Режимы эксплуатации АЭС с ВВЭР

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.
ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своему происхождению одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров[1].
Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт (англ.)русск..
Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).
Создатели реакторов ВВЭР:
научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва),
разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск).
изготовитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), до начала 90-х реакторы также изготавливались заводом Атоммаш (г. Волгодонск) и компанией ŠKODA JS (Чехия).

В России разработаны реакторы различного типа и назначения от реакторов малой мощности для снабжения электроэнергией космических летательных аппаратов до мощных АЭС. Ниже рассмотрены принципиальные схемы АЭС с реакторными установками энергетического назначения.
1. C реакторной установкой ВВЭР-440.
Активная зона реактора размещена в цилиндрическом корпусе, изготовленном из высокопрочной стали, и собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС).
Оболочки твэлов изготовлены из циркониевого сплава. В активной зоне установлено 349 ТВС, из них 312 с топливом, остальные – подвижные органы управления.
В каждой рабочей ТВС находится 126 твэлов стержневого типа с сердечником из спеченной в виде таблеток двуокиси урана, обогащенной изотопом U-235.
Замена ТВС производится на остановленном реакторе. Обычно перегрузка выполняется один раз в год в весенне-летний сезон, когда нагрузка энергосистемы минимальна. Ежегодно перегружается одна треть топлива активной зоны. Следовательно, топливо в активной зоне находится в общей сложности три года. Извлечение отработанного топлива из реактора производится под водой специальной перегрузочной машиной с дистанционным управлением.
В АЭС этого типа имеется два контура теплосъема. Первый контур включает в себя реактор, шесть циркуляционных петель, по которым циркулирует теплоноситель – вода. Каждая петля имеет главный циркуляционный насос (ГЦН) и парогенератор (ПГ).
Через входные патрубки реактора вода проходит снизу вверх через активную зону, охлаждая ТВС с твэлами, и через выходные патрубки подается в парогенераторы
Второй контур включает шесть парогенераторов, два турбогенератора, трубопроводы пара и питательной воды.
Электрическая мощность реактора 440 МВт.
Реакторы подобного типа по советским проектам построены в Венгрии, Чехии, Болгарии, Финляндии, ГДР и Украине.
2. АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000.
Реактор ВВЭР-1000 представляет собой следующее поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая...