WikiDer > ВВЭР

VVER
Класс реактора ВВЭР
BalakovoNPP1.jpg
Вид на Балаковская АЭС площадка с четырьмя действующими реакторами ВВЭР-1000.
ПоколениеРеактор I поколения
Реактор II поколения
Реактор III поколения
Реактор поколения III +
Концепция реактораРеактор с водой под давлением
Линия реактораВВЭР (Реактор Вода Вода Энерго)
Типы реакторовВВЭР-210
ВВЭР-365
ВВЭР-440
ВВЭР-1000
ВВЭР-1200
ВВЭР-ТОИ
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо (делящийся материал)235U (ЛЕЯ)
Состояние топливаТвердый
Энергетический спектр нейтроновТермический
Первичный метод контроляСтержни управления
Главный модераторвода
Теплоноситель первого контураЖидкость (легкая вода)
Использование реактора
Основное использованиеПроизводство электроэнергии
Мощность (тепловая)ВВЭР-210: 760 МВтth
ВВЭР-365: 1325 МВтth
ВВЭР-440: 1375 МВтth
ВВЭР-1000: 3000 МВтth
ВВЭР-1200: 3 212 МВтth
ВВЭР-ТОИ: 3300 МВтth
Мощность (электрическая)ВВЭР-210: 210 МВтэль
ВВЭР-365: 365 МВтэль
ВВЭР-440: 440 МВтэль
ВВЭР-1000: 1000 МВтэль
ВВЭР-1200: 1200 МВтэль
ВВЭР-ТОИ: 1300 МВтэль

В водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР),[1] или ВВЭР (из русский: водо-водяной энергетический реактор; транслитерируется как водо-водяной энергетический реактор; водо-водяной энергетический реактор) представляет собой серию реактор с водой под давлением конструкции, первоначально разработанные в Советский Союз, и сейчас Россия, от ОКБ Гидропресс.[2] Идея реактора была предложена на Курчатовский институт от Савелий Моисеевич Файнберг. ВВЭР были первоначально разработаны до 1970-х годов и постоянно обновлялись. В результате название ВВЭР ассоциируется с широким спектром конструкций реакторов, начиная с реакторы поколения I к современному реактор поколения III + Диапазон мощности от 70 до 1300 МВт, с проектами до 1700 МВт в разработке.[3][4] Первый прототип ВВЭР-210 был построен на Нововоронежская АЭС.

Электростанции с ВВЭР в основном установлены в России и бывшем Советском Союзе, а также в Китае, Чехии, Финляндии, Германии, Венгрии, Словакии, Болгарии, Индии и Иране. Страны, которые планируют ввести реакторы ВВЭР, включают Бангладеш, Египет, Иорданию и Турцию.

История

Самые первые ВВЭР были построены до 1970 года. ВВЭР-440 модели V230 был наиболее распространенной конструкцией, доставив 440 единиц. МВт электроэнергии. V230 использует шесть основных охлаждающая жидкость петли по горизонтали парогенератор. Модифицированный вариант ВВЭР-440, модель В213, был продуктом первого ядерная безопасность стандарты, принятые советскими конструкторами. Эта модель включает дополнительное аварийное охлаждение активной зоны и вспомогательная питательная вода системы, а также модернизированные системы локализации аварий.[5]

Более крупный ВВЭР-1000 был разработан после 1975 года и представляет собой четырехконтурную систему, размещенную в сдерживание-типа с системой пылеподавления (Система аварийного охлаждения активной зоны). Проекты реакторов ВВЭР были разработаны с учетом систем автоматического управления, пассивной безопасности и защитной оболочки, характерных для западных реакторы поколения III.

ВВЭР-1200 - это версия, предлагаемая в настоящее время для строительства, являющаяся развитием ВВЭР-1000 с увеличенной выходной мощностью примерно до 1200 МВт (брутто) и обеспечивающая дополнительные функции пассивной безопасности.[6]

В 2012 году Росатом заявил, что в будущем намеревается сертифицировать ВВЭР в регулирующих органах Великобритании и США, хотя вряд ли подаст заявку на британскую лицензию до 2015 года.[7][8]

Строительство первого энергоблока ВВЭР-1300 (ВВЭР-ТОИ) мощностью 1300 МВтЭ началось в 2018 году.[4]

дизайн

ВВЭР-1000 (или ВВЭР-1000 как прямая транслитерация российского ВВЭР-1000) - это российский ядерный энергетический реактор типа PWR мощностью 1000 МВт.
Расположение шестигранных тепловыделяющих сборок по сравнению с конструкцией Westinghouse PWR

Российская аббревиатура ВВЭР означает «водно-водяной энергетический реактор» (то есть водо-водяной энергетический реактор). Дизайн - это разновидность реактор с водой под давлением (PWR). Основные отличительные особенности ВВЭР[3] по сравнению с другими PWR:

  • Горизонтальные парогенераторы
  • Шестиугольные тепловыделяющие сборки
  • Отсутствие проходов снизу в резервуаре высокого давления
  • Компрессоры высокого давления, обеспечивающие большой запас теплоносителя реактора
Реакторный зал ВВЭР-440 на Атомная электростанция Моховце

Твэлы реактора полностью погружены в воду при температуре (12,5 / 15,7 / 16,2) МПа соответственно, чтобы он не закипал при нормальных рабочих температурах (от 220 до более 320 ° C). Вода в реакторе служит как теплоносителем, так и замедлителем, что очень важно. безопасность особенность. Если циркуляция теплоносителя нарушается, эффект замедления нейтронов в воде уменьшается, что снижает интенсивность реакции и компенсирует потеря охлаждения, состояние, известное как отрицательное коэффициент пустоты. Более поздние версии реакторов заключены в массивные стальные кожухи высокого давления. Топливо есть низкообогащенный (примерно 2,4–4,4% 235U) диоксид урана (UO2) или эквивалент, спрессованный в таблетки и собранный в топливные стержни.

