ВВЕР-1000
 Монтаж корпусу реактора Балаковської АЕС | |
| Технічні характеристики | |
|---|---|
| Теплоносій | вода |
| Робочий тиск | 15,7 МПа (160 кгс/см²) |
| Робоча температура | 593 К (320 °C) |
| Паливо | діоксид урану |
| Теплова потужність | 3000 МВт |
| Електрична потужність | 1000 МВт |
| Розробка | |
| Підприємство-розробник | ДКБ «Гідропрес» |
| Конструктор (керівник) | В. В. Стекольніков |
| Будівництво та експлуатація | |
| Підприємство виробник | ВО «Іжорський завод», ВО «Атоммаш» |
| Будівництво першого зразка | 1974—1980 |
| Місцезнаходження | Блок-5 НВ АЕС |
| Перший пуск | 1980 |
| Експлуатація до: | по цей час |
| Побудовано реакторів | 29 |
| Блоки АЕС. Країни | Україна — (13), Росія — (10), Болгарія — (2), Чехія — (2), Китай — (2) |
 ВВЕР-1000 у Вікісховищі | |
ВВЕР-1000 — водно-водяний енергетичний реактор, теплоносієм і сповільнювачем у якому служить вода під тиском. Являє собою ІІ покоління легководних реакторів великої потужності. Електрична потужність енергоблоків становить 1000 МВт. Теплова — 3000 Мвт. Ядерні реактори цього типу в Україні встановлені на Запорізькій, Рівненській, Хмельницькій, Південноукраїнській АЕС. ВВЕР-1000 також є на АЕС Росії, Болгарії, Чехії та Китаю.
CP-1,2,3,4 — циркуляційні насоси; SG-1,2,3,4 — парогенератори; NR — ядерний реактор; P — компенсатор тиску
Реактор складається з:
- корпусу з кришкою та ущільнювальними елементами;
- шахти внутрішньо-корпусної з вигородкою, в яких розміщуються тепловидільні збірки (ТВЗ) з тепловидільними елементами (твели);
- теплового екрану;
- блоку захисних труб (БЗТ);
- органів системи керування;
- теплового та біологічного захисту.
В енергетичних реакторах корпусного типу ВВЕР як сповільнювач нейтронів і теплоносій використовується звичайна вода (гетерогенний реактор). Активна зона поміщається в один загальний корпус, через який прокачується вода. Використовується двоконтурна схема тепловідведення. У корпусному некиплячому реакторі активна зона розміщена в високоміцному, товстостінному сталевому баку. Діаметр активної зони 3,12 м, висота 3,5 м, завантаження природного урану 66 т, збагачення 235U до 3-4 %.
Корпус реактора є одним з найважливіших конструктивних елементів і повинен забезпечувати абсолютну надійність і повну герметичність як у звичайних умовах роботи, так і при можливих аварійних ситуаціях. Корпус повністю заповнений водою під високим тиском (≥15,7 МПа).
Перший контур реактора повністю ізольований від другого, що зменшує радіоактивні викиди в атмосферу. Циркуляційні насоси прокачують воду через реактор і теплообмінник (живлення циркуляційних насосів йде від турбіни). Вода реакторного контуру перебуває під високим тиском, тому незважаючи на її високу температуру (320 °С — на виході, 289 °С — на вході в реактор) її закипання не відбувається.
Вода другого контуру знаходиться під робочим тиском в 6,4 МПа, тому в теплообміннику (парогенераторі) вона перетворюється на пару при робочій температурі в 280 °C. У теплообміннику-парогенераторі теплоносій, що циркулює по першому контуру, віддає тепло воді другого контуру. Пара, що генерується в парогенераторі, по головних паропроводах другого контуру надходить в турбіни та віддає частину своєї енергії на їх обертання, після чого йде в конденсатор. Конденсатор, що охолоджується водою циркуляційного контуру (так би мовити, третій контур), забезпечує збір та конденсацію відпрацьованої пари. Конденсат, пройшовши систему підігрівачів, подається знову в теплообмінник і цикл повторюється знову.
