Физика реактора ВВЭР (водо-водяной)

Поздняк Н.И.

ГБОУ школа №517 СПб

Тихонина А.Н.

СПб «АЭП»

Физика реактора ВВЭР

Принцип работы всех ядерных реакторов примерно одинаков: в активной зоне реактора под действием нейтронов происходит реакция деления ядер топлива, размещенного внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). Для отвода тепла и охлаждения используется теплоноситель, который циркулирует в контуре с теплообменником, отдавая тепло рабочему телу (водяной пар под высоким давлением). Далее пар направляется на турбогенератор. В реакторах на тепловых нейтронах используют замедлитель и отражатель нейтронов. В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует. Для регулирования потоком нейтронов используются стержни управления, которые в рабочем состоянии поглощают нейтроны, тем самым, уменьшая мощность реактора. Ключевую роль в работе реактора играют ТВЭЛы, внутри которых размещают топливные таблетки в гетерогенном реакторе или смесь топлива с замедлителем для гомогенного реактора. Конструкция стержневого ТВЭЛа должна обеспечивать работоспособность в условиях экстремальных механических, тепловых, радиационных и химических воздействий. Отчасти, по этой причине отдельные стержни твэлов собирают в топливные сборки (ТВС). Например, в серийных РБМК-1000 ТВС содержит 36 твэла при общем числе твелов до 60000, а в ВВЭР1000 ТВС содержит 312 твэла (число сборок 163). В канале РБМК размещается несущая труба из цирконий-никелевого сплава диаметром 80 мм и толщиной стенки 4 мм (также, защита от соприкосновения воды и графита). Водяной пар под давлением 7,3 МПа отводится через верхний штуцер трубы. Канальная конструкция реактора позволяет производить перезагрузку ТВС (по три за сутки) без остановки реактора. В реакторе ВВЭР разделительной трубы между теплоносителем и замедлителем не требуется, так как ТВС устанавливается в технологический канал с замедлителем. Перезагрузка топлива в реакторе ВВЭР проводится один раз в год, когда процент выгорание топлива снижает экономическую эффективность, так как дочерние продукты деления поглощают в большом количестве «полезные» нейтроны; а также для профилактического ремонта узлов реактора. Остановка реактора, работающего в штатном режиме, не предусмотрена, поэтому, согласно графику, меняется не более одной трети сборок. Отработанные сборки очень радиоактивны, поэтому их сначала выдерживают несколько лет в водном бассейне, а затем отправляют на переработку для извлечения остатков топлива.

Коэффициент выгорания ядерного топлива, определяемый количеством тепловой энергии, полученной в течении суток при сгорании одного килограмма топлива в единицах МВт сут/кг, величина динамическая, так как зависит от обогащения топлива ураном – 235, времени наработки энергии и интенсивности нейтронного потока. В зависимости от вида топлива величина выгорания составляет значение несколько десятков; так в реакторе ВВЭР-1000 выгорание составляет около 40 МВт сут/кг для обогащения 4%.

В зависимости от типа реактора и числа технологических каналов предусмотрена система управления и защиты (СУЗ), представляющая собой автоматизированную систему сброса необходимого числа стержней управления на основе нейтрон-поглощающих материалов (кадмий, бор). Изменяя число стержней мощность реактора регулируется от нулевой до максимальной по регламенту. Основной задачей энергетических установок является получение тепловой и электрической энергии, однако, с соблюдением всех норм безопасности; и, в первую очередь, радиационной безопасности обслуживающего персонала. Защита энергоблока осуществляется путем выбора специальных материалов (специальный бетон, свинцовые стекла, нержавеющая сталь, свинцовые экраны, материалы с наполнителями на основе бора) и их профиля. В особых случаях при работе в помещениях с высокой радиацией приходиться работать дистанционно, используя видеонаблюдение и манипуляторы. Для доступа к исследовательским каналам реактора нейтронного и гамма потока обычно используется коридорная схема типа «лабиринт». Монтажная оснастка самого реактора подвержена агрессивному воздействию радиации, механических и температурных перегрузок, химической коррозии, что приводит со временем, к физико-технической усталости. Следовательно, требуется профилактика и постоянный контроль за всеми системами работающего реактора. Если для стационарных реакторов обеспечить внешнюю радиационную защиту не сложно (толщина бетонных стен может быть любой), то реакторы на транспортном ходу ограничены массой и габаритами. Атомные станции принято делить на энергетические и исследовательские (АЭС, АТЭС, АТС, АСПТ). Исследовательские реакторы всегда маломощны и полученная тепловая и электрическая энергия обычно идет на собственные нужды станции и ее жилищного комплекса. Станция АТС обеспечивает теплом промышленные и жилые здания не вырабатывая электроэнергии, отсюда, температура воды и давление не высокие, что снижает стоимость станции и затрат на обеспечение безопасности. Станция АСПТ предназначена для получения тепла (технологического пара и воды) крупным предприятиям. Конструктивно реакторы делятся на одно_ двух_ и трехконтурные.

