ВВЕР 1000 водно водяний енергетичний реактор теплоносієм і сповільнювачем у якому служить вода під тиском Являє собою ІІ

ВВЕР-1000
	Монтаж корпусу реактора (Балаковської АЕС)
Технічні характеристики
Теплоносій	вода
Робочий тиск	15,7 МПа (160 кгс/см²)
Робоча температура	593 К (320 °C)
Паливо	діоксид урану
Теплова потужність	3000 МВт
Електрична потужність	1000 МВт
Розробка
Підприємство-розробник	ДКБ «Гідропрес»
Конструктор (керівник)	В. В. Стекольніков
Будівництво та експлуатація
Підприємство виробник	, (ВО «Атоммаш»)
Будівництво першого зразка	1974—1980
Місцезнаходження	Блок-5 (НВ АЕС)
Перший пуск	1980
Експлуатація до:	по цей час
Побудовано реакторів	29
Блоки АЕС. Країни	Україна — (13), Росія — (10), Болгарія — (2), Чехія — (2), Китай — (2)
	ВВЕР-1000 у Вікісховищі

ВВЕР-1000 — водно-водяний енергетичний реактор, теплоносієм і сповільнювачем у якому служить вода під тиском. Являє собою ІІ покоління (легководних реакторів) великої потужності. Електрична потужність енергоблоків становить 1000 МВт. — 3000 Мвт. Ядерні реактори цього типу в Україні встановлені на Запорізькій, Рівненській, Хмельницькій, Південноукраїнській АЕС. ВВЕР-1000 також є на АЕС Росії, Болгарії, Чехії та Китаю.

Конструкція

Схема першого контуру РУ ВВЕР-1000/320:
CP-1,2,3,4 — (**циркуляційні насоси**); SG-1,2,3,4 — парогенератори; NR — ядерний реактор; P — компенсатор тиску

Реактор складається з:

корпусу з кришкою та ущільнювальними елементами;
шахти внутрішньо-корпусної з вигородкою, в яких розміщуються тепловидільні збірки (ТВЗ) з тепловидільними елементами (твели);
теплового екрану;
блоку захисних труб (БЗТ);
органів системи керування;
теплового та біологічного захисту.

В енергетичних реакторах корпусного типу ВВЕР як сповільнювач нейтронів і теплоносій використовується звичайна вода ((гетерогенний реактор)). Активна зона поміщається в один загальний корпус, через який прокачується вода. Використовується двоконтурна схема . У корпусному некиплячому реакторі активна зона розміщена в високоміцному, товстостінному сталевому баку. Діаметр активної зони 3,12 м, висота 3,5 м, завантаження природного урану 66 т, збагачення ²³⁵U до 3-4 %.

Корпус реактора є одним з найважливіших конструктивних елементів і повинен забезпечувати абсолютну надійність і повну герметичність як у звичайних умовах роботи, так і при можливих аварійних ситуаціях. Корпус повністю заповнений водою під високим тиском (≥15,7 МПа).

Перший контур реактора повністю ізольований від другого, що зменшує (радіоактивні викиди) в атмосферу. (Циркуляційні насоси) прокачують воду через реактор і теплообмінник (живлення циркуляційних насосів йде від турбіни). Вода реакторного контуру перебуває під високим тиском, тому незважаючи на її високу температуру (320 °С — на виході, 289 °С — на вході в реактор) її закипання не відбувається.

Вода другого контуру знаходиться під робочим тиском в 6,4 МПа, тому в теплообміннику (парогенераторі) вона перетворюється на пару при робочій температурі в 280 °C. У теплообміннику-парогенераторі теплоносій, що циркулює по першому контуру, віддає тепло воді другого контуру. Пара, що генерується в парогенераторі, по головних паропроводах другого контуру надходить в турбіни та віддає частину своєї енергії на їх обертання, після чого йде в конденсатор. Конденсатор, що охолоджується водою циркуляційного контуру (так би мовити, третій контур), забезпечує збір та конденсацію відпрацьованої пари. Конденсат, пройшовши систему підігрівачів, подається знову в теплообмінник і цикл повторюється знову.

Для зручності перевантаження і транспортування твели реактора збирають у спеціальні тепловиділяючі збірки — ТВЗ. ТВЗ мають шестигранну форму. Реактор має 163 шт. ТВЗ, які розташовані в середині активної зони з кроком 20-25 см. Всі ТВЗ в активній зоні монтуються у вигородці шахти внутрішньо-корпусної (ШВК). Нижнім кінцем ТВЗ впирається в стакан ШВК, а верхній її кінець (головку) притискає БЗТ. Стакани ШВК, вигородка і БЗТ утримують ТВЗ в потрібному положенні.

