ВВЕР

от Уикипедия, свободната енциклопедия
Направо към: навигация, търсене
Схема на реактор ВВЕР-1000: 1 — установка на СУЗ; 2 — покрив на реактора; 3 — корпус (тяло) на реактора; 4 — блок на защитните тръби; 5 — шахта; 6 — горивна камера; 7 — топлоотвеждащи елементи, поглъщащи пръти

ВВЕР, съкратено от Водо-воден енергетичен реактор (на руски: ВВЭР, Водо-водяной энергетический реактор), е наименованието на серия ядрени реактори, разработени в Съветския съюз. Към 2009 година ВВЕР се експлоатират в Армения, България, Индия, Иран, Китай, Русия, Словакия, Украйна, Унгария, Финландия и Чехия.

Замисълът за създаване на подобен вид реактори принадлежи на Савелий Моисеевич Фейнберг. Работата по осъществяване на плановете започва през 1954 г., а през 1955 г. ОКБ „Гидропресс“ пристъпва към същинската разработка под ръководството на Игор Василиевич Курчатов и Анатолий Петрович Александров[1]. Първите ВВЕР са изградени преди 1970 година. Най-масово използваният модел е ВВЕР-440 В-230, който има мощност 440 MW и шест водоравни парогенератора. Моделът ВВЕР-440 В-213 се основава на предишния, но със значителни подобрения в системите за сигурност. По-големите реактори ВВЕР-1000 са разработени след 1975 година и имат мощност 1000 MW. Умалени модификации на ВВЕР са използвани в съветския и руския военноморски флот.

Същност[редактиране | edit source]

ВВЕР са реактори с вода под налягане. Горивните пръти на реактора са напълно потопени във вода, която е подложена на налягане от 15 MPa, така че температурата ѝ на кипене е по-висока от нормалните температури на работа (220 до над 300°C). Целият реактор е обвит в масивен стоманен кожух. Горивото е слабо обогатен (около 2,4-4,4%235U) уранов диоксид (UO2) или подобно.

В най-общия си вид ядреният реактор ВВЕР-1000 е изграден от следните съставни части:

  • корпус;
  • вътрекорпусни устройства;
    • шахта (защитава корпуса от гама и неутронни лъчения, обезпечава железноводния отразител, отделя различните топлоносителни потоци);
    • горивна камера;
    • блок на защитните тръби (БЗТ);
  • активна зона;
    • топлоотвеждащи елементи;
    • снопи поглъщащи пръти към системата за управление и защита (СУЗ);
    • снопи горивни пръти;
  • повърхностен блок;
  • канали за вътрешнореакторни измервания;
  • електрически блок.

Интензивността на ядрената реакция се контролира от забавителни пръти, които се вмъкват в реактора от горната му страна. Те са изработени от поглъщащи неутрони материали и забавят верижната реакция според това до каква степен са вмъкнати в реактора. В случай на нужда той може да бъде спрян с пълното вкарване на забавителните пръти в корпуса му.

Мощността на ядрения реактор се контролира чрез промяна интензивността на ядрената реакция. Това може да бъде представено чрез следното опростено уравнение:

N=V*N235f,235*Φ*200MeV, [MeV], където:

  • N — мощност на реактора в MeV/s (Мега-електрон волта за секунда);
  • V — обем на ядреното гориво в активната зона на реактора в cm3;
  • N235 - ядрена концентрация на 235U в ядреното гориво в 1/cm3;
  • σf,235 - микроскопично ефективно сечение на взаимодействие на делене за 235U в barn (1 barn = 10-24 cm2);
  • Φ - неутронният поток в активната зона в 1/cm2*s;

за да се преобразува тази мощност във ватове се умножава резултата със 1.60217733e-13.

Промяната на интензивността на ядрената реакция означава промяна в коефициента на размножение на средата или с други думи промяна на броя на неутроните в активната зона. За да се промени броя на неутроните е необходимо да се регулира тяхното поглъщане и тяхното генериране. Това се изразява с техническият коефициент реактивност. Реактивността се означава с гръцката буква ρ. Тя е функция на коефициента на размножение K:

ρ=K-1/K

Реактивността може да приема следните стойности, като всяка от тях определя дадено състояние на мощността на реактора:

  • ρ<0 - реакторът намалява мощността си;
  • ρ=0 - реакторът работи при постоянно ниво на мощността;
  • ρ>0 - реакторът увеличава мощността си.

