VVER ( vatten - till - vatten kraftreaktor ) är en vatten-till-vatten trycksatt kärnkraftsreaktor , en representant för en av de mest framgångsrika grenarna av utvecklingen av kärnkraftverk som har blivit utbredd i världen .
Det vanliga namnet för reaktorer av denna typ i andra länder är PWR , de är grunden för världens fredliga kärnenergi . Den första stationen med en sådan reaktor lanserades i USA 1957 ( Shippingport Nuclear Power Plant ).
VVER utvecklades i Sovjetunionen samtidigt som RBMK-reaktorn och har sitt ursprung till en av de reaktoranläggningar som vid den tiden övervägdes för atomubåtar . Idén om en reaktor föreslogs vid Kurchatov-institutet av S. M. Feinberg . Arbetet med projektet började 1954, 1955 började Gidropress Design Bureau sin utveckling. Vetenskapligt ledarskap utfördes av I. V. Kurchatov och A. P. Aleksandrov [1] .
Den första sovjetiska VVER (VVER-210) togs i drift 1964 vid den första kraftenheten i Novovoronezh NPP . Den första utländska stationen med en VVER-70-reaktor var Rheinsbergs kärnkraftverk ( DDR ) som togs i drift 1966.
Skapare av VVER-reaktorer:
| Karakteristisk | VVER-210 [4] | VVER-365 | VVER-440 | VVER-1000 | VVER-1200 (V-392M) [5] [6] [7] |
VVER-TOI [8] [9] [10] | VVER-600 [11] [12] |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Termisk effekt för reaktorn, MW | 760 | 1325 | 1375 | 3000 | 3212 | 3300 | 1600 |
| K.p.d. , (netto)% | 25.5 | 25.7 | 29,7 | 31.7 | 35,7 [anm 1] | 37,9 | 35 |
| Ångtryck, kgf/cm² | |||||||
| framför turbinen | 29,0 | 29,0 | 44,0 | 60,0 | 70,0 | ||
| i den första kretsen | 100 | 105 | 125 | 160,0 | 165,1 | 165,2 | 162 |
| Vattentemperatur, °C: | |||||||
| vid ingången till reaktorn | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,2 [13] | 297,2 | 299 |
| vid utgången från reaktorn | 269 | 275 | 300 | 319 | 328,6 | 328,8 | 325 |
| Kärndiameter , m | 2,88 | 2,88 | 2,88 | 3.12 | — | ||
| Kärnhöjd, m | 2,50 | 2,50 | 2,50 | 3,50 | — | 3,73 [14] | |
| TVEL diameter , mm | 10.2 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | |
| Antal TVEL i en kassett ( TVS ) | 90 | 126 | 126 | 312 | 312 | 313 | |
| Antal kassetter ( TVS ) [4] [15] | 349
(312+ARK (SUZ) 37) |
349
(276+ARK 73) |
349 (276+ARC 73), (312+ARC 37) Kola |
151 (109+SUZ 42),
163 |
163 | 163 | 121 |
| Uranladdning, t | 38 | 40 | 42 | 66 | 76-85,5 | 87,3 | |
| Genomsnittlig anrikning av uran , % | 2.0 | 3.0 | 3.5 | 4,26 | 4,69 | ||
| Genomsnittlig bränsleförbränning , MW dag/kg | 13,0 | 27,0 | 28.6 | 48,4 | 55,5 | ||
VVER-210 (V-1), skapad vid Kurchatov-institutet , blev den första krafttrycksreaktorn av tryckkärltyp. Den fysiska uppstarten "med öppet lock" genomfördes i december 1963, den 8 september 1964 fördes reaktorn till ett kritiskt tillstånd, den 30 september kopplades den till elnätet som den första kraftenheten i Novovoronezh NPP uppkallad efter V.I. 50-årsjubileum av Sovjetunionen (NVAES). Den 27 december nådde reaktorn sin designkapacitet och var vid den tiden den mest kraftfulla kraftenheten i världen . Traditionella tekniska lösningar utarbetades på det:
USSR State Prize för 1967 delades ut för utvecklingen av blocket [17]
1984 avvecklades den första enheten.
