
• Využití obohaceného uranu a v důsledku toho potřeba obohacovacího zařízení ve srovnání s těžkovodními a přírodními uranovými reaktory.

VVER-640 (projekt)

Základní projekt jaderné elektrárny nové generace zvýšené bezpečnosti s reaktorem VVER-640 vyvinuly Petrohradské AEP a OKB Gidropress v rámci podprogramu Environmentally Clean Energy, který je součástí Fuel and Energy Federal Cílový program a schválený ministrem Ruské federace pro atomovou energii protokolem ze dne 11.10.1995.

Projekt zajistil soulad s mezinárodními standardy a požadavky moderních bezpečnostních pravidel a předpisů platných v Ruské federaci, dosažení optimální úrovně bezpečnosti ve srovnání s nejlepšími konstrukcemi ve třídě tlakovodních reaktorů, splnění moderních požadavků na ekologie a ochrana životního prostředí na staveništi jaderné elektrárny .

Zásadně nová technická řešení, která poskytují kvalitativní zlepšení ukazatelů jaderné a radiační bezpečnosti energetického bloku, jsou následující:

• ochlazování reaktoru a odvod zbytkového tepla z AZ je prováděno systémy pracujícími na pasivním principu, to znamená, že nevyžadují zásah provozního personálu, vydávání kontrolních akcí a externí dodávku energie pro zajištění cirkulace chladicí kapalina v jádře;
• zadržování roztaveného jaderného paliva (corria) v nádobě reaktoru v hypotetickém případě tavení aktivní zóny je dosaženo vnějším chlazením nádoby a zabráněním jejímu ohřevu na teplotu tání v důsledku organizace přirozené cirkulace vody v šachtě reaktoru, což odpovídá tepelnému výkonu reaktoru 1800 MW;
• zajištění záporných hodnot teplotních koeficientů reaktivity a podkritičnosti aktivní zóny bez dodatečného vstřikování kyseliny borité v případě incidentů spojených se vstřikováním kladné reaktivity při teplotě chladicí kapaliny nad 100 stupňů Celsia v kterémkoli okamžiku plnění paliva;
• teplota pláště TVEL pro celý rozsah projektových havárií nepřesahuje 700 stupňů Celsia;
• při jakýchkoliv vnějších a vnitřních vlivech není vyžadována evakuace obyvatelstva nacházejícího se mimo areál JE (poloměr 1,5 km) a jsou vyloučeny náklady provozní organizace na udržování havarijní připravenosti mimo areál JE.

Výstavba energetických bloků s reaktorem VVER-640 v podmínkách zvýšené seismické aktivity je možná díky použití seismických izolátorů instalovaných pod základovou deskou budovy reaktoru.

Projekt VVER-640 využívá zařízení unifikovaná s projektem VVER-1000, včetně tlakové nádoby reaktoru, parogenerátoru, pohonů CPS, kompenzátoru tlaku. Hlavní výrobci severozápadního regionu Ruské federace potvrdili možnost zadávání zakázek na výrobu zařízení v souladu se specifikacemi, s výjimkou malého seznamu zařízení, které bude vyžadovat vývoj nových modifikací standardu komponenty.

Snížení blokové kapacity energetického bloku oproti reaktoru VVER-1000 umožňuje zákazníkovi rozšířit okruh vyhledávání potenciálních lokalit jaderných elektráren z hlediska napojení na stávající inženýrské sítě a infrastrukturu regionu, kde je jaderná elektrárna se má stavět.

Výstavba VVER-600 je plánována v JE Kola-2 do roku 2035 . [33] [34] Plánovaný výkon je 600 MW, projektová životnost hlavního zařízení minimálně 60 let, maximální zapůjčení zařízení z projektů VVER-1200 a VVER-TOI. [35] [36]

VVER-1500 (projekt)

Slibný projekt reaktoru třetí generace, který je evolučním vývojem projektů VVER-1000 se zvýšenou úrovní bezpečnosti a účinnosti, zahájený v 80. letech minulého století, byl dočasně zmrazen z důvodu nízké poptávky a potřeby vývoje nových turbín, parogenerátorů a generátor s vysokým výkonem, práce byly obnoveny v roce 2001 [37] .