Технічні характеристики

Параметр	Значення
Потужність теплова номінальна, МВт	3000
Потужність електрична номінальна, МВт	1000
Паливо	Уран-235, збагачений до 3-4 % (66 тонн.)
Тривалість роботи між перезавантаженнями палива, місяців	12
Внутрішній діаметр корпусу реактора, м	4,136
Кількість насосів першого контуру, шт.	4
Тиск теплоносія першого контуру, МПа	15,7
Загальна витрата теплоносія першого контуру, м3/год	84800
Температура теплоносія першого контуру на вході в реактор, °С	290
Температура теплоносія першого контуру на виході з реактора, °С	320
Кількість парогенераторів, шт.	4
Тиск пари, МПа	6,27
Температура пари, °С	278,5
Паропродуктивність, т./год.	1470
Кількість гідроємностей системи аварійного охолодження, шт.	4
Кількість високонапірних насосів системи аварійного охолодження, шт.	3

АЕС з ВВЕР-1000

Загальні дані

Вид на (**Балаковську АЕС**) з чотирма діючими енергоблоками з боку підвідних каналів водойми-охолоджувача

Найчастіше в генеральному плані АЕС з ВВЕР-1000 передбачається розміщення на одному майданчику декількох енергоблоків. Це пов'язано з необхідністю утримувати на майданчику загальні для всіх блоків служби, обладнання та інфраструктуру. Кожен головний корпус є моноблоком і складається із (РВ), (МЗ), (ДЕ) і (ЕЕТП), яка примикає до машинного залу. У головному корпусі розміщується наступне основне устаткування:

реактор типу ВВЕР-1000,
турбінна установка типу , і т. ін.,
генератор типу .

Технічне водопостачання на АЕС з ВВЕР-1000 застосовується оборотне, тобто технічна вода циркулює по замкнутому колу. В оборотних системах використовуються три типи охолоджувачів: (ставки-охолоджувачі), (бризкальні басейни) і баштові градирні. У різних проєктах використовуються комбінації з цих типів, так як автономних систем технічного водопостачання, як правило, три: , і (обладнання, в тому числі й аварійного, перерв у водопостачанні якого не допускається в будь-яких режимах роботи).

Принцип роботи

Умовна схема енергоблоку з водо-водяним реактором. 1 — реактор, 2 — паливо, 3 — , 4 — приводи СУЗ, 5 — (КТ), 6 — теплообмінні трубки парогенератора, 7 — подача живильної води в парогенератор, 8 — циліндр високого тиску турбіни (ЦНВ), 9 — (ЦНТ), 10 — генератор, 11 — збудник, 12 — конденсатор, 13 — система охолодження конденсаторів турбіни, 14 — підігрівачі, 15 — турбоживильний насос, 16 — конденсатний насос, 17 — (ГЦН), 18 — підключення генератора до мережі, 19 — подача пари на турбіну, 20 — (**гермооболонка**)

Технологічна схема кожного блоку двоконтурна. Перший контур є радіоактивним, у нього входить водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР-1000 тепловою потужністю 3000 МВт і чотири циркуляційних петлі, яким через активну зону за допомогою головних циркуляційних насосів прокачується теплоносій — вода під тиском у 15,7 МПа (160 кгс/(см²)). Температура води на вході в реактор приблизно дорівнює 289 °С, на виході — 322 °C. Циркуляційна витрата води через реактор становить 84000 т/год. Нагріта в реакторі вода поступає чотирма трубопроводами в парогенератори. Тиск і рівень теплоносія першого контуру підтримуються за допомогою парового .

Другий контур — нерадіоактивний, складається з випарної і водоживильної установок, блокової знесолювальної установки і турбоагрегату електричною потужністю 1000 МВт. Теплоносій першого контуру охолоджується в парогенераторах, віддаючи при цьому тепло воді другого контуру. Насичена пара, вироблена в парогенераторі, з тиском 6,4 МПа і температурою 280 °C подається в збірний паропровід і спрямовується на турбоустановку, що приводить в обертання електрогенератор. У другий контур також входять конденсатні насоси першого і другого ступенів, підігрівачі високого (ПВТ) і низького тиску (ПНТ), , турбоживильні насоси.

