Меню

Тепловая мощность ввэр 1200

Под Петербургом запущен самый мощный в стране ядерный реактор ВВЭР-1200. Как он работает

» src=»https://static.life.ru/publications/2020/8/14/1105479118515.3308.png» loading=»lazy» style=»width:100%;height:100%;object-fit:cover»/>

Россия, в отличие от других стран, не сворачивает, а наращивает темпы строительства ядерных реакторов. В ближайшее время «Росатом» планирует начать серийный выпуск плавучих АЭС на экспорт.

 Фото © biblioatom.ru

Вот он — водо-водяной энергореактор на 1200 мегаватт. На Ленинградской АЭС, точнее — на ЛАЭС-2, он уже второй. Первый, точно такой же, запустили в 2018 году, и он заменил собой один из четырёх старых энергоблоков. Нынешний ВВЭР-1200 построен на замену ещё одному, который окончательно отключат к концу года. Оставшиеся два много лет работающих реактора тоже планируется заменить новыми.

Фото © atomic-energy.ru

А тем временем там же, под Петербургом, построили плавучую атомную электростанцию — единственную в своём роде. Она работает по тому же принципу, правда, довольно скромная по мощности — два реактора по 35 мегаватт. И всё-таки обеспечивает жителей чукотского города Певека не только электричеством, но и теплом. В ближайшее время планируется закладка новых плавучих АЭС с энергоблоками нового поколения, которые будут выдавать уже по 50 мегаватт мощности.

Именно этот новый вариант плавучего энергоблока будет предлагаться на экспорт. Стоимость электроэнергии на нём также будет ниже и сравнима со стоимостью электроэнергии, производимой на дизельных станциях

Из комментария ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Первая в мире плавучая атомная электростанция: фотоэкскурсия

Насколько мощны ВВЭР?

Если говорить о ВВЭР-1200 в Ленинградской области, то она вырабатывает 1200 мегаватт, то есть на 20% больше, чем реакторы прошлого поколения — те дают 1000 мегаватт.

Считается, что один ВВЭР-1200, в принципе, способен обеспечить электричеством половину Санкт-Петербурга. В реальности на сегодняшний день четыре энергоблока ЛАЭС снабжают электроэнергией полгорода и вдобавок половину Ленинградской области. Эта атомная станция — крупнейший производитель электричества на всём северо-западе России.

Если смотреть в мировом масштабе, то можно сказать, что по количеству мегаватт ВВЭР-1200 входит в десятку мощнейших ядерных энергореакторов на земном шаре.

Где ещё такие есть

Во-первых, на Нововоронежской АЭС. Там уже не первый год работает два ВВЭР-1200. Во-вторых, такие же реакторы сейчас строят на АЭС в шести зарубежных странах:

  • Белорусская АЭС;
  • АЭС «Ханхикиви» (Финляндия);
  • АЭС «Аккую» (Турция);
  • АЭС «Пакш II» (Венгрия);
  • АЭС «Эль-Дабаа» (Египет);
  • АЭС «Руппур» (Бангладеш).

И это не всё: уже заключены контракты на возведение ВВЭР-1200 для двух атомных станций в Китае — Тяньваньской и «Сюйдапу».

Как работает ВВЭР-1200

Фото © Twitter / enusa_sa

Эти капсулы состоят из диоксида урана, при этом урана обогащённого, то есть в него добавлено побольше нужной разновидности этого радиоактивного вещества, чем встречается в природном уране. Он бывает двух видов — уран-235 и уран-238. Эти цифры обозначают количество протонов в ядре атома. Большая часть урана в таблетках — это уран-238, но самый драгоценный ингредиент — несколько процентов урана-235. Дело в том, что именно с таким количеством протонов он может самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядра. А именно это нужно для высвобождения огромной энергии.

Таблетки помещают в трубки, а сборка из 36 таких трубок — это тепловыделяющая кассета, или тепловыделяющая сборка (ТВС). Вот так и выглядит топливо для ядерного реактора.