В герметичном относительно радиации объеме одноконтурного реактора теплоноситель (пар или газ) служит рабочим телом и направляется на турбину, вращение которой передается электрогенератору, который находится вне герметичной зоны. Стоимость данного варианта ниже других компоновок, а обслуживание проще, но требования по радиационной безопасности герметичного корпуса и трубопровода повышены. Вариант компоновки АЭС с одноконтурным реактором на рисунке 1

Рис. 1 АЭС с одноконтурным реактором

В первом контуре двухконтурного реактора теплоноситель не является рабочим телом. Тепло первого контура через парогенератор второго контура передается рабочему телу (вода, газ), который, имея высокую температуру, вращает турбогенератор. Чтобы вода в первом контуре не кипела, то есть была в перегретом состоянии, необходимо повышать давление. Во втором контуре вода может быть перегретой или в виде пара-водяной смеси. По сравнению с одноконтурным вариантом двухконтурный реактор радиационно более безопасен, так как рабочее тело не соприкасается с теплоносителем первого контура. Вариант АЭС с двухконтурным реактором показан на рисунке 2

Рис. 2 Схема АЭС с двухконтурным реактором

Относительно трехконтурного реактора можно отметить его большую стоимость и использование в качестве теплоносителя жидкий натрий и свинец. Рабочим телом для турбогенератора является высокотемпературный пар (до 570оС), полученный в парогенераторе третьего контура в результате передачи тепловой энергии от второго контура с жидким металлом. В свою очередь, второй контур получает тепло от жидкого теплоносителя первого контура. Чтобы радиоактивность первого контура не передавалась нерадиоактивному теплоносителю второго контура, давление в первом контуре около 10МПа ниже давления внутри второго контура. Реакторы на жидкометаллическом теплоносителе в основном применяют для реакторов на быстрых нейтронах БН-300, 600, 800. Брест-300.

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор

Водо-водяной энергетический реактор использует воду в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов. В настоящее время, этот тип энергетического реактора считается самым мощным, однако, корпусная идеология (сложность изготовления цельных корпусов большого объема и их логистика перемещения) сдерживает перспективы развития еще более мощных реакторов. С другой стороны, ранее указывалось, что стремиться наращивать мощность энергоблока может привести к ситуации перекоса потребления в глобальных электросетях, в случае неожиданной остановки реактора. Первый ВВЭР энергоблок появился достаточно давно (ВВЭР-70, май 1966 г. ГДР, разработка «Гидропроект», закрыта в 1988 г.).

Основные доработки при создании новых реакторов касались: 1) снижение неравномерности нейтронного поля; 2) модернизация регулирующих систем; 3) использование сухой перезагрузки кассет; 4) увеличение числа твэлов в кассете (поверхность теплообмена тоже возросла) за счет уменьшения диаметра корпуса твэла; 5) использование поглощающих добавок в теплоносителе (выгорающий теплоноситель на основе добавок эрбия) с целью более эффективного регулирования мощности.

Следующим поколением развития водо-водяных реакторов явился реактор ВВЭР-440 (две турбины по 220 МВт, тепловая мощность – 1350 МВт, ОКБ «Гидропресс» т.Подольск). Часть этих энергоблоков работает сегодня (Россия, страны восточной Европы), а некоторые остановлены по регламенту срока эксплуатации или по политическим мотивам. Толстостенный стальной цилиндрический корпус реактора ВВЭР-440 имеет высоту 11,2 м, диаметр – 3,8 м сверху герметично закрыт толстой крышкой. Защита корпуса от нейтронного и гамма-излучения осуществляется слоем воды 20 см и стальной обшивкой 9 см. Реактор двухконтурный и теплоноситель первого контура находится под давлением 12,5 Мпа. Топливо реактора - таблетки UO2 (обогащенный 3,5 % уран), теплоноситель – вода, очищенная от примесей; твэлы диаметром 9,1 мм смонтированы на треугольной решетке в количестве 126 образуют топливную сборку с шестигранным корпусом из нержавеющей стали, в активной зоне помещают 349 кассет (из них 37 кассеты АРК, предназначенные для автоматического управления мощностью реактора, скорость перемещения 2 см/с, а при аварии до 30 см/с). Масса кассеты АРК с ураном 330 кг, из них ТВС-220 кг, надставка - 110 кг. На рис. 3 приведены топливная сборка и твэл.