Реактивность контролируется стержни управления который можно вставить в реактор сверху. Эти стержни сделаны из нейтрон впитывающий материал и, в зависимости от глубины введения, препятствуют цепная реакция. В случае аварии останов реактора может быть выполнено путем полного ввода регулирующих стержней в активную зону.

Контуры первичного охлаждения

Схема расположения четырех первого контура охлаждения и компенсатора давления ВВЭР-1000
Строительство корпуса реактора ВВЭР-1000 на г. Атоммаш.

Как указано выше, вода в первичных контурах поддерживается под постоянным повышенным давлением, чтобы избежать ее кипения. Поскольку вода передает все тепло от сердечника и облучается, целостность этого контура имеет решающее значение. Можно выделить четыре основных компонента:

  1. Корпус реактора: вода течет через тепловыделяющие сборки, нагретые в результате ядерной цепной реакции.
  2. Компенсатор объема (компенсатор давления): чтобы поддерживать постоянное, но контролируемое давление воды, компенсатор объема регулирует давление, контролируя равновесие между насыщенный пар и вода с использованием электрического нагрева и предохранительных клапанов.
  3. Парогенератор: в парогенераторе тепло от теплоносителя первого контура используется для кипячения воды во втором контуре.
  4. Насос: насос обеспечивает правильную циркуляцию воды в контуре.

Для обеспечения непрерывного охлаждения активной зоны реактора в аварийных ситуациях первичное охлаждение спроектировано с избыточность.

Вторичная цепь и электрический выход

Вторичный контур также состоит из разных подсистем:

  1. Парогенератор: вторичная вода кипятится за счет тепла первичного контура. Перед поступлением в турбину остаточная вода отделенный от пара, чтобы пар был сухим.
  2. Турбина: расширяющийся пар приводит в движение турбину, которая подключается к электрическому генератору. Турбина разделена на секции высокого и низкого давления. Для повышения эффективности пар между этими секциями повторно нагревается. Реакторы типа ВВЭР-1000 выдают 1 ГВт электроэнергии.
  3. Конденсатор: пар охлаждается и конденсируется, отдавая отработанное тепло в охлаждающий контур.
  4. Деаэратор: удаляет газы из теплоносителя.
  5. Насос: каждый циркуляционный насос приводится в действие собственной небольшой паровой турбиной.

Для повышения эффективности процесса пар из турбины отбирается для подогрева теплоносителя перед деаэратором и парогенератором. Вода в этом контуре не должна быть радиоактивной.

Третичный контур охлаждения и централизованное теплоснабжение

Третичный контур охлаждения - это открытый контур, отводящий воду из внешнего резервуара, такого как озеро или река. Испарительные градирни, бассейны-охладители или пруды переносят отходящее тепло из схемы генерации в окружающую среду.

В большинстве ВВЭР это тепло также может быть использовано для отопления жилых и промышленных помещений. Примеры работы таких систем: АЭС Богунице (Словакия) теплоснабжение городов Трнава[9] (12 км), Леопольдов (9,5 км), и Глоговец (13 км), и АЭС Темелин (Чехия) подача тепла в Тын-над-Влтавой 5 км. Планируется подавать тепло от АЭС Дукованы к Брно (второй по величине город в Чешской Республике), покрывающий две трети его потребностей в тепле.[10]

Барьеры безопасности

Два блока ВВЭР-440 в г. Ловииса, Финляндия имеют здания защитной оболочки, соответствующие западным стандартам безопасности.

Типичная конструктивная особенность ядерных реакторов - многослойные барьеры безопасности, предотвращающие утечку радиоактивного материала. Реакторы ВВЭР имеют четыре слоя:

  1. Топливные стержни: оболочка из циркониевого сплава обеспечивает защиту от тепла и высокого давления.
  2. Стенка корпуса высокого давления реактора: массивная стальная оболочка закрывает всю тепловыделяющую сборку и теплоноситель первого контура. герметически.
  3. Здание реактора: бетон здание содержания который охватывает весь первый контур, достаточно силен, чтобы противостоять скачку давления, который может вызвать разрыв в первом контуре.

По сравнению с РБМК реакторы - тип, задействованный в Чернобыльская катастрофа - ВВЭР имеет более безопасную конструкцию. У него нет графит-модерируется Риск возникновения скачков напряжения или аварии, связанной с критичностью для РБМК. Кроме того, электростанции с РБМК были построены без защитных сооружений по причине стоимости, а также относительной простоты дозаправки.[нужна цитата] (Топливные элементы в РБМК могут быть заменены, пока реактор работает на номинальной мощности, что обеспечивает непрерывную работу и плутоний по сравнению с большинством реакторов с водой под давлением, таких как ВВЭР, которые необходимо останавливать для замены тепловыделяющих сборок.)

