Вода-вадзяны энэргетычны рэактар
Вода-вадзяны энэргетычны рэактар (ВВЭР) — сэрыя вода-вадзяных энэргетычных корпусных ядзерных рэактараў, якія вырабляюцца ў Расеі (раней у СССР). Разам з сэрыяй рэактараў РБМК складала аснову савецкай атамнай энэргетыкі. Акрамя краінаў былога СССР і сацлягеру выкарыстоўваюцца ў Кітаі, Фінляндыі.
ВВЭР-210, ВВЭР-365 былі першымі пабудаванымі рэактарамі гэтай мадэлі. На іх аснове былі спраектаваны сэрыйныя рэактары ВВЭР-440, ВВЭР-1000. Зараз выпускаецца ВВЭР-1000. Існуюць таксама праекты іншых рэактараў. У прыватнасьці, на Беларускай АЭС будзе выкарыстоўвацца ВВЭР-1200 (праект АЭС-2006). У 2002-2006 годзе ў ГНЦ РФ-ФЭИ распрацаваны праект вода-вадзянога энэргетычнага рэактара зь цепланосьбітам пры звышкрытычным ціску (ВВЭР-СКД) з пабудовай галаўной ядзернай энэргетычнай устаноўкі (ЯЭУ) да 2026 г. ВВЭР-S (рэактар з выкарыстаньнем спэктральнага рэгуляваньня для напрацоўкі плютону) плянуецца ўвесьці ў 2020 г. Ён мае павышаны каэфіцыент аднаўленьня нэўтронаў (па-расейску: КВ) за кошта памяшэньня дыямэтру ЦВЭЛу да ~7,0 мм пры больш шчыльнай іх упакоўцы ў цеплавыдзяляючай зборцы і пры павелічэньні ўзбагачэньня паліва да 6-7 %[1]. У розных частках актыўнай зоны заўсёды знаходзіцца паліва рознай ступені выгараньня. Для таго, каб імітаваць гэта ў першай загрузцы, яна складаецца з паліва рознага ўзбагачэньня[2].
Характарыстыкі ВВЭР
[рэдагаваць | рэдагаваць крыніцу]
| Характарыстыка | ВВЭР-210 | ВВЭР-365 | ВВЭР-440 | ВВЭР-1000 | ВВЭР-1200 |
|---|---|---|---|---|---|
| Цеплавая магутнасьць рэактара, МВт | 760 | 1320 | 1375 | 3000 | 3200[3] |
| ККДз, % | 27,6 | 27,6 | 32,0 | 33,0 | |
| Ціск пары перад турбінай, атм | 29,0 | 29,0 | 44,0 | 60,0 | |
| Ціск у першым контуры, атм | 100 | 105 | 125 | 160,0 | 159,882 |
| Тэмпэратура вады, °С: | |||||
| на ўваходзе ў рэактар | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,6 |
| на выхадзе з рэактара | 269 | 275 | 300 | 324 | |
| Дыямэтр актыўнай зоны, м | 2,88 | 2,88 | 2,88 | 3,12 | |
| Высата актыўнай зоны, м | 2,50 | 2,50 | 2,50 | 3,50 | |
| Дыямэтр ЦВЭЛа, мм | 10,2 | 9,1 | 9,1[4] | 9,1[4] | 7,6 |
| Колькасьць ЦВЭЛаў у касэце | 90 | 126 | 126 | 312 | |
| Загрузка ўрану, т | 38 | 40 | 42 | 66 | 86,39-94,2955 |
| Сярэдняе ўзбагачэньне ўрана, % | 2,0 | 3,0 | 3,5 | 1,6 — 2,0 — 2,4 — 3,0 — 3,6 — 4,0 — 4,4 -5[5] | 4,7-5 |
| Сярэдняе выпальваньне паліва, МВт-сут/кг | 13,0 | 27,0 | 28,6 | 40 | 45,6-56,5 |
Крыніцы
[рэдагаваць | рэдагаваць крыніцу]- ^ Ю. Д. Баранаев, А. П. Глебов, П. Л. Кириллов, А. В. Кликушин. Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД - основной претендент в "Супер-ВВЭР" Препринт ФЭИ-3188, Обнинск (2010).
- ^ Скворцов С. А. Развитие водо-водяных реакторов для энергетических целей в СССР // История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР. — М.: ИздАТ, 2002. — С. 29-40.
- ^ К. Ю. Куракин, Ю. А. Ананьев, А. К. Горохов и др. Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 // Материалы конференции: Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС. 2007.
- ^ а б Тепловыделающие сборки реакторов ВВЭР // Информационный бюллетень. — Государственное научное учреждение "Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны", 2011. — № 6-7.
- ^ С. А. Андрушечко, А. М. Афров, Б. Ю. Васильев, В. Н. Генералов, К. Б. Косоуров, Ю. М. Семченков, В. Ф. Ураинцев. АЭС с реакторами ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — С. 181. — ISBN 978-5-98704-496-4