I enlighet med dekretet från Sovjetunionens ministerråd av den 17 juli 1956, i oktober 1956, utvecklade Institute of Atomic Energy referensvillkoren för VVER-projektet med en elektrisk effekt på 70 MW för kärnkraftverket i Rheinsberg i DDR. I januari 1957 började utvecklingen av den tekniska designen av VVER-70 (V-2) av OKB Gidropress. I slutet av 1958 färdigställdes den tekniska konstruktionen av V-2-reaktorn. Utvecklingen av V-2-projektet genomfördes med ett tidsavstånd på mindre än två år med V-1-projektet, så många tekniska lösningar liknade, men det fanns också grundläggande skillnader - reaktorkåpan var semi-elliptisk istället för platt, enkelradsarrangemanget av rör Du 500.
Efter det framgångsrika slutförandet av den heta inkörningen, fysiska start- och kraftstarterna , kopplades Rheinsberg NPP till det elektriska nätet den 6 maj 1966 och togs i drift den 11 oktober 1966.
Rheinsbergs kärnkraftverk var i drift fram till 1988 och togs ur drift efter att konstruktionstiden var över. Livslängden kunde förlängas, men efter Tysklands återförening stängdes kärnkraftverket på grund av skillnader i säkerhetsstandarder [18] [19] .
VVER-365 (V-ZM) reaktoranläggningen var avsedd för det andra blocket som en mer avancerad version av kraftenheten, efter VVER-1 och VVER-2. Arbetets start fastställdes genom en regeringsförordning av den 30 augusti 1962. Bland de uppsatta uppgifterna fanns de snäva deadlines för att bedriva forskningsarbete utifrån samlad erfarenhet.
Bland de viktigaste lösningarna för VVER-365:
Dessutom ökades ytorna på bränsleelementen i kärnan genom att minska diametrarna och ersätta dem med en annan typ av kassetter (i detta fall innehöll varje kassett 120 bränslestavar istället för 90). Detta krävde i sin tur ett antal designlösningar, både i geometri och tillverkning av kassetter och bränslestavar, och i själva reaktorkärlet [20] .
Blocket byggdes och sjösattes 1969 [21] . VVER-365-reaktorn är mellanliggande mellan den första och andra generationen [4] .
Vid VVER-210 och VVER-365 testades möjligheten att öka reaktorns termiska effekt med konstant volym reaktorstyrning genom att absorbera tillsatser till kylvätskan etc. 1990 togs VVER-365 ur drift [22] .
Utvecklare OKB "Gidropress" (Podolsk, Moskva-regionen). Den var ursprungligen planerad för en kapacitet på 500 MW (Elektrisk), men på grund av bristen på lämpliga turbiner konverterades den till 440 MW (2 K-220-44 KhTGZ-turbiner på 220 MW vardera).
VVER-440 påverkar:
Sedan 2009 har arbetet återupptagits med att färdigställa och driftsätta enheterna 3 och 4 i det slovakiska kärnkraftverket Mochovce.
VVER-1000-kärnan består av 163 bränslepatroner , var och en med 312 bränslestavar. 18 styrrör är jämnt fördelade över hela kassetten. Beroende på kassettens läge i kärnan, kan drivenheten flytta i styrrören ett knippe av 18 absorberande stavar (PS) av styr- och skyddssystemregulatorn (ELLER CPS), PS-kärnan är gjord av ett dispersionsmaterial ( borkarbid i en aluminiumlegeringsmatris, andra absorberande material kan användas: dysprosiumtitanat, hafnium). Brännbara absorberstavar (BRA) kan också placeras i styrrören (när de inte är under CPS OR), materialet i BRA-kärnan är bor i en zirkoniummatris; för närvarande har en fullständig övergång gjorts från återtagbar SRA till en absorbator (gadoliniumoxid) integrerad i bränslet. PS- och SVP- kärnor (Brännbar absorberstav) med en diameter på 7 mm är inneslutna i skal av rostfritt stål med en storlek på 8,2 × 0,6 mm. Förutom PS- och SVP-systemen använder VVER-1000 även ett borkontrollsystem.
Effekten hos enheten med VVER-1000 ökas jämfört med effekten hos enheten med VVER-440 på grund av en förändring i ett antal egenskaper. Kärnans volym ökades med 1,65 gånger, kärnans specifika effekt med 1,3 gånger och enhetens effektivitet.