Читайте также:  Молоток отбойный электрический мощность 1600 вт

Тепловыделяющая сборка. Фото © atomic-energy.ru

Процесс идёт примерно так: сначала некий первичный нейтрон разбивает ядро на две части. При этом от каждой половинки тоже откалываются нейтроны. Они летят дальше, сталкиваются с соседними ядрами, те разбиваются, опять отлетают нейтроны, опять они врезаются в ядра и так далее.

Фото © physbook.ru

Иногда нужен какой-то внешний источник нейтронов, можно сказать, нейтронная пушка, чтобы запустить этот процесс. Но в большинстве случаев это излишне: уран-235, если ему не мешать, разбивается сам собой. Тут, скорее, приходится, наоборот, сдерживать реакцию, чтобы всё не взлетело на воздух. Для этого есть специальные регулирующие стержни, их помещают прямо туда, где идёт реакция — в активную зону. Они состоят из такого вещества, которое поглощает лишние нейтроны. Это алюминий либо цирконий. Чтобы реакция пошла, их надо убрать, чтобы реакция не была слишком сильной — надо опустить в активную зону.

И требуется ещё кое-что, чтобы реакция шла максимально эффективно, то есть чтобы нейтроны как можно чаще попадали в ядра и разбивали их. Дело в том, что они носятся, как первоклашки на перемене. Только если первоклашки как раз очень успешно сбивают всё и всех на своём пути, то нейтроны на своих сверхскоростях просто проносятся мимо ядер, и от их мельтешения никакого толку нет. Чтобы они с чувством, с толком, с расстановкой встречались с ядром и разделяли его надвое, их нужно немножко притормозить. С помощью какого-нибудь подходящего вещества. Потому такое вещество в реакторе называют замедлителем. Идеальный замедлитель — это молекулы, которые замедляют нейтроны, но не берут их себе, не включают в свой состав. Потому что, извините, нам эти нейтроны самим нужны. В качестве замедлителей в реакторах используют графит, бериллий и воду.

Так вот, в новом реакторе, запущенном в Сосновом Бору (как и во многих других ему подобных), используют воду. Это водо-водяной энергореактор (ВВЭР). Водо-водяной — потому что вода используется и для замедления нейтронов, и для выработки потом электричества. То есть от неё двойная польза.

Почему именно вода? Потому что она очень доступная, недорогая и при этом достаточно неплохо замедляет. Правда, она большой любитель захвата нейтронов, поэтому ради неё приходится побольше обогащать уран 235-м изотопом. Плюс она не должна закипеть в активной зоне, а там температура — градусов 300. Для этого приходится использовать её под сильнейшим давлением — примерно 160 атмосфер. Из-за давления температура кипения повышается.

Тепловая энергия от деления ядер урана нагревает теплоноситель в парогенераторе. Туда и отправляется вода после того, как выполнит свою работу в активной зоне. Вот там ей уже разрешено и положено находиться в газообразном состоянии. Пар идёт в турбину, вал турбины крутится, и энергия этого вращения подпитывает генератор. Генератор вырабатывает электричество.

Источник



ВВЭР-1200

ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор.

Содержание

Характеристики ВВЭР

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200(проект)
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1320 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, атм 29,0 29,0 44,0 60,0
Давление в первом контуре, атм 100 105 125 160,0
Температура воды, °С:
на входе в реактор 250 250 269 289
на выходе из реактора 269 275 300 324
Диаметр активной зоны, м 2,88 2,88 2,88 3,12
Высота активной зоны, м 2,50 2,50 2,50 3,50
Диаметр ТВЭЛа, мм 10,2 9,1 9,1 9,1
Число ТВЭЛов в кассете 90 126 126 312
Загрузка урана, т 38 40 42 66
Среднее обогащение урана, % 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4 4,71-4,85
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 13,0 27,0 28,6 40 >50
Читайте также:  Как определить мощность электромотора для лодки

ВВЭР-210, ВВЭР-365

Реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365 работали в экспериментальном режиме, на основе опыта их эксплуатации в I и II блоках Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС) были спроектированы серийные реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В настоящее время эти реакторы выведены из эксплуатации.