Управление на реакцията и охлаждане[редактиране | edit source]

Самото управление на реакцията на делене — или мощността — се осъществява със т. нар. СУЗ — Система за управление и защита. За реакторите ВВЕР 1000 тя се състои от 61 поглъщащи пръта, разпределени в 10 групи. Всички пръти са еднотипни и се използват едновременно за управление и защита. Тези пръти са изградени от елементи (като бор, кадмий, хафний), поглъщащи потока от неутрони, възпирайки ускоряването на верижната реакция. Практически, управлението се осъществява само с 10-та група. В началото на кампанията на реактора, всичките групи се намират в крайно горно положение, а 10 група е на 80% (това означава, че само 20% от дължината на поглъщащите пръти са потопени в активната зона). При промяна на мощността в условията на нормална експлоатация 10 група се придвижва, съответно, надолу — за намаляване на мощността, и нагоре — за повишаване на мощността. В края на кампанията на реактора 10 група е напълно извадена.

По време на работа на реактора при смяна на мощността се получават т. нар. ксенонови колебания. Те предизвикват неравномерно разпределение на неутронния поток в активната зона, което е много неблагоприятен ефект, затрудняващ стабилизирането на мощността и влошаващ режима на работа на вътрешнокорпусните устройства и на топлоотделящите елементи. За да се прекратят ксеноновите колебания се използват и другите групи пръти за управление.

Всички групи поглъщащи пръти се използват за защита на реактора. За по-ефективно управление, реакторът разполага с аварийна защита АЗ и няколко степени предупредителни защити ПЗ. Аварийната защита се използва само в краен случай, когато системите за управление и защита не съумеят да овладеят произтичащо неуправляемо увеличение на мощността. Това е изключително рядко събитие. Обикновено АЗ се задейства поради лъжлив сигнал от повреден датчик. При задействане на аварийната защита всичките 61 поглъщащи пръти падат под действието на собствената си тежест в активната зона. Това става за около 5 секунди. Предупредителните защити имат за цел да намалят равнището на мощността при рискови или извънредни ситуации, но без да спират реактора, за да може при бързо отстраняване на проблема, реакторът да бъде върнат своевременно в процес на производителност. Това е необходимо, защото при вкарването на поглъщащите пръти в активната зона възниква т. нар. „отравяне на реактора“. При вкарването едновременно на всички групи отравянето е толкова силно, че реакторът не може да бъде пуснат непосредствено след това поради значителна подреактивност. За това в зависимост от тежестта на предупредителната защита има възможност да се вкара само 1 група — мощността пада веднага с 50% и след това се задържа, да се продължи понижаването на мощността под 50% при вкарана вече 1 група или най-леката предупредителна защита — забрана за движение на поглъщащите пръти нагоре.

Първична охладителна верига[редактиране | edit source]

Водата в първичния контур се поддържа под постоянно налягане, за да се предотврати кипенето. Тъй като тя поема топлината от ядрото, поглъщайки радиацията, запазването на целостта на веригата е от изключително значение. В тази верига има четири подсистеми:

  • Реактор - водата протича през горивните пръчки и бива нагрята от верижната реакция;
  • Обемен компенсатор - за да се поддържа водата под постоянно и контролирано налягане, обемният компенсатор управлява налягането, като извършва автоматично действия като наблюдение на наситеното парно-водното съотношение, електрическо загряване и отводняване;
  • Парогенератор - топлината от първичната охлаждаща вода се използва за кипване на водата във вторичния контур и генериране на пара;
  • Помпа - подсигурява целесъобразния водоток през цялата верига.

Вторична верига и електрогенериране[редактиране | edit source]

Вторичният контур също се състои от четири обособени подсистеми. Водата във вторичната верига не би следвало да е радиоактивна, за разлика от водата в първи контур:

  • Парогенератор - вторичната вода се загрява до кипене, отнемайки топлина от първичната верига. Преди да постъпи в турбината, останалата вода се отделя от парата, за да може тя да остане суха;
  • Турбина - разширяващата се пара задвижва турбина, свързана с електрогенератор. Турбината е разделена на отсеци с високо и ниско налягане. За да се избегне кондензацията (при висока скорост водните капки повреждат турбинните перки), парата се преподгрява между двата отсека. Реакторите от поколение ВВЕР 1000 имат мощност до 1 GW;
  • Кондензатор - парата се охлажда, като се оставя да кондензира, изпращайки остатъчната топлина в охладителната верига;
  • Обезвъздушител - премахва газовете от охлаждането;
  • Помпи - циркулационните помпи притежават свой собствен малък задвижващ парогенератор.