Рис. 3 ТВС и ТВЭЛ

реакторов ВВЭР; справа внешний вид ТВС-ВВЭР

Оболочка твэла из циркониевого сплава диаметром 7,5 мм в активной зоне реактора, а концы твэла из нержавеющей стали. Материал ТВЭЛ должен удовлетворять требованиям устойчивости: коррозии, электрохимии, механической прочности и вибростойкости, радиационной. Кроме того, конструкция кассет позволяет устанавливать на разных высотах в активной зоне необходимые для контроля датчики. Замена тепловыделяющих сборок в количестве 20 % производится каждые девять месяцев, при этом, сначала удаляют центральные твэлы, а на их место устанавливают периферийные. На свободные места периферийной зоны устанавливают свежие сборки.

Для соблюдения норм безопасности перегрузка радиационноопасных кассет производится под слоем воды 5 м. При повышенном обогащении до 4,5% используют выгорающий теплоноситель (добавки атомов гадолиния и эрбия), которые увеличивают реактивность реактора и срок его перезагрузки с 3-4-х лет, на 5-6 лет, что снижает стоимость топлива до 40 % в расчете на полученную электрическую энергию. На Нововоронежском ВВЭР-440 установлен отрицательный мощностной коэффициент реактивности, что позволяет в режиме саморегулировании летом экономить топливо, а осенью и зимой получать необходимую мощность реактора при умеренном выгорании топлива. На рис. 4 приводится схема корпуса реактора ВВЭР-440

Рис. 4 Схема реактора ВВЭР-440

Реакторы ВВЭР-440 имеют несколько модификаций (В-179, 230, 213, 270), которые отличаются модернизацией отдельных систем: управления, безопасности, экономичности, жизнедеятельности и другие. Часть реакторов ВВЭР-440 уже закрыты не только по экономическим показателям и расхода ресурса, но и по причине насаждаемой глобализации одних стран на другие. В настоящее время уже закрыто 13 реакторов ВВЭР440, в основном в восточных странах ЕС. Продолжают работать 5 энергоблоков в России и 19 в странах Европы.

На смену ВВЭР-440 были разработаны проекты ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, при этом, ВВЭР1200 является самым мощным из действующих водо-водяных реакторов. По сравнению с ВВЭР-440 мощность ВВЭР-1000 (тепловая мощность – 3000 МВт) стала больше за счет увеличения объема активной зоны, использование более обогащенного топлива и ее удельной мощности. Корпус реактора (сталь 15Х2НМФА) сварной цилиндрический с днищем штампованной эллиптической формы, верхняя крышка штамповано-сварная в форме эллипсоида с той же стали массой 116 тонн. Обечайки, патрубки – Ду850, фланцы цельнокованые. Толщина стенки корпуса 19,25 см. Масса цилиндрического корпуса 324 тонны, высота – 13,55 м, внутренний диаметр – 3,63 м, максимальный наружный диаметр 4,53 м, корпус рассчитан на давление – 18 Мпа. Внутренняя поверхность корпуса и крышки имеет слой антикоррозийной наплавки толщиной до 9 мм. На крышке имеется 91 патрубок для крепления 61 стержней СУЗ и 30 для ввода в активную зону датчиков контроля тепловых и энергетических параметров. Реактор ВВЭР-1000 имеет 4 циркуляционные петли (реактор – главный циркуляционный насос – трубопровод Ду-850 - горизонтальный парогенератор, систему аварийного охлаждения (САОЗ), систему компенсации давления, резервуар запасного теплоносителя). Размеры активной зоны: высота – 3,53 м, диаметр – 3,16 м.