Версии

ВВЭР-440

Один из самых ранних вариантов ВВЭР, который имел определенные проблемы с его Здание содержания-дизайн. Поскольку вначале модели V-230 и более ранние не были сконструированы таким образом, чтобы выдерживать большой разрыв трубы согласно проектным требованиям, производитель добавил в новую модель V-213 так называемый Башня пузырькового конденсатора, который - с его дополнительным объемом и несколькими слоями воды - имеет целью подавить силы быстро выходящего пара без возникновения утечки из защитной оболочки. Как следствие, все страны-участницы с заводами типа ВВЭР-440, В-230 и старше были вынуждены политиками Европейский Союз чтобы отключить их навсегда. Атомная электростанция Богунице и Козлодуйская АЭС Этим пришлось закрыть два, соответственно, четыре своих подразделения. Тогда как в случае Атомная электростанция Грайфсвальд, регулирующий орган Германии уже принял такое же решение после падения Берлинская стена.

ВВЭР-1000

БЩУ ВВЭР-1000 в 2009 г., Козлодуй Блок 5

Первоначально проект ВВЭР был рассчитан на 35 лет эксплуатации. После этого посчитали необходимым капитальный ремонт в середине срока эксплуатации, включая полную замену критически важных деталей, таких как каналы топлива и управляющих стержней.[11] поскольку РБМК Для реакторов предусмотрена масштабная программа замены через 35 лет. Первоначально конструкторы решили, что это должно произойти и с реакторами типа ВВЭР, хотя они имеют более прочную конструкцию, чем реакторы типа РБМК. Большинство АЭС с ВВЭР в России достигли и перевыполнили 35-летний рубеж. Более поздние исследования конструкции позволили продлить срок службы до 50 лет с заменой оборудования. Новые ВВЭР будут иметь увеличенный срок службы.

В 2010 г. самый старый ВВЭР-1000, на Нововоронеж, был остановлен на модернизацию, чтобы продлить срок эксплуатации еще на 20 лет; первыми, кто прошел такое продление срока эксплуатации. Работа включает в себя модернизацию систем управления, защиты и аварийных ситуаций, а также улучшение систем безопасности и радиационной безопасности.[12]

В 2018 г. Росатом объявил, что разработал термический отжиг техника для сосуды под давлением реакторов который уменьшает радиационные повреждения и продлевает срок службы от 15 до 30 лет. Это было продемонстрировано на блоке 1 Балаковская АЭС.[13]

ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 (или АЭС-2006 или АЭС-2006)[6] является развитием ВВЭР-1000, предлагаемого для внутреннего и экспортного использования.[14][15]Конструкция реактора была доработана для оптимизации топливной экономичности. В спецификации указана цена 1200 долларов за кВт. стоимость строительства за ночьПланируемое время строительства - 54 месяца, расчетный срок службы 60 лет при коэффициенте мощности 90% и требует примерно на 35% меньше эксплуатационного персонала, чем для ВВЭР-1000. ВВЭР-1200 имеет общий и чистый тепловой КПД 37,5% и 34,8%. ВВЭР 1200 будет производить 1198 МВт электроэнергии.[16][17]

Первые два блока построены на Ленинградская АЭС-2 и Нововоронежская АЭС-2. Еще реакторы с ВВЭР-1200/491[18] типа Ленинград-2-дизайн планируются (Калининград и Нижний Новгород АЭС) и строящиеся. Тип ВВЭР-1200 / 392М[19]установленная на Нововоронежской АЭС-2 также выбрана для Северской, Центральной и Южно-Уральской АЭС. Стандартный вариант был разработан как ВВЭР-1200/513 и основан на ВВЭР-ТОИ (ВВЭР-1300/510) проект.

В июле 2012 г. был согласован контракт на строительство двух АЭС-2006 в г. Беларусь в Островец и для России предоставить заем в размере 10 миллиардов долларов для покрытия расходов по проекту.[20]AES-2006 выставляется на торги АЭС Ханхикиви в Финляндии.[21]

С 2015 по 2017 гг. Египет и Россия пришли к соглашению о строительстве четырех энергоблоков ВВЭР-1200 в г. Атомная электростанция Эль-Дабаа.[22]

30 ноября 2017 г. была произведена заливка бетона основания ядерного острова для первого из двух блоков ВВЭР-1200/523 в г. Руппур в Бангладеш. Атомная электростанция Руппур будет 2,4 GWe АЭС в Бангладеш.Два блока генерирующих 2,4 GWe планируется ввести в эксплуатацию в 2023 и 2024 годах.[23]

7 марта 2019 г. Китайская национальная ядерная корпорация (CNNC) и «Атомстройэкспорт» подписали подробный контракт на строительство четырех ВВЭР-1200с, по два на Тяньваньская АЭС и Сюдабао АЭС. Строительство начнется в мае 2021 года, а коммерческая эксплуатация всех блоков ожидается в период с 2026 по 2028 год.[24]

С 2020 года будет опробован 18-месячный цикл заправки топливом, что приведет к повышению коэффициента использования мощностей по сравнению с предыдущим 12-месячным циклом.[25]

Функции безопасности

Ядерная часть станции размещена в едином здании, выполняющем роль защитной оболочки и противоракетного щита. Кроме реактора и парогенераторов, сюда входят усовершенствованная перегрузочная машина и компьютеризированные системы управления реактором. Аналогичным образом в том же здании защищены аварийные системы, включая систему аварийного охлаждения активной зоны, аварийный резервный дизельный источник питания и резервный источник питательной воды.