Действащи и планирани ВВЕР[редактиране | edit source]

Списък с действащи и планирани ВВЕР
АЕЦ Държава Брой реактори Състояние
Акую Турция (4 × ВВЕР-1200/491) (AES-2006) Изготвен строителен план.
Балаково Русия 4 × ВВЕР-1000/320
(2 × ВВЕР-1000/320)
Спрян е строежът на блокове 5 и 6.
Белене България (2 × ВВЕР-1000/446) Планиран.
Бохунице Словакия 2 × ВВЕР-440/230
2 × ВВЕР-440/213
Две централи, В-1 and В-2 с по 2 блока всеки. ВВЕР-440/230 блоковете замразени през 2007.
Бушер Иран 1 × ВВЕР-1000/446
(3 × ВВЕР-1000/446)
Дуковани Чехия 4 × ВВЕР-440/213 Надграден до 502 Мв през 2009-2012.
Грайфсвалд Germany 4 × ВВЕР-440/230
1 × ВВЕР-440/213
(3 × VVER-440/213)
Строежът преустановен. Блок 6 завършен, но не е включван. 7 и 8 отказани.
Калинин Русия 2 × ВВЕР-1000/338
1 × ВВЕР-1000/320
(1 × ВВЕР-1000/320)
Строящ се блок 4, планиран за 2011 г.
Хмелницкий Украйна 2 × ВВЕР-1000/320
(2 × ВВЕР-1000/392B)
Строящи се блокове 3 и 4.
Кола Русия 2 × ВВЕР-440/230
2 × ВВЕР-440/213
Кооданкулам Индия (2 × ВВЕР-1000/412) (AES-92) Строящ се, предивден за 2008/2009 с допълнителни 4 запланувани блока.
Козлодуй България 4 × ВВЕР-440/230
2 × ВВЕР-1000
ВВЕР-440/230 блоковете изведени от експлоатация, действащи 2 × ВВЕР-1000.
Ленинград 2 Русия 2 × ВВЕР-1200/491
(2 × ВВЕР-1200/491)
Блоковете са прототипи на ВВЕР-1200/491 (AES-2006), строящи се.
Ловииса Финландия 2 × ВВЕР-440/213 Западноевропейски СУЗ, различни кожуси на блоковете. Осъвременени за 488 Мв мощност.
Мецамор Армения 2 × ВВЕР-440/230 Единият блок е изключен през 1989 г.
Моховце Словакия 2 × ВВЕР-440/213
(2 × ВВЕР-440/213)
Строежът на блок 3 е възобновен, а на блок 4 все още спрян поради недостиг на средства.
Нововоронеж Русия 1 x ВВЕР-210 (V-1)
1 x ВВЕР-365 (V-3)
2 × ВВЕР-440/179
1 × ВВЕР-1000/187
Всичките блокове са прототипи.
Нововоронеж 2 Русия (2 × ВВЕР-1200/392М) (AES-2006) Всички блокове са прототипи на ВВЕР-1200/392M (AES-2006) и се строят.
Пакш Унгария 4 × ВВЕР-440/213 Планът за още два ВВЕР-1000/320 е преразгледан.
Райнсберг Германия 1 × ВВЕР-210 Поръчката за блока е отменена.
Ривне Украйна 2 × ВВЕР-440/213
2 × VVER-1000/320
(2 × VVER-1000/320)
Планирането на блокове 5 и 6 замразено.
Южна Украйна Украйна 1 × ВВЕР-1000/302
1 × ВВЕР-1000/338
1 × ВВЕР-1000/320
(1 × ВВЕР-1000/320)
Строежът на блок 4 замразен.
Щендал Германия (4 × ВВЕР-1000/320) Строежът и на 4-те блока отменен след обединението на Източна и Западна Германия.
Темелин Чехия 2 × ВВЕР-1000/320
(2 × ВВЕР-1000/320)
Строежът на блокове 3 и 4 замразен. Понастоящем подновени (в действие 2025 г).
Тянван Китай 2 × ВВЕР-1000/428 (AES-91)
(6 × ВВЕР-1000/428)
Блокове 3 — 8 твърдо договорени.
Волгодонск Русия 2 × ВВЕР-1000/320
(2 × ВВЕР-1000/320)
Строящи се блокове 3 и 4, в действие през 2013 и 2014 г.
Запорожие Украйна 6 × ВВЕР-1000/320 Най-голямата ядрена електроцентрала в Европа.

Бележки[редактиране | edit source]

  1. И.А. Андрюшин, А.К. Чернышёв, Ю.А. Юдин, „Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР“, Саров: 2003, С. 354, с. 481, ISBN 5-7493-0621-6

Вижте също[редактиране | edit source]