В энергоблоке ВВЭР-1000 установлено 163 кассет ТВС (длина – 2,34 м), в каждой из которых до 317 твэлов (сплав циркония с никелем; диаметр – 9,1 мм), регулирующих кассет – 49. Загрузка топлива – 66 тонн урана (таблетки керамики UOo), обогащение до 4,4 % урана235, температура на входе в реактор – 288 оС, а на выходе – 318 оС, давление в первом контуре 16 МПа, а на выходе парогенератора второго контура давление сухого пара 6 Мпа поступает на турбину электрогенератора, расход теплоносителя для 4-х ГЦН – 84800 м3/час (скорость потока теплоносителя 5,6 м/с), (для 2-х ГЦН – 47000 м3/час), среднее выгорание топлива за сутки – до 50 МВт сут/кг, к.п.д. -33 %. В теплоноситель (химически очищенная вода) добавляют концентрированную борную кислоту (0 -16 г/кг), которая, при выгорании бора, позволяет производить дополнительное маневрирование мощности путем изменения концентрации кислоты, влияющей на отрицательный реактивный эффект йодно-ксеноновой ямы. При необходимости теплоноситель можно отфильтровать или полностью заменить на свежий без кислоты. Скорость движения управляющих стержней в рабочем режиме – до 2 см/с, а при аварии -20 см/с.

Так как энергоблоки постоянно модернизируются и требуют привязки к конкретной местности с учетом смейсмичности, то проектов серии ВВЭР-1000 разработано несколько (В-187, 302, 320, 338, 392, 413, 428, 428М, 446, 528), при этом, большинства построенных энергоблоков ВВЭР-1000 – В-320 (главный конструктор Вас.Вас.Стекольников). Всего построено реакторов ВВЭР-1000 в количестве 41, в том числе, в России – 13, в странах ЕС и Украине – 20, в других странах (Тайвань, Иран, Индия) – 8. В результате модернизации всех систем и, особенно, систем и мер безопасности топливный цикл ТВС увеличился с 3-х до 6 лет, выгорание топлива увеличилось с 40 до 50 МВт сут/кг, а время эксплуатации энергоблока выросло до 50 лет.

ВВЭР-1200

На основе хорошо изученных рабочих вариантов ВВЭР-1000 были спроектированы Курчатовским институтом вместе с ОКБ «Гидропроект» более мощные реакторы ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500. По сравнению с ВВЭР-1000 были улучшены основные технические и эксплуатационные параметры: 1) срок службы корпуса реактора увеличен до 60 лет, а всей оснастки реактора до 50 лет; 2) тепловая и электрическая мощность увеличилась на 20%; 3) время до перегрузки увеличилось до 18 месяцев; 4) улучшилась маневренность мощности, что позволяет компенсировать перепады энергопотребления в единой энергосистеме; 5) вместо двух петель теплоносителя и охлаждения используется четыре; 6) выгорание топлива достигает уровня – 70 МВт сут/кг; 7) особое внимание уделено безопасности: радиационной, химической, аварийной путем использования пассивных и активных систем предотвращения аварийных ситуаций, в том числе, в автоматическом режиме без участия операторов; 8) улучшена степень герметизации реакторного объема и применение более современных способов фильтрации соседних помещений; 9) в критической ситуации предусмотрена «ловушка расплава» топлива; 10) в случаях разрыва трубопровода петли снабжения возможно использование теплоносителя с повышенным содержанием борной кислоты для остановки ядерной реакции деления; 11) для перегрузки ТВС реактор останавливают, а давление в первом контуре снижают до 1 атм и саму перегрузку производят сверху; при этом, возможна «сухая» перегрузка, когда для транспортировки до места выдержки используют герметичные контейнеры; 12) применение двойной защиты: первая защищает от радиации, а вторая оболочка против природных катастроф и агрессивных атак противника; 13) использование отрицательного коэффициента реактивности позволяет получить режим саморегулирования мощности реактора при контролируемой концентрации выгорающего поглотителя (добавки атомов гадолиния, диспрозия, эрбия). На рис. 5 в з-х мерном изображении компоновка ВВЭР-1200 (ВВЭР2006).

Рис. 5 Компоновка реактора ВВЭР-1200

Некоторые технические параметры ВВЭР-1200. Стальной корпус цилиндрической формы изготовлен на Ижорском заводе сходен с корпусом ВВЭР-1000. Дно и верхняя крышка эллиптической формы. Тепловая мощность – 3212 МВт при к.п.д. – 35,7%. Давление первого контура – 165 атм и 70 атм сухого пара на выходе парогенератора. Число ТВС – 163 по 312 твелов диаметром – 9,1 мм.