Для зручності перевантаження і транспортування твели реактора збирають у спеціальні тепловиділяючі збірки — ТВЗ. ТВЗ мають шестигранну форму. Реактор має 163 шт. ТВЗ, які розташовані в середині активної зони з кроком 20-25 см. Всі ТВЗ в активній зоні монтуються у вигородці шахти внутрішньо-корпусної (ШВК). Нижнім кінцем ТВЗ впирається в стакан ШВК, а верхній її кінець (головку) притискає БЗТ. Стакани ШВК, вигородка і БЗТ утримують ТВЗ в потрібному положенні.
| Параметр | Значення |
|---|---|
| Потужність теплова номінальна, МВт | 3000 |
| Потужність електрична номінальна, МВт | 1000 |
| Паливо | Уран-235, збагачений до 3-4 % (66 тонн.) |
| Тривалість роботи між перезавантаженнями палива, місяців | 12 |
| Внутрішній діаметр корпусу реактора, м | 4,136 |
| Кількість насосів першого контуру, шт. | 4 |
| Тиск теплоносія першого контуру, МПа | 15,7 |
| Загальна витрата теплоносія першого контуру, м3/год | 84800 |
| Температура теплоносія першого контуру на вході в реактор, °С | 290 |
| Температура теплоносія першого контуру на виході з реактора, °С | 320 |
| Кількість парогенераторів, шт. | 4 |
| Тиск пари, МПа | 6,27 |
| Температура пари, °С | 278,5 |
| Паропродуктивність, т./год. | 1470 |
| Кількість гідроємностей системи аварійного охолодження, шт. | 4 |
| Кількість високонапірних насосів системи аварійного охолодження, шт. | 3 |
Найчастіше в генеральному плані АЕС з ВВЕР-1000 передбачається розміщення на одному майданчику декількох енергоблоків. Це пов'язано з необхідністю утримувати на майданчику загальні для всіх блоків служби, обладнання та інфраструктуру. Кожен головний корпус є моноблоком і складається із реакторного відділення (РВ), машинного залу (МЗ), деаераторної етажерки (ДЕ) і етажерки електротехнічних пристроїв (ЕЕТП), яка примикає до машинного залу. У головному корпусі розміщується наступне основне устаткування[1][2]:
- реактор типу ВВЕР-1000,
- турбінна установка типу К-1000-60/1500, К-1000-60/3000 і т. ін.,
- генератор типу ТВВ-1000.
Технічне водопостачання на АЕС з ВВЕР-1000 застосовується оборотне, тобто технічна вода циркулює по замкнутому колу. В оборотних системах використовуються три типи охолоджувачів: ставки-охолоджувачі, бризкальні басейни і баштові градирні. У різних проєктах використовуються комбінації з цих типів, так як автономних систем технічного водопостачання, як правило, три: система охолодження конденсаторів турбіни, система охолодження невідповідальних споживачів і система охолодження відповідальних споживачів (обладнання, в тому числі й аварійного, перерв у водопостачанні якого не допускається в будь-яких режимах роботи)[3].
Технологічна схема кожного блоку двоконтурна. Перший контур є радіоактивним, у нього входить водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР-1000 тепловою потужністю 3000 МВт і чотири циркуляційних петлі, яким через активну зону за допомогою головних циркуляційних насосів прокачується теплоносій — вода під тиском у 15,7 МПа (160 кгс/см²). Температура води на вході в реактор приблизно дорівнює 289 °С, на виході — 322 °C. Циркуляційна витрата води через реактор становить 84000 т/год. Нагріта в реакторі вода поступає чотирма трубопроводами в парогенератори. Тиск і рівень теплоносія першого контуру підтримуються за допомогою парового компенсатора тиску.