Tankování

U kanálových reaktorů typu RBMK se palivo doplňuje na provozním reaktoru (což je dáno technologií a konstrukcí a samo o sobě neovlivňuje pravděpodobnost havárie ve srovnání s VVER). Na všech provozovaných, rozestavěných a projektovaných jaderných elektrárnách s reaktory s tlakovou nádobou typu VVER se výměna paliva provádí při odstaveném reaktoru a tlak v nádobě reaktoru je snížen na atmosférický tlak. Palivo z reaktoru se odebírá pouze shora. Existují dva způsoby doplňování paliva: „suché“ (kdy se palivové soubory vyjmuté z reaktoru přesunou do zadržovací zóny v utěsněném přepravním kontejneru) a „mokré“ (kdy se palivové soubory vyjmuté z reaktoru přesunou do zadržovací zóny přes naplněné kanály). s vodou).

Poznámky

1. ↑ Některé zdroje Archivní kopie z 27. ledna 2019 na Wayback Machine uvádí číslo 34.8.

1. ↑ I. A. Andryushin, A. K. Chernyshev, Yu. A. Yudin. Zkrocení jádra. Stránky historie jaderných zbraní a jaderné infrastruktury SSSR . - Sarov, 2003. - S. 354. - 481 s. — ISBN 5 7493 0621 6 .
2. ↑ Reaktorové instalace typu VVER . OKB "GIDROPRESS" . Získáno 11. listopadu 2018. Archivováno z originálu 18. srpna 2011. (neurčitý)
3. ↑ R. Novoreftov. Ruský návrh "Atomového okna" do Evropy . Analytics – aktuální problém . Energyland.info (12. října 2010). Získáno 1. listopadu 2010. Archivováno z originálu 18. srpna 2011. (neurčitý)
4. ↑ 1 2 3 V.V. Semjonov. Základní fyzikální a technické charakteristiky reaktorových elektráren VVER . MAAE (1979). Získáno 19. července 2018. Archivováno z originálu 19. července 2018. (neurčitý)
5. ↑ Novovoroněžská JE-2 . www.rosenergoatom.ru _ Získáno 18. července 2018. Archivováno z originálu 19. června 2018. (neurčitý)
6. ↑ Reaktorové elektrárny VVER str. 49 . http://www.gidropress.podolsk.ru . Získáno 18. července 2018. Archivováno z originálu dne 24. října 2018. (neurčitý)
7. ↑ Andrushechko S.A. a další JE s reaktorem typu VVER-1000 (2010). Staženo 26. ledna 2019. Archivováno z originálu 27. ledna 2019. (neurčitý)
8. ↑ Berkovich V.Ya., Semčenkov Yu.M. Perspektivní projekty instalací reaktorů VVER . www.rosenergoatom.ru (2012). Získáno 18. července 2018. Archivováno z originálu 18. července 2018. (neurčitý)
9. ↑ Dolgov A.V. Vývoj a zdokonalování jaderného paliva pro aktivní zóny elektráren . www.rosenergoatom.ru (2014). Získáno 19. července 2018. Archivováno z originálu 19. července 2018. (neurčitý)
10. ↑ Yakubenko I. A. Hlavní perspektivní konfigurace aktivních zón nových generací reaktorů VVER- 52. Vydavatelství Národní výzkumné jaderné univerzity „MEPhI“ (2013). Získáno 11. listopadu 2018. Archivováno z originálu 19. dubna 2019. (neurčitý)
11. ↑ REAKTOROVÁ ELEKTRÁRNA STŘEDNÍHO VÝKONU VVER-600 . OKB "GIDROPRESS" . Získáno 7. února 2022. Archivováno z originálu 7. února 2022. (Ruština)
12. ↑ Reaktorové instalace proti střednímu výkonu . Získáno 7. února 2022. Archivováno z originálu dne 20. ledna 2022. (Ruština)
13. ↑ V. P. Povařov. Perspektivní projekty reaktorových elektráren VVER Str. 7 . www.rosenergoatom.ru (2016). Získáno 24. září 2018. Archivováno z originálu 23. listopadu 2018. (neurčitý)
14. ↑ Berkovič Vadim Jakovlevič, Semčenkov Jurij Michajlovič. Vývoj technologie VVER je pro Rosatom prioritou  // rosenergoatom.ru. - 2016. - 25.-27. května. - S. 5 . Archivováno z originálu 23. listopadu 2018.