На рис. 6 внешний вид тепловыделяющей сборки для ВВЭР-1200

Рис. 6 ТВС ВВЭР-1200

Состоит из: головка; дистанцирующая решетка; хвостовик

Температура теплоносителя (очищенная вода с примесью борной кислоты) на входе в активную зону – 198,2 оС, а выходе – 328,8 оС. Среднее обогащение уранового топлива – 4,6% при загрузке – 80 тонн. Среднее выгорание топлива – 55 МВт сут/кг. Объем активной зоны увеличен на 60% по сравнению с ВВЭР-440. Предусмотрено удаление водорода в случае разгерметизации твэлов, а также, «ловушка» расплава топлива при серьезной аварии. Радиационную безопасность обеспечивает железобетонный герметичный защитный контур, а внешний защитный контур из сверхпрочного бетона защищает от природных катастроф и внешней агрессии.

Удачная конструкция и надежная система безопасности ВВЭР-1200 привлекли внимание зарубежных заказчиков: Китай, Индия, Турция, Саудовская Аравия, Бангладеш, Иран, в которых сегодня строятся от одного до четырех энергетических блоков.

Реактор ВВЭР-1200 имеет несколько модификаций, отличающиеся техническими требованиями от заказчика и привязки к местности: В – 392М, 513,523, 491, 508, 522, 527. Всего построено и строится: в России – 6, Белоруссия – 2, другие страны более 10. Более подробно можно обсудить проекты Ленинградских реакторов в Сосновом бору на берегу Финского залива.

ЛАЭС-1 и ЛАЭС-2.

Первая очередь ЛАЭС-1 г.Сосновый бор на берегу Финского залива (энергоблоки 1 и 2, графитовый реактор РБМК-1000, электрическая мощность – 925 МВт) начало строительства сентябрь 1967 г. Введены в энергосистему: блок-1 в 1973 г., блок-2 в 1975 г. Выведены из эксплуатации: энергоблок-1 - декабрь 2018 г., проработал – 45 лет; энергоблок-2 выведен из эксплуатации - ноябрь 2020 г., проработал – 45 лет. Модернизированные энергоблоки 3 и 4 второй очереди (расположены на расстоянии 2 км от блоков первой очереди) сданы в эксплуатацию в 1979 и 1981 г. (исполнитель концерн «Росэнергоатом»). Блоки 3 и 4 будут выведены из эксплуатации в 2025 г.; на эти работы предусмотрено финансирование в размере 55 млрд рублей, а пока эти блоки считаются в эксплуатации, хотя, уже отключены от энергосистемы РФ. За время эксплуатации всех четырех энергоблоков ЛАЭС-1 получено около 1012 кВт час электроэнергии. Общая электрическая мощность четырех энергоблоков ЛАЭС-1 составила 4986 МВт. Недостаточная радиационная безопасность и слабая защита от возможных внешних разрушений привели к замене концепций реакторостроения. Вместо графитового канального реактора решено проектировать корпусной водо-водяной реактор, в котором вода является одновременно теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реактор ВВЭР-1200/491 (АЭС-2006) на ЛАЭС-2 (г. Сосновый бор) должен был заменить реакторы РБМК на ЛАЭС-1. Первый (т.е. 5-й) энергетический блок ВВЭР-1200/491 начали строить в 2008 г, а подключен в энергетическую систему в 2018 г. основные технические параметры энергоблока были приведены выше. Окончание строительства шестого энергоблока ЛАЭС2-2, его подключение к энергосистеме РФ и разрешение к коммерческой эксплуатации – ноябрь 2020 г., в промышленную эксплуатацию введен в марте 2021 г. В январе 2023 г. отключен на второй плановый ремонт. На фотографии показаны энергоблоки 5 и6 ЛАЭС2-2, рис. 7

Рис. 7 Фотография строящихся энергоблоков ЛАЭС2-2 а выход на 100% мощность – октябрь 2021 г., Некоторая информация относительно начала строительства энергоблоков 7 и 8 ЛАЭС-2: получена лицензия на размещение энергоблоков 7 и 8 (генеральный застройщик концерн «Росэнергоатом», генеральный проектировщик СПб «Атомпроект», главный конструктор реактора СКБ «Гидропресс») – июнь 2010 г.: разрешение на разработку технического задания и проекта подготовительных работ – июль 2020г.; расчистка строительной площадки – август 2022 г.: подготовительные работы (планировка, рытье котлована, прокладка временных электрических сетей, водоснабжения и подъездных дорог) завершаются – май 2023 г.