Другий контур — нерадіоактивний, складається з випарної і водоживильної установок, блокової знесолювальної установки і турбоагрегату електричною потужністю 1000 МВт. Теплоносій першого контуру охолоджується в парогенераторах, віддаючи при цьому тепло воді другого контуру. Насичена пара, вироблена в парогенераторі, з тиском 6,4 МПа і температурою 280 °C подається в збірний паропровід і спрямовується на турбоустановку, що приводить в обертання електрогенератор. У другий контур також входять конденсатні насоси першого і другого ступенів, підігрівачі високого (ПВТ) і низького тиску (ПНТ), деаератор, турбоживильні насоси[1][2].
У другому контурі пара з вологістю 0,5 % з чотирьох парогенераторів по паропроводу через стопорно-регулюючі клапани підводиться в середину двухпоточного симетричного циліндра високого тиску (ЦВТ) турбіни, де після розширення з тиском в 1,2 МПа і вологістю 12 % направляється до чотирьох сепараторів-пароперегрівачів (СПП), в яких після осушення пари (конденсат для використання його теплоти відводиться в деаератор) здійснюється її двоступінчастий перегрів, у першій ступені парою першого відбору з тиском в 3 МПа і температурою 234 °C, у другій — свіжою парою. Конденсат гріючої пари, що утворився, направляється в підігрівачі високого тиску (ПВТ) для передачі його теплоти живильній воді. Основна ж перегріта пара при параметрах 1,13 МПа і 250 °C надходить у дві ресиверні труби, розташовані по боках турбіни, а з них — через стопорні поворотні заслінки — у 3 (турбіна К-1000-60/1500), або 4 (К-1000-60/3000) однакових двопоточних циліндри низького тиску (ЦНТ). Далі з кожного ЦНТ пара поступає в свій конденсатор. Регенеративна система установки складається з чотирьох підігрівачів низького тиску (ПНТ), деаератора і двох груп ПВТ. Живильна вода в ПВД подається двома турбоживильними насосами потужністю близько 12 МВт кожен, їх приводна турбіна приводиться в рух перегрітою парою, що відбираються за СПП, і має власний конденсатор. Турбоживильні насоси призначені для подачі живильної води з деаератора в парогенератори через систему регенеративних підігрівачів високого тиску, їх два на кожен енергоблок. Кожен насос складається з двох: головного і бустерного. Всі разом вони утворюють єдиний турбо-насосний агрегат, що приводиться в дію конденсатною турбіною. Продуктивність кожного турбоживильного насоса близько 3800 м³/год. У бустерних насосів частота обертання становить 1800 об/хв, що розвиває тиск в 1,94 МПа. У головних — 3500 об/хв і 7,33 МПа. Турбоживильний агрегат дуже масивний і має власну маслосистему, а його турбіна — конденсатор. Для блоків з ВВЕР-1000 резервних насосів не передбачено, що пов'язано з необхідністю прогріву трубопривода перед включенням, тому при виході із ладу одного з них потужність енергоблоку знижується на 50 %. Для аварійних режимів, режимів пуску і розхолоджування передбачені допоміжні живильні електронасоси[4][3]
Трифазні синхронні турбогенератори ТВВ-1000 призначені для вироблення електроенергії при безпосередньому з'єднанні з паровими турбінами. Активна потужність — 1000 МВт, напруга 24 кВ, частота обертання ротора 1500 (3000) об/хв. Генератор являє собою трифазну неявнополюсну електричну машину, що складається з нерухомої частини (статора), яка містить у собі сердечник і обмотку й під'єднується до зовнішньої мережі, і рухомої частини (ротора), на якій розташована обмотка збудження, що живиться постійним струмом. Механічна енергія, що передається від валу турбіни на вал ротора генератора, перетворюється в електричну електромагнітним шляхом: в обмотці ротора під дією електричного струму створюється магнітний потік, який, перетинаючи обмотку статора, наводить у ній ЕРС. Генератор складається із статора, торцевих щитів, ротора, виводів з нульовими трансформаторами струму і гнучкими перемичками, газоохолоджувача, опорного підшипника ущільнення валу і фундаментних плит. Збудження генератора здійснюється від безщіткового збудника типу БВД-1500, що складається з синхронного генератора та обертового випрямляча. Роботу генератора забезпечують безліч допоміжних систем. До кожного турбогенератора через генераторні вимикачі підключається два підвищувальні трифазні трансформатори потужністю по 630 МВ•А кожен, які, з'єднані паралельно і дозволяють видавати номінальну потужність блоку в мережу[3].