ВВЭР-640

Проект реактора был разработан на основе ВВЭР-1000 после аварии на Чернобыльской АЭС, соответствует всем современным требованиям безопасности [1] [2] . Предполагалось построить головной блок под Санкт-Петербургом [2] . В серию не пошёл в связи с появлением более современных проектов реакторов на быстрых нейтронах и ВВЭР-1000, −1500.

ВВЭР-440

Разработчик ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской области). Первоначально планировался на мощность 500 МВт (Электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин, был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт).

ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на Кольской АЭС, на 1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (АЭС Ловииса), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), и Германии (Норд — после объединения Германии остановленной по политическим мотивам).

ВВЭР-640 (Проект)

Разработан НИТИ, предпологалось построить взамен 1,2 блоков Кольской АЭС.

ВВЭР-1000

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете расположены 12 направляющих трубок. В направляющих трубках 109 центральных кассет одним приводом перемещается пучок из 18 поглощающих стержней. В направляющих трубках 42 периферийных кассет помещены стержни выгорающего поглотителя. Сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (Оксид европия Eu2O3 в матрице из алюминиевого сплава), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице. Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.

Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и к. п. д. блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляет 40 МВт·сут/кг.

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура.

Читайте также:  Мощность устройства какая лучше

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:

  • ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежская АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
  • ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия»
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Предполагался к установке на Крымской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-392)
  • ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
  • ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР
  • ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС

Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.

На основе ВВЭР-1000 ведётся разработка реактора большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время концерн «Росэнергоатом» разрабатывает типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1150 будет построен в 2012 году на Нововоронежской АЭС, в рамках проекта НВАЭС-2. В 2012 и 2015 годах планируется ввод в строй первого и второго блоков ЛАЭС-2, построенных в рамках этого проекта.

ВВЭР-1500 (проект)

Проект реактора заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин и генератора большой мощности.

Источник

Тепловая мощность ввэр 1200

2. Сохранить и распечатать маркер:

Marker_VVER-1200

3. Запустить приложение на мобильном устройстве и направить камеру на распечатанный маркер.

Отличительные особенности технологии ВВЭР:

1. Горизонтальное расположение парогенераторов с большим запасом воды.
2. Шестигранная форма поперечного сечения тепловыделяющих сборок (ТВС).
3. Циркониевый сплав Э110 для тепловыделяющих сборок (ТВС).
4. Бассейн хранения отработавшего ядерного топлива, расположенный внутри защитной оболочки.
5. Двойной контаймент с вентилируемым через фильтры межоболочечным пространством.
6. Ловушка расплава активной зоны с жертвенным материалом.
7. Система пассивного отвода тепла от первого контура.

Технология ВВЭР сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений сверхнадежные системы безопасности, доработанные с учетом постфукусимских требований.

Основные технические характеристики и преимущества АЭС на базе реакторной технологии ВВЭР-1200:

  • Установленная мощность (э.) – 1200 МВт
  • Жизненный цикл – 60 лет +
  • Коэффициент готовности не ниже 90%
  • Цифровая СКУ
  • 72 ч автономной работы
  • Маневренный блок (диапазон 100-50-100) (опция)
  • Топливный цикл: 12-18 месяцев; выгорание топлива до 70 МВт•сут/кг(U)
  • Соответствие постфукусимским требованиям безопасности:
    • Сочетание пассивных и активных систем безопасности
    • Высокий уровень внутренней безопасности РУ, основанный на референтных, проверенных и доказанных решениях технологии ВВЭР
    • Сейсмика (SL-2) ≤ 0,3 g

Нашим абсолютным приоритетом является безопасность эксплуатации АЭС. Именно поэтому в нашем энергетическом решении применяется сочетание быстродействующих активных и сверхнадежных пассивных систем безопасности. Технические решения, используемые в ВВЭР-1200, такие как фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная ловушка расплава с жертвенным материалом и не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла позволяет называть ВВЭР-1200 реакторной установкой поколения III+, соответствующей постфукусимским требованиям безопасности.

Кроме того, в рамках своего энергетического предложения ГК «Росатом» предлагает сооружение давно зарекомендовавших себя на рынке АЭС на базе РУ ВВЭР-1000, а также АЭС малой мощности и плавучих энергоблоков.

Источник