Общие сроки строительства мощных АЭС в нашей стране более 10 лет; и, одной из причин долгостроя, является ориентация приоритета строительства АЭС дружественным странам, или тем, кто не желает зависеть от агрессивного запада. В этой связи, несколько слов о строительстве белорусской АЭС вблизи г. Островец (40 км от Вильнюса) Гродненской области. Проект ВВЭР-1200 (АЭС-2006) электрической мощность двух энергоблоков – 2400 МВт (27 млн кВт*час в день). Генеральный проектировщик НИАЭП (Н.Новгород) и СПбАЭП (или «Атомэнергопроект»), научный руководитель Курчатовский институт. Проект стоимостью 10 млрд зеленых бумажек правительство Белоруссии предложило строить: штатам, Франции, Китаю, чехам. Россия-кредитор (на 25 лет под 3% годовых), сразу отбросила штаты, Францию и чехов (откуда у чехов взялись АЭС?), а если Китай захочет строить, тогда, Россия отказывается вообще участвовать в строительстве. Начало строительства первого энергоблока 2013 г., загрузка топлива август 2020 г., построен октябрь 2020 г., ноябрь 2020 г. подключение к энергосети и 7.11.20 запуск АЭС, вывод на 100% мощность – январь 2021 г. Второй энергоблок белорусской АЭС: котлован – 2014 г., декабрь 2018 г. – корпус реактора в рабочем положении; июнь 2020 г. пролив активной и пассивной систем безопасности; март 2021 завершение строительства второго энергоблока; «горячая» обкатка октябрь 2021; запуск ожидается в апреле 2022 г. На протяжении всего строительства, наладки и запуска белорусской АЭС сотрудники СПбАЭП постоянно находились и находятся в режиме постоянной инженерной и консультативной помощи. По всем техническим параметрам энергоблоки БАЭС идентичны блокам 5 и 6 ЛАЭС. Такие же энергетические блоки Россия строит во многих странах, обеспечивая из энергонезависимость.

В связи с антироссийской политикой вассального запада и отказа от российской электроэнергии, возможный избыток производства электроэнергии в РФ, можно будет перенаправить в энергоемкие отрасли: металлургию, получение жидкого водорода и кислорода, регенерацию ядерного топлива и др.

Новая концептуальная разработка Курчатовского института ВВЭР-1500 считается самой безопасной и по мощности самой большой в России. Его тепловая мощность активной зоны около 4350 МВт, а глубина выгорания топлива до 60 МВт сут/кг. Корпус реактора с внутренним диаметром 4,96 м изготовит Ижорский завод с гарантийным сроком 60 лет. Число ТВС в активной зоне 241 (высота активной зоны – 4,2 м). Теплоноситель вода первого контура находится под давлением 160 атм (расчетное – 176 атм), на выходе парогенератора второго контура – 73 атм (расчетное давление – 95 атм); температура на входе петли 297,6 оС, на выходе – 330оС, расход – 108000 м3/час. Обогащение топлива 4,4% в расчете на 4-х годичную топливную компанию. Удельная тепловая нагрузка на один твэл (диаметр твэла – 9,1 мм) – 340 Вт/см. Средний нейтронный поток (энергия нейтронов – МэВ) – 9*1020 нейтр/см2. В энергоблоке 4 петли с главными циркуляционными насосами (ГЦН) и 123 стержня СУЗ. На рис. 8 показан внешний вид главного циркуляционного насоса ВВЭР 1200.

Рис. 8 Вид ГЦН

Для аварийного охлаждения активной зоны и безопасности реактора могут быть использованы: 1) две системы пассивного залива а.з. первой и второй очереди; 2) аварийный ввод борной кислоты в теплоноситель; 3) система аварийного и планового расхолаживания; 4) система расхолаживания парогенератора; 5) система газоудаления; 6) аварийное электроснабжение на базе аккумуляторов и дизельных генераторов.