А система пассивного отвода тепла были добавлены к существующим активным системам в версии АЭС-92 ВВЭР-1000, используемой для Куданкуламская АЭС в Индии. Это было сохранено для новых проектов ВВЭР-1200 и будущих проектов. Система основана на системе охлаждения и резервуарах для воды, построенных над куполом защитной оболочки.[26]Пассивные системы выполняют все функции безопасности в течение 24 часов, а основные функции безопасности - в течение 72 часов.[6]

Другие новые системы безопасности включают защиту от авиакатастроф, рекомбинаторы водорода, а улавливатель керна содержать расплавленная активная зона реактора в случае тяжелой аварии.[15][20][27] Основной уловитель будет развернут в Атомная электростанция Руппур и Атомная электростанция Эль-Дабаа.[28][29]

ВВЭР-ТОИ

В ВВЭР-ТОИ разработан на базе ВВЭР-1200. Он направлен на разработку типового оптимизированного информационно-перспективного проекта энергоблока нового поколения III + на базе технологии ВВЭР, отвечающего ряду целевых параметров с использованием современных информационных и управленческих технологий.[30]

Основные улучшения от ВВЭР-1200:[4]

  • мощность увеличена до 1300 МВт брутто
  • модернизированный сосуд высокого давления
  • улучшенная конструкция сердечника для улучшения охлаждения
  • дальнейшее развитие систем пассивной безопасности
  • снижение затрат на строительство и эксплуатацию при сроке строительства 40 месяцев
  • использование тихоходных турбин

Строительство первых двух энергоблоков ВВЭР-ТОИ было начато в 2018 и 2019 гг. Курская АЭС-2.[31][4]

В июне 2019 года ВВЭР-ТОИ был сертифицирован на соответствие Европейским энергетическим требованиям (с некоторыми оговорками) для АЭС.[4]

Модернизированная версия АЭС-2006 со стандартами ТОИ - ВВЭР-1200/513 - строится в г. АЭС Аккую в Турции.[32]

Будущие версии

Выполнен ряд проектов будущих вариантов ВВЭР:[33]

  • МИР-1200 (Модернизированный международный реактор) - спроектирован совместно с Чешский Компания ŠKODA JS[34] соответствовать европейским требованиям[35]
  • ВВЭР-1500 - ВВЭР-1000 с увеличенными габаритами для выработки полной мощности 1500 МВт, но отказ от конструкции в пользу эволюционного ВВЭР-1200.[36]
  • ВВЭР-1700 Реактор со сверхкритической водой версия.
  • ВВЭР-600 вариант с двумя контурами охлаждения ВВЭР-1200, предназначенный для небольших рынков, разрешенный к постройке к 2030 г. Кольская АЭС.[37][38]

Электростанции

См. Источники информации на страницах Википедии по каждому объекту.

Россия недавно[когда?] установили два ядерных реактора в Китае на Тяньваньская АЭС, и только что было одобрено расширение, состоящее из двух реакторов. Это первый раз, когда две страны сотрудничают по проекту ядерной энергетики. Это реакторы типа ВВЭР-1000, которые в России постепенно улучшались при сохранении базовой конструкции. Эти реакторы ВВЭР-1000 размещены в защитной оболочке, способной поразить самолет весом 20 тонн и не получить ожидаемых повреждений. Другие важные функции безопасности включают систему аварийного охлаждения активной зоны и систему локализации активной зоны. Россия поставила начальные партии топлива для реакторов на Тяньвань. Китай планировал начать собственное производство топлива для Тяньваньской АЭС в 2010 году с использованием технологии, переданной от российского производителя ядерного топлива ТВЭЛ.[39]

На Тяньваньской атомной электростанции используется много сторонних деталей. Хотя реактор и турбогенераторы - российского производства, диспетчерская была спроектирована и построена международным консорциумом. Таким образом, завод был приведен в соответствие с общепризнанными стандартами безопасности; системы безопасности в основном уже существовали, но предыдущий мониторинг этих систем не соответствовал международным стандартам безопасности. На новой АЭС с ВВЭР-1000, построенной в Китае, 94% систем автоматизировано, что означает, что станция может контролировать себя в большинстве ситуаций. Процедуры заправки не требуют вмешательства человека. В диспетчерской все еще нужны пять операторов.

В мае 2010 г. Россия заключила соглашение с правительством Турции о строительстве электростанции с четырьмя реакторами ВВЭР-1200 в г. Аккую, Индюк.[40][41] Однако из-за авария произошла в Фукусиме, группы антиядерных защитников окружающей среды резко протестовали против строительства реактора в Аккую.[нужна цитата]

11 октября 2011 г. было подписано соглашение о строительстве первой в Беларуси АЭС на г. Островец, с использованием двух реакторов ВВЭР-1200/491 (АЭС-2006) с активной и пассивной системами безопасности. В июле 2016 года корпус реактора 1-го энергоблока упал на землю во время транспортировки, и, хотя повреждений не было, было решено заменить его, чтобы развеять опасения общественности, в результате чего проект был отложен на год. По состоянию на апрель 2020 года, энергоблок №1 планируется ввести в эксплуатацию в 2020 году.[42]

