ВВЭР-440 — в одо- в одяной э нергетический р еактор мощностью (электрической) 440 МВт, разработанный в СССР.

Разработчик ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской области). Научный руководитель — Курчатовский институт . Первоначально планировался на электрическую мощность 500 МВт, но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт). В настоящее время у некоторых энергоблоков за счёт модернизации номинальная мощность увеличена до 475 МВт ( Кольская АЭС , Россия) и на 510 МВт ( АЭС Ловииса , Финляндия).

ТТД

Характеристика	ВВЭР-440
Тепловая мощность реактора, МВт	1375
К. п. д. (брутто), %	32,0
Давление пара перед турбиной, атм	44,0
Давление в первом контуре, атм	125
Температура воды, °C:
на входе в реактор	269
на выходе из реактора	300
Диаметр активной зоны , м	2,88
Высота активной зоны, м	2,50
Диаметр ТВЭЛа , мм	9,1
Число ТВЭЛов в кассете	126
Загрузка урана, т	42
Среднее обогащение урана, %	3,5
, МВт-сут/кг	28,6

Характеристика реактора ВВЭР-440

Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет , часть которых используется как рабочие органы СУЗ . Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа — цирконий , легированный ниобием (1 %).

ВВЭР-440 работает в режиме 4—6 частичных перегрузок кассет за кампанию , длящуюся примерно 3—6 лет. Через каждые 280—290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4—1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой.

В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с нейтронов ( гадолиний , эрбий — для ВВЭР, эрбий — для РБМК ) который позволяет больше обогащать свежее топливо, и иметь больший запас реактивности в течение топливной кампании, что позволяет использовать одну кассету с топливом не 3—4 года, а 5—6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.

Мощностный ВВЭР — отрицательная величина. На Нововоронежской АЭС он используется для увеличения интервала между перегрузками кассет во время максимального потребления электроэнергии осенью и зимой. Перед частичной перегрузкой реактор переводят на некоторое время в режим саморегулирования. Мощность реактора медленно понижается, вследствие чего освобождается реактивность . Она и расходуется на компенсацию дополнительного выгорания топлива.

Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой.

На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и γ-излучение . От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального — 9 .

СУЗ ВВЭР-440 имеет две независимые системы: систему АРК и . Первая система из 37 АРК обеспечивает управление реактором в нестационарных режимах и выключение реактора. Нижним ярусом АРК служит кассета с ТВЭЛами. Верхний ярус АРК заполнен элементами из бористого сплава. АРК укреплены на штоках, выходящих наверх через крышку корпуса. Они перемещаются в вертикальном направлении электродвигателями и в аварийных случаях сбрасываются в нижнюю часть корпуса. После сбрасывания место топливного яруса АРК в активной зоне занимает поглотитель из бористого сплава.

Медленные изменения реактивности (выгорание ядерного топлива, , шлакование и др.) компенсирует система борного регулирования. Применение системы борного регулирования упростило СУЗ реактора, и количество АРК уменьшилось с 73 (ВВЭР-365) до 37 (ВВЭР-440).

Схема энергоблока с реактором ВВЭР-440 состоит из двух контуров, первый из которых относится к реакторной установке, а второй - к паротурбинной. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 257 °C), вращающего турбогенераторы.

Реакторные установки с реактором ВВЭР-440

Существует несколько проектов реакторных установок на ВВЭР-440, отличающиеся, в основном, компоновками аппаратных отделений и системами безопасности.

Реакторная установка ВВЭР-440 В-230

• В179 — 3,4 блоки Нововоронежской АЭС (Россия);
• В230 — 1,2 блоки Кольской АЭС (Россия);
• 1,2,3,4 блоки АЭС Козлодуй (Болгария);
• 1,2,3,4 блоки АЭС Грайфсвальд (Германия);
• 1,2 блоки АЭС Богунице (Словакия);

Реакторные установки проекта В230 первоначально не имели гидроёмкостей САОЗ, 2-х комплектов аварийных защит, поканального разделения систем безопасности и электропитания, поэтому не соответствовали ПБЯ, ужесточённым после Чернобыльской аварии . После проведения реконструкции, первоначальный проект подвергся серьёзным изменениям с целью добиться выполнения современных требований ПБЯ. Единственное серьёзное отличие модернизированного проекта В230 от В213 — установка (СВК) для защиты от чрезмерного повышения давления в гермообъёме, вместо шахты локализации аварии (ШЛА) и отсутствие гидроёмкостей САОЗ, функцию которых выполняют аварийные питательные насосы (АПН) и дизельная насосная установка (на Кольской АЭС).