15. ↑ 1 2 Sergey PANOV. U počátků voda-voda . atomicexpert.com . Získáno 19. července 2018. Archivováno z originálu 5. července 2018. (neurčitý)
16. ↑ Dnešní VVER . ROSATOM. Staženo 31. 5. 2018. Archivováno z originálu 21. 7. 2016. (neurčitý)
17. ↑ První v SSSR výkonový tlakovodní reaktor typu nádoby VVER-210 (nepřístupný odkaz) . Získáno 4. října 2016. Archivováno z originálu 15. srpna 2016. (neurčitý) 
18. ↑ Denisov V.P. Vývoj vodou chlazených energetických reaktorů pro jaderné elektrárny str. 246 . Získáno 19. července 2018. Archivováno z originálu 19. července 2018. (neurčitý)
19. ↑ VVER-70 (V-2) pro JE Rheinsberg . Získáno 19. července 2018. Archivováno z originálu 19. července 2018. (neurčitý)
20. ↑ Reaktorovna VVER-365 (V-ZM) . Získáno 4. října 2016. Archivováno z originálu 5. října 2016. (neurčitý)
21. ↑ Obecná charakteristika NVNPP . Získáno 4. října 2016. Archivováno z originálu 5. října 2016. (neurčitý)
22. ↑ Web Novovoroněžské JE Archivní kopie z 5. října 2016 na Wayback Machine
23. ↑ Jaderná stavba „Reaktor Rostovské jaderné elektrárny je na svém místě Archivovaná kopie z 13. září 2009 na Wayback Machine
24. ↑ Rosatom. Leningradská JE: energetický blok č. 6 dodal první kilowatthodiny do jednotného energetického systému země . www.rosatom.ru _ Získáno 23. října 2020. Archivováno z originálu dne 26. října 2020. (neurčitý)
25. ↑ Nikitenko M.P., Shchekin I.G. Postup při vydávání standardních dokumentů technického řešení reaktorové elektrárny VVER-1200 . http://www.gidropress.podolsk.ru . Získáno 14. ledna 2021. Archivováno z originálu dne 13. března 2022. (Ruština)
26. ↑ Archivovaná kopie (odkaz není dostupný) . Získáno 25. března 2017. Archivováno z originálu dne 25. března 2017. (neurčitý) 
27. ↑ V. Ya. Berkovich. Návrh nádoby reaktoru pro jaderné elektrárny s VVER-TOI (nepřístupný odkaz - historie ) (12.-14.12.2012). (neurčitý) 
28. ↑ Výroční zpráva 2017 . rosenergoatom.ru (24.04.2018). Získáno 12. 8. 2018. Archivováno z originálu 12. 8. 2018. (neurčitý)
29. ↑ Akatov Andrej Andrejevič, Korjakovskij Jurij Sergejevič, Kucharkin Nikolaj Evgenievič. ROSATOM: historie a moderna . strana-rosatom.ru . Získáno 14. července 2018. Archivováno z originálu 15. července 2018. (neurčitý)
30. ↑ VVER-1000: fyzikální základy provozu, jaderné palivo, bezpečnost, 2006 , str. 244-247.
31. ↑ Jaderná elektrárna s reaktorem typu VVER-1000. Od fyzických základů provozu k vývoji projektu, 2010 , str. 269-272.
32. ↑ Provozní režimy tlakovodních energetických reaktorů, 1988 , str. 80-116.
33. ↑ Rosatom se rozhodl postavit dva nové bloky v JE Kola . Získáno 7. února 2022. Archivováno z originálu 7. února 2022. (neurčitý)
34. ↑ „Po schválení Všeobecného schématu umístění elektrických energetických zařízení do roku 2035“ . Získáno 7. února 2022. Archivováno z originálu dne 12. července 2017. (neurčitý)
35. ↑ Instalace reaktoru středního výkonu VVER-600 . OKB "GIDROPRESS" . Získáno 7. února 2022. Archivováno z originálu 7. února 2022. (Ruština)
36. ↑ Středně výkonné reaktorové elektrárny VVER . Získáno 7. února 2022. Archivováno z originálu dne 20. ledna 2022. (Ruština)
37. ↑ Cesta Rosatomem: od těžby uranu po spuštění energetické jednotky (3. ledna 2019). Staženo 6. února 2019. Archivováno z originálu 7. února 2019. (neurčitý)