В октябре 2013 г. проект ВВЭР-1000 (АЭС-92) был выбран Комиссия по атомной энергии Иордании в конкурсе на строительство первой в Иордании АЭС с двумя реакторами.[43]

В ноябре 2015 г. и марте 2017 г. Египет подписал предварительные соглашения с российской атомной компанией. Росатом для первого блока ВВЭР-1200 на Эль-Дабаа начать работу в 2024 году. Обсуждения продолжаются до окончательного утверждения.[44][45][46]

2.4 GWe Атомная электростанция Руппур из Бангладеш Строятся два энергоблока ВВЭР-1200/523 генерации 2,4 GWe планируется ввести в эксплуатацию в 2023 и 2024 годах.[47]

Перечень действующих, планируемых и строящихся объектов ВВЭР
ЭлектростанцияСтранаРеакторыПримечания
Аккуюиндюк(4 × ВВЭР-1200/513)
(AES-2006 с TOI-Standard)		В разработке.
БалаковоРоссия4 × ВВЭР-1000/320
(2 × ВВЭР-1000/320)		Строительство блоков 5 и 6 приостановлено.
БеленеБолгария(2 × ВВЭР-1000 / 466Б)Приостановлено.[48]
БелорусскийБеларусь(2 × ВВЭР-1200/491)Два блока ВВЭР-1200 в эксплуатации с 2020 года.
БогуницеСловакия2 × ВВЭР-440/230
2 × ВВЭР-440/213		Разделен на две установки, V-1 и V-2, с двумя реакторами на каждой. Блоки ВВЭР-440/230 на заводе В-1 закрыты в 2006 и 2008 гг.
БушерИран1 × ВВЭР-1000/446
(3 × ВВЭР-1000/528)		Версия V-320, адаптированная для площадки в Бушере.[49] Блок 2 и 3 запланирован, блок 4 отменен.
ДукованыЧехия4 × ВВЭР 440/213Модернизирован до 502 МВт в 2009-2012 гг. Энергоблоки 5 и 6 (ВВЭР 1200) планируется начать строительство в 2028 году
ГрайфсвальдГермания4 × ВВЭР-440/230
1 × ВВЭР-440/213
(3 × ВВЭР-440/213)		Списан. Блок 6 закончен, но так и не заработал. Строительство энергоблоков 7 и 8 приостановлено.
КалининРоссия2 × ВВЭР-1000/338
2 × ВВЭР-1000/320
ХанхикивиФинляндия1 × ВВЭР-1200/491Начало строительства ожидается в 2019 году.[50]
ХмельницкийУкраина2 × ВВЭР-1000/320
(2 × ВВЭР-1000 / 392Б)		Планируется возобновление строительства блоков 3 и 4.
КолаРоссия2 × ВВЭР-440/230
2 × ВВЭР-440/213
КуданкуламИндия2 × ВВЭР-1000/412 (АЭС-92)
(2 × ВВЭР-1000/412) (АЭС-92)		Блок 1 работает с 13 июля 2013 г .; Блок 2 работает с 10 июля 2016 года.[51] Строящиеся блоки 3 и 4.
КозлодуйБолгария4 × ВВЭР-440/230
2 × ВВЭР-1000		Старые блоки ВВЭР-440/230 закрыты в 2004-2007 гг.
Курск IIРоссия1 × ВВЭР-ТОИПервый ВВЭР-ТОИ.[31]
Ленинград IIРоссия(2 × ВВЭР-1200/491) (АЭС-2006)Блоки являются прототипами ВВЭР-1200/491 (АЭС-2006) и строятся.
ЛовиисаФинляндия2 × ВВЭР-440/213Западные системы управления, явно другие структуры сдерживания. Позже модифицирован для мощности 496 МВт.
МецаморАрмения2 × ВВЭР-440/270Один реактор был остановлен в 1989 году.
МоховцеСловакия2 × ВВЭР-440/213
(2 × ВВЭР-440/213)		Строящиеся блоки 3 и 4, ввод в эксплуатацию запланирован на период с 2020 по 2021 год.
НововоронежРоссия1 х ВВЭР-210 (В-1)
1 х ВВЭР-365 (В-3М)
2 × ВВЭР-440/179
1 × ВВЭР-1000/187		Все агрегаты являются прототипами. Блок 1 и 2 остановлен. Блок 3 модернизирован в 2002 году.[52]
Нововоронеж IIРоссия1 × ВВЭР-1200 / 392М (АЭС-2006)
(1 × ВВЭР-1200 / 392М) (АЭС-2006)		Агрегаты являются прототипами ВВЭР-1200 / 392М (АЭС-2006). Блок 2 находится в стадии строительства.
ПакшВенгрия4 × ВВЭР-440/213
(2 × ВВЭР-1200/517)		Планируется два блока ВВЭР-1200.
РайнсбергГермания1 × ВВЭР-70 (Фау-2)Подразделение списано.
РовноУкраина2 × ВВЭР-440/213
2 × ВВЭР-1000/320
(2 × ВВЭР-1000/320)		Планирование блоков 5 и 6 приостановлено.
РуппурБангладеш2 × ВВЭР-1200/523Строящиеся блоки 1 и 2
РостовРоссия4 × ВВЭР-1000/320
Юг украиныУкраина1 × ВВЭР-1000/302
1 × ВВЭР-1000/338
1 × ВВЭР-1000/320
(1 × ВВЭР-1000/320)		Строительство блока 4 приостановлено.
СтендальГермания(4 × ВВЭР-1000/320)Строительство всех 4 единиц было отменено после воссоединения Германии.
ТемелинЧехия2 × ВВЭР-1000/320Оба блока модернизированы до 1080 МВт, блоки 3 и 4 (ВВЭР 1000) отменены в 1989 г. из-за смены политического режима, сейчас планируется два ВВЭР 1200.
ТяньваньКитай2 × ВВЭР-1000/428 (АЭС-91)
2 × ВВЭР-1000 / 428М (АЭС-91)
(2 × ВВЭР-1200)		Строительство ВВЭР-1200 начнется в мае 2021 г. и в марте 2022 г.
XudabaoКитай(2 × ВВЭР-1200)Начало строительства октябрь 2021 г.
ЗапорожьеУкраина6 × ВВЭР-1000/320Крупнейшая атомная электростанция в Европе.

