Відмінності між версіями «ВВЕР-440»

72 байти додано ,  3 роки тому
нема опису редагування
(→‎Технічні дані: Виправлено посилання)
!bgcolor="E0FFFF"| Характеристика
!bgcolor="E0FFFF"| ВВЕР-440
!bgcolor="E0FFFF"| [[ВВЕР-1000]]<br />(для порівняння)
|-
| Теплова потужність реактора, МВт || 1375 || 3000
 
== Характеристика реактора ВВЕР-440 ==
[[Активна зона]] ВВЕР-440 набрана з 349 шестигранних [[тепловиділяюча збірка|касет]] (ТВС), частина з яких використовується як робочі органи [[Система управління та захисту|СУЗ]]. Всередині кожуха касети змонтовано по трикутній решітці 126 стрижневих [[ТВЕЛ]]ів діаметром 9,1 &nbsp;мм. Сердечник ТВЕЛу (спечений [[діоксид урану]] із збагаченням 3,5&nbsp;%), діаметром 7,5 &nbsp;мм укладений в оболонку товщиною 0,6 &nbsp;мм. Матеріал кожуха касети і оболонки ТВЕЛ&nbsp;— [[цирконій]], легований [[ніобій|ніобієм]]&nbsp;— 1&nbsp;%.
 
ВВЕР-440 працює в режимі 4-6 часткових перевантажень касет за [[Кампанія ядерного реактора|кампанію]], що триває приблизно 3—6 років. Через кожні 280—290 діб у ВВЕР-440 замінюється 1/4—1/6 частина касет. Спочатку касети вивантажують з центральної області активної зони, а на їх місце переставляють касети з периферії активної зони. Звільнені місця на периферії активної зони заповнюють касетами із «свіжими» паливом. Перевантаження касет здійснюється в шахті мокрого перевантаження під захисним шаром води завтовшки 5 &nbsp;м, що ослаблює дозу випромінювання в реакторному залі нижче гранично допустимої.
 
В даний час для реакторів ВВЕР (і РБМК) розроблено паливо з [[вигораючий поглинач|вигораючим поглиначем]] нейтронів ([[гадоліній]], [[ербій]]&nbsp;— для ВВЕР, [[ербій]]&nbsp;— для [[РБМК]]) який дозволяє більше збагачувати свіже паливо, і мати більший запас [[Реактивність ядерного реактора|реактивності]] протягом паливної кампанії, що дозволяє використовувати одну касету з паливом не 3—4 роки, а 5—6 років при практично однаковій вартості, що дозволяє знизити витрати на паливо приблизно на 40&nbsp;%.
 
[[Коефіцієнт реактивності]] потужності ВВЕР&nbsp;— негативна величина. На [[Нововоронежська АЕС|Нововоронезькій АЕС]] [[Росія]] він використовується для збільшення інтервалу між перевантаженнями касет під час максимального споживання електроенергії восени та взимку. Перед частковим перевантаженням реактор переводять на деякий час в режим саморегулювання. Потужність реактора повільно знижується, внаслідок чого звільняється [[реактивність]]. Вона і витрачається на компенсацію додаткового вигорання палива.
 
Активна зона ВВЕР-440 розміщена в товстостінному корпусі зі сталі. Він має зовнішній діаметр 3,8 &nbsp;м, висоту 11,2 &nbsp;м і розрахований на роботу під тиском 125 кгс/см². У корпусі є два ряди патрубків для входу та виходу теплоносія. Зверху корпус закривається кришкою.
 
На внутрішню стінку корпусу падають [[нейтрон]]не і [[Гамма-випромінювання|γ-випромінювання]]. Від дози випромінювання залежать зміна властивостей матеріалу корпусу і термічні напруги в корпусі. Тому дозу випромінювання в корпусі знижують водним та сталевим екранами, розташованими між активною зоною і корпусом. Товщина водного екрана дорівнює 20 &nbsp;см, сталевого&nbsp;— 9 &nbsp;см.
 
СУЗ ВВЕР-440 має дві незалежні системи: систему [[Аварійна регулююча касета|АРК]] і [[Система борного регулювання|систему борного регулювання]]. Перша система з 37 АРК забезпечує управління реактором в нестаціонарних режимах і його виключення. Нижнім ярусом АРК служить касета з ТВЕЛами. Верхній ярус АРК заповнений елементами з [[Бор (хімічний елемент)|борного]] сплаву. АРК закріплені на штоках, що виходять наверх через патрубки кришки корпусу. Вони переміщаються у вертикальному напрямку електроприводами, а в аварійних випадках скидаються в активну зону реактора. Після скидання місце паливного ярусу АРК в активній зоні займає поглинач з борного сплаву.
Була виконана реконструкція РУ В-213 1 і 2 блоків [[Рівненська АЕС|Рівненської АЕС]] ([[Україна]]). Міжнародна місія OSART [[МАГАТЕ]] виконувала перевірки рівня експлуатаційної безпеки станції в [[1988]], [[1996]], [[2003]] і [[2008]] роках. Міжнародні експерти високо оцінили рівень безпеки АЕС та кваліфікацію її персоналу. За результатами перевірки [[Європейський Союз]] обрав станцію за базову для виконання ряду міжнародних проектів. У [[2009]] році станція успішно витримала ресертифікаційний аудит міжнародної компанії «TÜV NORD» на відповідність вимогам міжнародних стандартів «Системи управління якістю» (СУЯ) та контролю навколишнього середовища.<ref>[http://www.energoatom.kiev.ua/ua/nuclear_plants/npp_rivne/info Енергоатом. Рівненська АЕС]</ref>
 
[[10 грудня]] [[2010]] року виїзна колегія Державного комітету ядерного регулювання України ([[ДКЯРУ]]) у місті [[КузнецовськВараш|Кузнецовську]]у прийняла рішення про продовження терміну експлуатації енергоблоків 1 і 2 (ВВЕР-440) ВП «Рівненської АЕС» на 20 років до [[2030]] року.<ref>[http://sstc.kiev.ua/index.php/ru/home/245-29122010.html Рішення про продовження терміну експлуатації енергоблоків 1 і 2 РАЕС на 20 років]</ref>
 
== Див. також ==
== Джерела ==
* [http://olav-smt.narod.ru/firm/reactor.htm Технологічна схема енергоблоків з реакторами ВВЕР-440 і ВВЕР-1000].{{ref-ru}}
* [http://www.nweapon.ru/misc/reactors/vver/vver.htm Схема АЕС з ВВЕР-440 (ВВЕР-1000) -&nbsp;— водо-водяним енергетичним реактором].{{ref-ru}}
* [http://all4study.ru/aes/konstrukciya-vver-440.html Конструкція ВВЕР 440].{{ref-ru}}
* [http://www.atomworld.ru/evoluciya_reaktorov.htm Ядерна еволюція].{{ref-ru}}
20 061

редагування