Реакторная установка ВВЭР-440 В-213

• 3,4 блоки Кольской АЭС (Россия);
• АЭС Пакш (Венгрия);
• АЭС Дукованы (Чехия);
• 1,2 блоки АЭС Ловииса (Финляндия);
• 3,4 блоки АЭС Богунице (Словакия);
• 1,2 блоки Ровенской АЭС (Украина);
• 5,6,7,8 блоки АЭС Грайфсвальд (Германия)

В более позднем проекте реакторной установки В213 присутствует 3 канала системы безопасности, включающие пассивную систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Реакторные установки этого проекта практически полностью соответствуют современным требованиям правил ядерной безопасности (ПБЯ).

Реакторная установка ВВЭР-440 В-270

• В-270 — 1,2 блоки Армянской АЭС ( Армения ).

Проект В-270 разрабатывался с учётом сейсмичности площадки строительства. Основой для него был проект В-230.

Реакторная установка ВВЭР-440 В-356

• В-356 — 3,4 блоки АЭС Ловииса (Финляндия)

С гермооболочкой , недостроенные.

Реакторная установка ВВЭР-440 В-318

• В-318 — 1,2 блоки АЭС Хурагуа ( Куба ).

Проект В-318 разрабатывался на экспорт, с гермооболочкой. Основой для него был проект В-213 и В-356. 1-й энергоблок был практически готов, за исключением АСУ ТП , которую должен был монтировать Siemens , но по экономическим причинам этого так и не смогли осуществить. В 1992 году строительство было остановлено .

Реакторная установка ВВЭР-440 В-213М

Модернизированная версия В-213 с защитной оболочкой и льдом конденсатора в 1993 году, недостроенные.

Реакторная установка ВВЭР-440 В-213+

Модернизированная версия В-213 на 3,4 блоки АЭС Моховце

АЭС с ВВЭР-440

• 3 и 4 блоки Нововоронежской АЭС ( Россия ) — блок 3 остановлен
• Кольская АЭС ( Россия )
• 1 и 2 блоки (дубльблок) Ровенской АЭС ( Украина )
• АЭС Ловииса ( Финляндия )
• 1, 2, 3, 4 блоки АЭС Козлодуй ( Болгария ) — все блоки остановлены
• 1, 2, 3, 4, 5 блоки АЭС Грайфсвальд ( Германия ) — остановлена после объединения Германии
• АЭС Пакш ( Венгрия )
• АЭС Дукованы ( Чехия )
• 1, 2, 3, 4 блоки АЭС Богунице ( Словакия ) — блоки 1, 2 остановлены
• 1 и 2 блоки Армянской АЭС ( Армения ) — блок 1 остановлен
• 1 блок АЭС Моховце ( Словакия ) — пущен в октябре 1998
• 2 блок АЭС Моховце ( Словакия ) — пущен в марте 2000

Реконструкция АЭС с ВВЭР-440

В настоящее время все РУ проекта В-230 на территории России путём реконструкции, обошедшейся примерно в 25 млн евро/1 блок, приведены в соответствие современным требованиям правил ядерной безопасности . В результате чего Ростехнадзор продлил их эксплуатацию на 15 лет.

В настоящее время планируется провести реконструкцию РУ проекта В-213, при этом, кроме замены автоматики, планируется заменить часть цилиндров низкого давления турбин и за счёт поднятия их КПД увеличить мощность блока до 510 МВт. Срок эксплуатации при этом планируется продлить на 20 лет.

Примечания