Техническая информация

ХарактеристикиВВЭР-210[53]ВВЭР-365ВВЭР-440ВВЭР-1000ВВЭР-1200
(В-392М)[54][55][56]		ВВЭР-1300[57][58][59]
Тепловая мощность, МВт76013251375300032123300
Эффективность, сеть %25.525.729.731.735.7[nb 1]37.9
Давление пара, 100 кПа
перед турбиной29.029.044.060.070.0
в первом контуре100105125160.0165.1165.2
Температура воды, ° С: 
вход теплоносителя активной зоны250250269289298.2[60]297.2
выход теплоносителя из активной зоны269275300319328.6328.8
Эквивалентный диаметр керна, м2.882.882.883.12—
Высота активной зоны, м2.502.502.503.50—3.73[61]
Наружный диаметр твэлов, мм10.29.19.19.19.19.1
Количество твэлов в сборе90126126312312313
Количество ТВС[53][62]349

(312 + АРК (СУЗ) 37)

349

(276 + АРК 73)

349 (276 + АРК 73),
(312 + АРК 37)Кола		151 (109 + СУЗ 42),

163

163163
Загрузка урана, т3840426676-85.587.3
Среднее обогащение урана,%2.03.03.54.264.69
Среднее топливо сжечь, МВт · сут / кг13.027.028.648.455.5

Классификация

Модели и установки ВВЭР[63]
ПоколениеимяМодельСтранаЭлектростанции
яВВЭРВ-210 (В-1)[64]РоссияНововоронеж 1 (списан)
В-70 (Фау-2)[65]Восточная ГерманияРайнсберг (KKR) (выведен из эксплуатации)[нужна цитата]
В-365 (В-3М)РоссияНововоронеж 2 (списан)
IIВВЭР-440V-179РоссияНововоронеж 3-4
V-230РоссияКола 1-2
Восточная ГерманияГрайфсвальд 1-4 (выведен из эксплуатации)
БолгарияКозлодуй 1-4 (списан)
СловакияБогунице I 1-2 (выведен из эксплуатации)
V-213РоссияКола 3-4
Восточная ГерманияГрайфсвальд 5 (выведен из эксплуатации)
УкраинаРовно 1-2
ВенгрияПакш 1-4
ЧехияДукованы 1-4
ФинляндияЛовииса 1-2
СловакияБогунице II 1-2
Моховце 1-2
V-213 +СловакияМоховце 3-4 (в стадии строительства)
V-270АрменияАрмянский-1 (списан)
Армянский-2
IIIВВЭР-1000V-187РоссияНововоронеж 5
V-302УкраинаЮжная Украина 1
V-338УкраинаЮжная Украина 2
РоссияКалинин 1-2
V-320РоссияБалаково 1-4
Калинин 3-4
Ростов 1-4
УкраинаРовно 3-4
Запорожье 1-6
Хмельницкий 1-2
Южная Украина 3
БолгарияКозлодуй 5-6
ЧехияТемелин 1-2
V-428КитайТяньвань 1-2
В-428МКитайТяньвань 3-4
V-412ИндияКуданкулам 1-2
Куданкулам 3-4 (в стадии строительства)
V-446ИранБушер 1
III +ВВЭР-1000V-528ИранБушер 2 (в стадии строительства)
ВВЭР-1200В-392МРоссияНововоронеж II 1-2
V-491РоссияБалтика 1-2 (замораживание строительства)
Ленинград II 1
Ленинград II 2 (строится)
БеларусьБеларусь 1-2 (в стадии строительства)
V-509индюкАккую 1-2 (в стадии строительства)
V-523БангладешРуппур 1-2 (в стадии строительства)
ВВЭР-1300В-510КРоссияКурск II 1-2 (в стадии строительства)

Смотрите также

Примечания

  1. ^ Другие источники - 34,8.