Den genomsnittliga bränsleförbränningen vid tre partiella tankningar per kampanj var initialt 40 MW dag/kg, för tillfället når den cirka 50 MW dag/kg.
Reaktorkärlets massa är cirka 330 ton [23] .
VVER-1000 och primärkretsens utrustning med radioaktivt kylmedel placeras i ett skyddande skal av förspänd armerad betong , kallad inneslutning eller inneslutning. Det säkerställer enhetens säkerhet i händelse av olyckor med brott på primärkretsrörledningar.
Det finns flera projekt av reaktoranläggningar baserade på VVER-1000-reaktorn:
På basis av VVER-1000 utvecklades en reaktor med högre effekt: 1150 MW.
För närvarande har JSC Concern " Rosenergoatom " utvecklat en typisk reaktor för 1150 MW elkraft. Arbetet inom ramen för projektet med att skapa en ny reaktor kallades AES-2006- projektet. Den första kraftenheten med en VVER-1200-reaktor var planerad att lanseras 2013, som en del av byggprojektet Novovoronezh NPP-2 , men som ett resultat av detta flyttades tidsfristerna med 3 år. Den 27 februari 2017 togs den sjätte kraftenheten i kommersiell drift vid Novovoronezh NPP, och den 31 oktober 2019 togs den sjunde kraftenheten i kommersiell drift (båda inom ramen för AES-2006-projektet med en VVER -1200 reaktoranläggning och en elektrisk effekt på 1200 megawatt). Den första kraftenheten i Leningrad NPP-2 togs i drift den 29 oktober 2018, den andra kraftenheten kopplades till Rysslands enhetliga energisystem den 23 oktober 2020 [24] . Dessutom används VVER-1200-reaktorer vid konstruktionen av det första vitryska kärnkraftverket nära staden Ostrovets i Grodno-regionen. Den 13 oktober 2016 skickade det ryska företaget Power Machines en 1200 MW turbingeneratorstator till det vitryska kärnkraftverket.
Det finns flera projekt av reaktoranläggningar baserade på VVER-1200-reaktorn:
Kärnkraftverk baserade på VVER-1200 kännetecknas av en ökad säkerhetsnivå, vilket gör det möjligt att hänvisa dem till generationen "3+". Detta har uppnåtts genom införandet av nya "passiva säkerhetssystem" som kan fungera utan operatörsinblandning även när stationen är helt strömlös. Vid kraftenhet nr. 1 av NNVNPP-2 används sådana system som ett passivt värmeavlägsnande system från reaktorn, ett passivt katalytiskt väteborttagningssystem och en härdsmältfälla. Ett annat kännetecken för projektet var en dubbel inneslutning, där det inre skalet förhindrar läckage av radioaktiva ämnen vid olyckor, och det yttre skalet motstår naturliga och konstgjorda effekter, som till exempel tornados eller flygplanskrascher [26 ] .
Nästa modifiering av VVER-reaktorn är associerad med VVER-TOI- projektet. där "TOI" är en förkortning som betyder tre huvudprinciper som är inbäddade i utformningen av ett kärnkraftverk: typisering av fattade beslut, optimering av de tekniska och ekonomiska indikatorerna för AES-2006-projektet och informatisering.
I VVER-TOI- projektet moderniseras enskilda delar av både själva reaktoranläggningen och stationär utrustning gradvis och steg för steg, tekniska och operativa parametrar utökas, den industriella basen utvecklas, konstruktionsmetoder och ekonomiskt stöd förbättras. Moderna innovationer relaterade till riktningen för reaktorn med tryckvattenkärl har tillämpats fullt ut.
Huvudinriktningarna för optimering av design och tekniska lösningar i jämförelse med AES-2006-projektet:
I april 2018 började byggandet av enhet nr 1 av Kursk NPP-2 , i april 2019 började byggandet av enhet nr 2.
Det finns flera projekt av reaktoranläggningar baserade på VVER-1300-reaktorn:
Grundkonstruktionen av ett kärnkraftverk av en ny generation av ökad säkerhet med en VVER-640-reaktor har utvecklats av St. Petersburg AEP och OKB Gidropress inom ramen för delprogrammet Environmentally Clean Energy, som är en del av Fuel and Energy Federal Målprogram och godkänt av Ryska federationens minister för atomenergi genom ett protokoll daterat 1995-11-10.