Мероприятия повышения эффективности, безопасности и снижения стоимости сооружения энергоблоков, могут быть использованы при модернизации и создания новых ядерных установок в результате: 1) увеличения объема активной зоны для размещения большего количества тепловыделяющих сборок; 2) использования новых материалов устойчивых к экстремальным условиям эксплуатации: высокие температуры, давления, радиации, химической и механической устойчивости; 3) увеличения температуры подогрева активной зоны; 4) повышения равномерности потока нейтронов во всем объеме активной зоны и эффективности его использования; 5) внедрения модульного поточного монтажа системы ТВС; 6) использования более обогащенного уранового топлива; 7) совместное использование легко- и тяжеловодного теплоносителя; 8) повышение площади теплоотвода кассеты, путем уменьшения диаметра твэла и увеличения их числа в кассете; 9) использование выгорающих поглотителей в теплоносителе (борная кислота, титанат диспрозия, эрбий, гадолиний, карбид бора в циркониевой и алюминиевой матрице; 10) использование напряженного железобетона при создании гермооболочки первого контура; 11) горизонтальная конструкция парогенератора; 12) использование автоматизированной системы контроля за всеми основными параметрами режима устойчивой работы реактора; 13) автоматизированная пассивная система отвода тепла от активной зоны; 14) система удаления водорода при разгерметизации твэлов; 15) минимизация количества отработанных ядерных отходов через замкнутый топливный цикл.

Реактор ВВЭР-ТОИ

Энергоблоки №1 и №2 Курской АЭС-2 и Смоленской АЭС-2 построены по проекту ВВЭРТОИ (Генеральный проектировщик и Генподрядчик АО ИК «АСЭ» в составе «Концерна «Росэнергоатом») в котором учтены все современные технологии реакторостроения и обеспечения наивысшей безопасности по критериям оценки МАГАТЭ. Базой проекта ТОИ (типовой оптимизированный и информатизированный) служит разработка проекта ВВЭР2006, с учетом результатов эксплуатации реакторов ВВЭР-1200 на ЛАЭС2-2 и Нововоронежской АЭС-2; по технико-экономическим показателям относится к поколению реакторов 3+. Энергоблоках 1 и 2 Курской АЭС-2 и СмоленскойАЭС-2 имеют электрическую мощность 1300 МВт, срок службы увеличен до 60 лет; учтены требования повышенной сейсмоустойчивости (9 баллов); маневренности мощности, исходя из обстановки в энергосистеме страны или региона; возможность работать с МОКС-топливом; устойчивость к природным и техногенным разрушающим событиям. В проекте предусмотрена гипотетическая ситуация разрыва трубопровода первого контура и полного отключения энергоснабжения на трое суток. Информационная модель энергоблока позволяет усовершенствовать технологию проектирования, а, также, работать с базами данных на всех этапах строительства и эксплуатации АЭС для всех служб. Стоимость строительства снижены на 20%, а расходы во время эксплуатации уменьшены на 10%, сроки строительства уменьшены на три года. В настоящее время, в России работают 32 энергоблока, которые дают в единую энергосеть до 17%, всей вырабатываемой энергии.

Литература

И.Н. Бекман. Ядерные технологии. Учебник. – М.: Юрайт, 2017. – Капитонов И.М. Введение в физику ядра и частиц М., 2006

Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика М., 1993

Поздняк Н.И., Кушмиров В.В. Дополнения к теме атомная и ядерная физика для средней школы. Из-во СПб Политех-Пресс, 2021

Тевлин С.А., АЭС с реакторм ВВЭР-!000. М., МЭИ, 2008

Лебедев В.А., Ядерные энергетические установки. Уч. Пособие, СПб, 2015 Солонин В.И., Ядерные энергетические установки. М., МГТУ им. И.Э.Баумана,

2010

Матузаев К.Б., Ядерные энергетические установки АЭС ВВЭР-1000. Севастополь, 2011

Браславский Ю.В., Основное оборудование и технологические системы реакторного отделения АЭС с ВВЭР-1000. Уч. Пособие, Севастополь, 2018

Ганев И.Х., Физика и расчет реакторов. М., Энергоатомиздат, 1990 Бать Г.А., и др.

Исследовательские ядерные реакторы. М., Энергоатомиздат

Блан Д., Ядра, частицы, ядерные реакторы. Пер. с фр. М., Мир, 1989

Лебедев В.А., Ядерные энергетические установки. Уч. Пособие, СПб, 2015

Плотников П.Г., Плотникова В.Г. Некоторые аспекты ядерной физики. СПб, 2016

Савельев И.В., Курс физики в 5-т. М., 2007

Дятлаф А.А., Яворский Б.М., Курс физики, у.п. М., 2002