использованная литература

  1. ^ «Куданкуламская атомная станция начинает вырабатывать электроэнергию, подключенную к южной сети». Таймс оф Индия.
  2. ^ «Исторические записки». ОКБ Гидропресс. Получено 20 сентября 2011.
  3. ^ а б «Реакторные установки типа ВВЭР». ОКБ Гидропресс. Получено 25 апреля 2013.
  4. ^ а б c d е «Российский реактор ВВЭР-ТОИ сертифицирован европейскими энергокомпаниями». Мировые ядерные новости. 14 июня 2019 г.. Получено 14 июн 2019.
  5. ^ Проф. Х. Бёк. «ВВЭР / ВВЭР (Реакторы с водой под давлением советского дизайна)» (PDF). Венский технологический университет. Австрия Атоминститут. Получено 28 сентября 2011.
  6. ^ а б c Филь, Николай (26–28 июля 2011 г.). «Состояние и перспективы АЭС с ВВЭР» (PDF). ОКБ Гидропресс. МАГАТЭ. Получено 28 сентября 2011.
  7. ^ «Росатом намерен сертифицировать ВВЭР в Великобритании и США». Новостиэнергетики.ре. 6 июня 2012 г.. Получено 21 июн 2012.
  8. ^ Светлана Бурмистрова (13 августа 2013 г.). «Росатом рассматривает ядерные контракты в Великобритании». Рейтер. Получено 14 августа 2013.
  9. ^ «Энергия Словакии». www.energyins Slovakia.sk.
  10. ^ «Атомная энергетика в Чехии - Атомная энергетика в Чехии - Всемирная ядерная ассоциация». www.world-nuclear.org.
  11. ^ Мартти Антила, Туукка Лахтинен. «Недавний опыт проектирования и эксплуатации активной зоны АЭС Ловииса» (PDF). Fortum Nuclear Services Ltd, Эспоо, Финляндия. МАГАТЭ. Получено 20 сентября 2011.
  12. ^ «Начинаются работы по модернизации старейшего в России ВВЭР-1000». Nuclear Engineering International. 30 сентября 2010. Архивировано с оригинал 13 июня 2011 г.. Получено 10 октября 2010.
  13. ^ «Росатом запускает технологию отжига для блоков ВВЭР-1000». Мировые ядерные новости. 27 ноября 2018 г.. Получено 28 ноября 2018.
  14. ^ «АЭС-2006 (ВВЭР-1200)». Росатом. Архивировано из оригинал 26 августа 2011 г.. Получено 22 сентября 2011.
  15. ^ а б Асмолов, В. Г. (10 сентября 2009 г.). «Разработка проектов АЭС на основе технологии ВВЭР» (PDF). Росатом. Получено 9 августа 2012.
  16. ^ «Российские атомщики приглашают зарубежных поставщиков на проекты АЭС». Мировые ядерные новости. 7 декабря 2015 г.. Получено 26 марта 2017.
  17. ^ «Нововоронеж II-2 приближается к физическому пуску». Мировые ядерные новости. 25 марта 2019 г.. Получено 25 марта 2019.
  18. ^ Акт 108 - ВВЭР-1200 (В-491) (PDF) (Отчет). Росатом. 2014 г.. Получено 31 декабря 2016.
  19. ^ «Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)». ОКБ Гидропресс. Получено 22 сентября 2011.
  20. ^ а б «Подписан контракт на строительство двух российских реакторов AES 2006 на сумму 10 миллиардов долларов в Беларуси». Я-Ядерный. 19 июля 2012 г.. Получено 8 августа 2012.
  21. ^ «Росатом покупает Фенновойму». Мировые ядерные новости. 28 марта 2014 г.. Получено 29 марта 2014.
  22. ^ "'Уведомление о продолжении "контрактов, подписанных для Эль-Дабаа". Мировые ядерные новости. 11 декабря 2017 г.. Получено 12 декабря 2017.
  23. ^ «Первая заливка бетона для блока 1 в Бангладеш Руппур». www.nucnet.org. NucNet a.s.b.l Брюссель. 30 ноября 2017 г.. Получено 30 ноября 2017.
  24. ^ «АтомСтройЭкспорт представил график реализации китайских проектов». Мировые ядерные новости. 3 апреля 2019 г.. Получено 3 апреля 2019.
  25. ^ «Россия переходит на ВВЭР-1200 на более длительный топливный цикл». Nuclear Engineering International. 3 марта 2020 г.. Получено 7 марта 2020.
  26. ^ В.Г. Асмолова (26 августа 2011 г.). «Пассивная безопасность в ВВЭР». ОАО «Росэнергоатом». Nuclear Engineering International. Архивировано из оригинал 19 марта 2012 г.. Получено 6 сентября 2011.
  27. ^ «Первый реактор ВВЭР-1200 введен в промышленную эксплуатацию». Мировые ядерные новости. 2 марта 2017 г.. Получено 3 марта 2017.
  28. ^ «Установка уловителя керна на Руппур 1». Мировые ядерные новости. Получено 5 июн 2019.
  29. ^ «Уловители расплава заказаны для египетской АЭС». Nuclear Engineering International. 6 февраля 2018 г.. Получено 9 февраля 2018.
  30. ^ «Создание типового проекта оптимизированного и информатизированного энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ)». Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Архивировано из оригинал на 2012-04-25. Получено 2011-10-28.
  31. ^ а б «AEM Technology видит веху с первым ВВЭР-ТОИ». Мировые ядерные новости. 17 апреля 2018 г.. Получено 18 апреля 2018.
