Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)

ВВЭР – корпусной реактор с водой под давлением. Упрощенная схема АЭС с реактором типа ВВЭР приведена на рис. Аналогичный реактор, эксплуатируемый за рубежом PWR (Pressurized Water Reactor). Одна из наиболее удачных и надежных схем атомных энергетических установок.

Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС) и каналов со стержнями СУЗ. В ТВС размещен пучок ТВЭЛов, представляющих собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава (длиной 2,5-3 м и диаметром около 1 см), заполненные таблетками UO₂. Для передачи тепла из активной зоны используется двухконтурная схема. Циркулирующая в первом контуре вода находится под большим давлением, препятствующим закипанию (около 120атм в ВВЭР-440 и 160 атм в ВВЭР-1000). С помощью главного циркуляционного насоса (ГЦН) воды подается в реактор, проходит через активную зону, нагревается за счет тепловыделения в ТВЭЛах и поступает в парогенератор. Проходя через него, она нагревает воду второго контура до кипения, при этом охлаждается, и затем ГЦН вновь возвращает ее в реактор. Пар, образовавшийся в парогенераторе, поступает на турбогенератор, отработанный пар охлаждается и конденсируется в воду, которую насос второго контура снова подает в парогенератор.

ВВЭР PWR

Первая станция с реактором PWR была запущена в США в 1957 г. (АЭС Шиппингпорт), а первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 г. на Новоронежской АЭС (I блок). Начиная с 1971 г., успешно эксплуатируются ВВЭР‑440 (III и IV блоки НВАЭС, а также на Кольской, Ровенской АЭС, в Финляндии, Болгарии, Венгрии и др.), V блок НВАЭС ВВЭР-1000 – головной в новой серии. На самой крупной европейской АЭС Запорожской АЭС работают 6 установок ВВЭР‑1000 (причем по итогам 2009 г. Запорожская АЭС признана полностью отвечающей требованиям МАГАТЭ).

В реакторе ВВЭР герметичный металлический кожух ТВЭЛов препятствует выходу радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель. Однако в процессе эксплуатации реактора вотдельныхТВЭЛах вследствие коррозии возникают микротрещины, через которые в воду переходит часть радиоактивных продуктов деления (в основном летучие вещества). Вместе с продуктами коррозии конструкционных материалов, также радиоактивных, они загрязняют воду первого контура, увеличивая ее радиоактивность. Для удаления накапливающихся в теплоносителе примесей и поддержания химического качества воды (рН, концентрация борной кислоты и т.д.) в реакторе действует байпасная система очистки теплоносителя.

Так как первый и второй контуры изолированы друг от друга, радиоактивные вещества не должны переходить во второй. На практике из-за коррозии в теплообменнике парогенератора могут возникнуть небольшие (допустимые условиями нормальной эксплуатации) течи радиоактивной воды из первого контура во второй. Для удаления примесей и поддержания химического качества воды второго контура на АЭС с реакторами ВВЭР предусмотрена система очистки. Как показывают радиометрические измерения на действующих АЭС, радиоактивность воды во втором контуре на несколько порядков меньше, чем в первом.

Дата добавления: 2014-11-16