Projektet säkerställde överensstämmelse med internationella standarder och kraven i moderna säkerhetsregler och föreskrifter som är i kraft i Ryska federationen, uppnåendet av en optimal säkerhetsnivå i jämförelse med de bästa designerna i klassen av tryckvattenreaktorer, överensstämmelse med moderna krav för ekologi och miljöskydd vid byggarbetsplatsen för ett kärnkraftverk .
I grunden nya tekniska lösningar som ger en kvalitativ förbättring av kärnkrafts- och strålsäkerhetsindikatorerna för kraftenheten är följande:
Konstruktionen av kraftenheter med en VVER-640-reaktor under förhållanden med ökad seismisk aktivitet är möjlig på grund av användningen av seismiska isolatorer installerade under reaktorbyggnadens grundplatta.
VVER-640-projektet använder utrustning som är förenad med VVER-1000-projektet, inklusive reaktortryckkärl, ånggenerator, CPS-drivenheter, tryckkompensator. Huvudtillverkarna i den nordvästra regionen av Ryska federationen bekräftade möjligheten att lägga beställningar för tillverkning av utrustning i enlighet med specifikationerna, med undantag för en liten lista över utrustning, vilket kommer att kräva utveckling av nya standardändringar komponenter.
Minskningen av kraftenhetens enhetskapacitet jämfört med VVER-1000-reaktorn gör det möjligt för kunden att utöka utbudet av sökning efter potentiella kärnkraftverksplatser när det gäller anslutning till befintliga verktyg och infrastruktur i regionen där kärnkraftverket är tänkt att byggas.
Byggandet av VVER-600 är planerat vid Kola NPP-2 fram till 2035 . [33] [34] Den planerade kapaciteten är 600 MW, designlivslängden för huvudutrustningen är minst 60 år, maximalt lån av utrustning från VVER-1200- och VVER-TOI-projekten. [35] [36]
Ett lovande tredje generationens reaktorprojekt, som är en evolutionär utveckling av VVER-1000-projekt med en ökad säkerhets- och effektivitetsnivå, som lanserades på 1980-talet, frystes tillfälligt på grund av låg efterfrågan och behovet av att utveckla nya turbiner, ånggeneratorer och en högeffektsgenerator återupptogs arbetet 2001 [37] .
På kanalreaktorer av RBMK -typ tankas bränsle vid driftreaktorn (vilket beror på teknik och design och inte påverkar sannolikheten för en nödsituation i jämförelse med VVER i sig). Vid alla i drift, under uppförande och projekterade kärnkraftverk med tryckkärlreaktorer av VVER-typ, sker tankning med reaktorn avstängd och trycket i reaktorkärlet reduceras till atmosfärstryck. Bränsle från reaktorn avlägsnas endast från ovan. Det finns två tankningsmetoder: "torr" (när bränslepatroner som avlägsnats från reaktorn flyttas till uppehållszonen i en förseglad transportbehållare) och "våt" (när bränslepatroner som tas bort från reaktorn flyttas till uppehållszonen genom fyllda kanaler med vatten).
| Kärnreaktorer i Sovjetunionen och Ryssland | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Forskning |
| ||||||||||
| Industriell och dubbla ändamål | Fyr A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC HELVETE ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energi |
| ||||||||||
| Transport | Ubåtar Vatten-vatten VM-A VM-4 VID 5 OK-650 flytande metall RM-1 BM-40A (OK-550) ytfartyg OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Flyg Tu-95LAL Tu-119 ‡ Plats Kamomill Bok Topas Jenisej | ||||||||||
§ — det finns reaktorer under uppbyggnad, ‡ — existerar endast som ett projekt
| |||||||||||
| Kärnkraftsreaktorer | |||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Moderator | |||||||||||||||
| lätt vatten |
| ||||||||||||||
| Kylvätska med tungt vatten |
| ||||||||||||||
| Grafit för kylvätska |
| ||||||||||||||
| Frånvarande (på snabba neutroner ) |
| ||||||||||||||
| Övrig |
| ||||||||||||||
| andra kylmedel | Flytande metall: Bi , K , NaK , Sn , Hg , Pb Organisk: C 12 H 10 , C 18 H 14 , Kolväte | ||||||||||||||
| |||||||||||||||