Діючі енергоблоки[5]:
| АЕС | № блока | Проєкт РУ |
|---|---|---|
 Нововоронезька АЕС |
5 | В-187 |
| Калінінська АЕС |
1,2 | В-338 |
| 3,4 | В-320 | |
| Балаковська АЕС |
1,2,3,4 | В-320 |
| Ростовська АЕС |
1,2,3,4 | В-320 |
 Південноукраїнська АЕС |
1 | В-302 |
| 2 | В-338 | |
| 3 | В-320 | |
| Запорізька АЕС |
1,2,3,4,5,6 | В-320 |
| Рівненська АЕС |
3,4 | В-320 |
| Хмельницька АЕС |
1,2 | В-320 |
 АЕС Козлодуй |
5,6 | В-320 |
 АЕС Темелін |
1,2 | В-320 |
 Тяньваньська АЕС |
1,2 | В-428 |
 Бушерська АЕС |
1 | В-446 |
 АЕС Куданкулам |
1 | В-412 |
Енергоблоки які будуються[6]:
| АЕС | № блока | Проєкт РУ |
|---|---|---|
| Хмельницька АЕС(відмінено) |
3,4 | В-392Б |
| АЕС Куданкулам |
2 | В-412 |
| АЕС Белене |
1,2 | В-466Б |
| Тяньваньська АЕС |
3,4 | В-428М |
- ↑ а б Афоров А. М., Андрушечко С. А., та інші ВВЕР-1000. Фізичні основи експлуатації, ядерне паливо, безпека, 2006, с. 270—271 [Архівовано 26 грудня 2009 у Wayback Machine.] — ISBN 5-98704-137-6
- ↑ а б Андрушечко С. А., Афоров А. М., та інші АЕС з реактором типу ВВЕР-1000. Від фізичних основ експлуатації до еволюції проекту, 2010, с. 299—301 [Архівовано 6 березня 2011 у Wayback Machine.] — ISBN 978-5-98704-496-4
- ↑ а б в Тевлін С. А. Атомні електричні станції з реакторами ВВЕР-1000. — М.: Видавництво МЕІ, 2002. — 1000 екз. — ISBN 5-7046-0831-0
- ↑ Трухній А. Д., Булкін А. Є. Ч.1.Паровая турбіна і турбопитательного агрегат // паротурбінної установки енергоблоків Балаковської АЕС. — М. : Видавництво МЕІ, 2004. — С. 232-240. — ISBN 5-7046-1199-0.
- ↑ Рижов С. Б., Мохов В. А., Щекін И. Г., Нікитенко М. П. (2009-03). Реакторна установка для головних блоків АЕС-2006. Досвід вирішення цільових завдань проектування. «Гідропрес». Процитовано 21 лютого 2011.
{{cite web}}: Недійсний|deadurl=410(довідка) - ↑ В. К. Резепов, В. П. Денисов, та інші Реактори ВВЕР-1000 для АЕС [Архівовано 14 жовтня 2016 у Wayback Machine.] — Подольськ: ОКБ «Гідропрес», 2004. — 333 с.
- «Ядерна індустрія (Курс лекцій)» (І. В. Бекман (1998 рік)
- «Конструкція ядерних реакторів» (М. А. Доплежаль (1982 рік)