Literatura

• Levin N. E. Nuclear Physics and Nuclear Reactors. - 4. vyd. — M .: Atomizdat , 1979.
• Afrov A. M., Andrushechko S. A., Ukraintsev V. F., Vasiliev B. Yu., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Kokosadze E. L., Ivanov E. A. VVER-1000 Klíčová slova: fyzikální základy provozu, jaderné palivo, bezpečnost . - M . : Univerzitní kniha, Logos, 2006. - 488 s. - 1000 výtisků.  - ISBN 5-98704-137-6 .
• Andrushechko S. A., Afrov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. NPP s reaktorem typu VVER-1000. Od fyzických základů provozu až po vývoj projektu . — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 výtisků.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
• Ovchinnikov F. Ya., Semjonov VV Provozní režimy tlakovodních energetických reaktorů. - 3. vyd., přel. a doplňkové — M .: Energoatomizdat , 1988. — 359 s. - 3400 výtisků.  — ISBN 5-283-03818-1 .

Odkazy

• Vývoj reaktoru OKB Gidropres Archivováno 2. srpna 2015 na Wayback Machine
• I.I. _ _ _ _ _
• Atomstrojexport Ruské reaktory VVER-1000 Archivováno 11. března 2016 na Wayback Machine .
• „ VVER 1200 Archived 28. června 2019 na Wayback Machine “ je vydání televizního programu „Technogenics“ z roku 2016 od Discovery Channel Russia.

Jaderné reaktory SSSR a Ruska
Výzkum	historický F-1 BR (-1,-2,-5,-10) RG-1M VVR-S RBT-10/1 RFT PAN IGR IIN-1,-3,-3M Provozní RIAR BOR-60 CM SVĚT RBT(-6,-10/2) VK-50 JINR IBR-2 PNPI VVR-M VRCHOL NRC KI IR-8 Argus NIFHI VVR-c NITI IRM IVV-2 MEPhI IRT-2000 TPU IRT-T SSU IR-100 [1] BINP AS Uz VVR-SM INP RK VVR-K Ve výstavbě RIAR MBIR
Průmyslové a dvojúčelové	Maják A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Ljudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC PEKLO ADE (-1,-2)
Energie	VVER ( seznam ) VVER-210 VVER-70 VVER-365 VVER-440 § VVER-1000 § VVER-1200 § VVER-1300 § RBMK ( seznam ) RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400 ‡ MKER ‡ BN BN-350 BN-600 BN-800 BN-1200 ‡ Přenosné Přízemní ARBUS TPP-3 Pamír-630D FNPP KLT-40 RITM-200 § jiný AM-1 AMB(-100,-200) AST-500 ‡ BREST § VBER-300 ‡ VTGR-300 ‡ KS-150 SVBR ‡ EGP-6
Doprava	ponorky Voda-voda VM-A VM-4 V 5 OK-650 tekutý kov RM-1 BM-40A (OK-550) povrchové lodě OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Letectví Tu-95LAL Tu-119 ‡ Prostor Heřmánek Buk Topas Jenisej
§ — reaktory jsou ve výstavbě, ‡ — existuje pouze jako projekt ↑ Na území Krymského poloostrova , jehož připojení k Rusku nezískalo mezinárodní uznání

Jaderné reaktory
Moderátor
lehká voda	AHR Vařící BWR ABWR ESBWR AST-500 PWR ACPR-1000 AP1000 APR-1400 RPSN+ APWR ATMEA1 B&W L-smyčka BR3 CAP 1400 CE X-loop CNP-300 CP1 CPR-1000 EPR Hualong One M310 M smyčka X N4 OPR-1000 P4 a P'4 (Před) Konvoi WH 60 WH F W X-smyčka VVER 210 70 365 440 1000 1200 1300 KLT-40S RITM-200 přirozené štěpení Superkritické (SCWR)
Těžká vodní chladicí kapalina	D2O _ _ PHWR CANDU CANDU-X EC6 AFČR ACR-1000 NPD AHWR CVTR IPHWR-X KWU MZFR R3 R4 Marviken H2O _ _ HWLWR ATR HW BLWR 250 (CANDU-BWR) SGHWR winfrith Organické WR-1 CO2 _ HWGCR EL-4 KKN KS-150 Lusens
Grafit pro chladicí kapalinu	Voda H2O _ _ AM-1 AMB-X RBMK 1000 1500 RBMKP-2400 MKER-1500 EGP-6 Plyn CO2 _ AGR UNGG Magnox On GTMHR GT-MGR UHTREX VHTR (HTGR) PBR (PBMR) AVR HTR-10 HTR-PM THTR-300 PMR Roztavená sůl FLiBe IMSR LFTR Fuji MSR Thorcon MSRE
Chybí (na rychlých neutronech )	Na CEFR CFR-600 KNK II PFBR PFR HRANOL BN-350 BN-600 BN-800 BN-1200 Superfénix Phoenix jiný DFR DFR GFR EM2 LFR MYRRHA SSTAR BREST SVBR RMWR TWR
jiný	Organický moderátor a chladicí kapalina arbus Piqua
jiné chladicí kapaliny	Tekutý kov: Bi , K , NaK , Sn , Hg , Pb Organické: C 12 H 10 , C 18 H 14 , Uhlovodík
Jaderné technologie Seznam jaderných elektráren na světě Jaderné reaktory v Rusku Radiační havárie