  32. ^ https://www.basedig.com/wikipedia/11vver-power-plants-135150/dataline/4-vver-1200513-aes-2006-with-toi-standard_1/
  33. ^ «Усовершенствованные ядерные энергетические реакторы». Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2011 г.. Получено 22 сентября 2011.
  34. ^ «МИР.1200». ŠKODA JS. Архивировано из оригинал 1 апреля 2012 г.. Получено 23 сентября 2011.
  35. ^ «МИР-1200». ОКБ Гидропресс. Получено 22 сентября 2011.
  36. ^ «Реакторная установка ВВЭР-1500». ОКБ Гидропресс. Получено 22 сентября 2011.
  37. ^ Акт 102 - ВВЭ Р-600 (В-498) (ВВЭР-600 (В-498)) (PDF) (Отчет). МАГАТЭ. 22 июля 2011 г.. Получено 17 сентября 2016.
  38. ^ «Россия построит к 2030 году 11 новых ядерных реакторов». Мировые ядерные новости. 10 августа 2016 г.. Получено 17 сентября 2016.
  39. ^ "Всемирная ядерная ассоциация - Мировые ядерные новости". www.world-nuclear-news.org.
  40. ^ «Завершенные мероприятия для атомной электростанции». Турецкий еженедельник. 15 августа 2011. Архивировано с оригинал 7 апреля 2014 г.. Получено 15 сентября 2011.
  41. ^ «Генплан размещения первой турецкой АЭС разработают осенью 2011 года (Генеральный план размещения первой турецкой АЭС будет разработан осенью 2011 года)». РИА Новости. 22 августа 2011 г. Источник для «четырех энергоблоков с реакторами ВВЭР-1200 по российскому» или «четырех реакторов ВВЭР-1200».
  42. ^ «Завершены горячие испытания на Островецком блоке №1». Мировые ядерные новости. 16 апреля 2020 г.. Получено 3 мая 2020.
  43. ^ «Иордания выбирает свою ядерную технологию». Мировые ядерные новости. 29 октября 2013 г.. Получено 2 ноября 2013.
  44. ^ Эззидин, Тока (29 ноября 2015 г.). «Атомная станция Эль-Дабаа будет вырабатывать электроэнергию в 2024 году: премьер-министр». Ежедневные новости. Египет. Получено 22 марта 2017.
  45. ^ «Египет и Россия договариваются о двух контрактах на АЭС Эль-Дабаа». Nuclear Engineering International. 20 марта 2017 г.. Получено 22 марта 2017.
  46. ^ Фараг, Мохамед (14 марта 2017 г.). «Россия вводит в эксплуатацию ядерный блок, аналогичный блокам Дабаа». Ежедневные новости. Египет. Получено 26 марта 2017.
  47. ^ «Атомная электростанция Руппур, Ишварди». Энергетические технологии.
  48. ^ «Парламент Болгарии проголосовал за отказ от атомной электростанции в Белене». worldnuclearreport.org. 27 февраля 2013 г.. Получено 22 сен 2014. Цитировать журнал требует | журнал = (Помогите)
  49. ^ Антон Хлопков и Анна Луткова (21 августа 2010 г.). «АЭС Бушер: почему это заняло так много времени» (PDF). Центр исследований энергетики и безопасности. Получено 1 марта 2011. Цитировать журнал требует | журнал = (Помогите)
  50. ^ «Влияние задержки с лицензированием Hanhikivi 1 остается неясным - World Nuclear News». www.world-nuclear-news.org.
  51. ^ АЭС Куданкулам вышла из строя
  52. ^ «Новая жизнь Нововоронежа 3». Nuclear Engineering International. 3 июня 2002 г. Архивировано с оригинал 14 июля 2011 г.. Получено 9 марта 2011.
  53. ^ а б В.В. Семенов (1979). «Основные физико-технические характеристики реакторных установок ВВЭР» (PDF). МАГАТЭ.
  54. ^ «Нововоронежская АЭС-2» (PDF). www.rosenergoatom.ru.
  55. ^ "Реакторные установки ВВЭР с. 49" (PDF). www.gidropress.ru.
  56. ^ Андрушечко С.А. и др. (2010). «АЭС с реактором типа ВВЭР-1000».
  57. ^ Беркович В.Я., Семченков Ю.М. (2012). "Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР" (PDF). www.rosenergoatom.ru.
  58. ^ Долгов А.В. (2014). «Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зональных энергетических установок» (PDF). www.rosenergoatom.ru.
  59. ^ Якубенко И. А. (2013). «Основные перспективные конфигурации активных зон новых поколений реакторов типа ВВЭР». Издательство национального исследовательского ядерного университета "МИФИ". п. 52. Получено 2018-11-11.
  60. ^ В.П.Поваров (2016). "Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР с. 7" (PDF). www.rosenergoatom.ru.
  61. ^ Беркович Вадим Яковлевич, Семченков Юрий Михайлович (май 2016 г.). "Развитие технологий ВВЭР - приоритет Росатома" (PDF) (ред. rosenergoatom.ru): 5. 25-27 Цитировать журнал требует | журнал = (Помогите)
  62. ^ Сергей ПАНОВ. "У истоков водо-водяных". atomicexpert.com.
  63. ^ «ВВЭР сегодня» (PDF). Росатом. Получено 31 мая 2018.
  64. ^ Сергей Панов. "У истоков водо-водяных". atomicexpert.com.
  65. ^ Денисов В.П. "Эволюция водо-водяных энергетических реакторов для АЭС п.246".

внешняя ссылка