У другому контурі пара з вологістю 0,5 % з чотирьох парогенераторів по паропроводу через стопорно-регулюючі клапани підводиться в середину двухпоточного симетричного циліндра високого тиску (ЦВТ) турбіни, де після розширення з тиском в 1,2 МПа і вологістю 12 % направляється до чотирьох -пароперегрівачів (СПП), в яких після осушення пари (конденсат для використання його теплоти відводиться в деаератор) здійснюється її двоступінчастий перегрів, у першій ступені парою першого відбору з тиском в 3 МПа і температурою 234 °C, у другій — свіжою парою. Конденсат гріючої пари, що утворився, направляється в підігрівачі високого тиску (ПВТ) для передачі його теплоти живильній воді. Основна ж перегріта пара при параметрах 1,13 МПа і 250 °C надходить у дві ресиверні труби, розташовані по боках турбіни, а з них — через стопорні (поворотні заслінки) — у 3 (турбіна К-1000-60/1500), або 4 (К-1000-60/3000) однакових двопоточних циліндри низького тиску (ЦНТ). Далі з кожного ЦНТ пара поступає в свій конденсатор. Регенеративна система установки складається з чотирьох підігрівачів низького тиску (ПНТ), деаератора і двох груп ПВТ. Живильна вода в ПВД подається двома турбоживильними насосами потужністю близько 12 МВт кожен, їх приводна турбіна приводиться в рух перегрітою парою, що відбираються за СПП, і має власний конденсатор. Турбоживильні насоси призначені для подачі живильної води з деаератора в парогенератори через систему регенеративних підігрівачів високого тиску, їх два на кожен енергоблок. Кожен насос складається з двох: головного і бустерного. Всі разом вони утворюють єдиний турбо-насосний агрегат, що приводиться в дію конденсатною турбіною. Продуктивність кожного турбоживильного насоса близько 3800 м³/год. У бустерних насосів частота обертання становить 1800 об/хв, що розвиває тиск в 1,94 МПа. У головних — 3500 об/хв і 7,33 МПа. Турбоживильний агрегат дуже масивний і має власну маслосистему, а його турбіна — конденсатор. Для блоків з ВВЕР-1000 резервних насосів не передбачено, що пов'язано з необхідністю прогріву трубопривода перед включенням, тому при виході із ладу одного з них потужність енергоблоку знижується на 50 %. Для аварійних режимів, режимів пуску і розхолоджування передбачені допоміжні живильні електронасоси

(Трифазні) синхронні турбогенератори ТВВ-1000 призначені для вироблення електроенергії при безпосередньому з'єднанні з паровими турбінами. Активна потужність — 1000 МВт, напруга 24 кВ, частота обертання ротора 1500 (3000) об/хв. Генератор являє собою трифазну неявнополюсну електричну машину, що складається з нерухомої частини (статора), яка містить у собі сердечник і обмотку й під'єднується до зовнішньої мережі, і рухомої частини (ротора), на якій розташована обмотка збудження, що живиться постійним струмом. Механічна енергія, що передається від валу турбіни на вал ротора генератора, перетворюється в електричну електромагнітним шляхом: в обмотці ротора під дією електричного струму створюється магнітний потік, який, перетинаючи обмотку статора, наводить у ній ЕРС. Генератор складається із статора, торцевих щитів, ротора, виводів з нульовими трансформаторами струму і гнучкими перемичками, газоохолоджувача, опорного підшипника (ущільнення) валу і фундаментних плит. Збудження генератора здійснюється від безщіткового збудника типу БВД-1500, що складається з синхронного генератора та обертового . Роботу генератора забезпечують безліч допоміжних систем. До кожного турбогенератора через генераторні вимикачі підключається два підвищувальні трифазні трансформатори потужністю по 630 МВ•А кожен, які, з'єднані паралельно і дозволяють видавати номінальну потужність блоку в мережу.

Список АЕС з РУ ВВЕР-1000

Реактори ВВЕР-1000 використовуються на найбільших АЕС декількох країн:

Запорізька АЕС в (Україні)

(АЕС Козлодуй) в Болгарії

(АЕС Темелін) в Чехії

Діючі енергоблоки:

АЕС	№ блока	Проєкт РУ
(Нововоронезька АЕС)	5	В-187
(Калінінська АЕС)	1,2	В-338
(Калінінська АЕС)	3,4	В-320
(Балаковська АЕС)	1,2,3,4	В-320
(Ростовська АЕС)	1,2,3,4	В-320
Південноукраїнська АЕС	1	В-302
	2	В-338
	3	В-320
Запорізька АЕС	1,2,3,4,5,6	В-320
Рівненська АЕС	3,4	В-320
Хмельницька АЕС	1,2	В-320
(АЕС Козлодуй)	5,6	В-320
(АЕС Темелін)	1,2	В-320
	1,2	В-428
Бушерська АЕС	1	В-446
(АЕС Куданкулам)	1	В-412

Енергоблоки які будуються:

АЕС	№ блока	Проєкт РУ
Хмельницька АЕС(відмінено)	3,4	В-392Б
(АЕС Куданкулам)	2	В-412
(АЕС Белене)	1,2	В-466Б
	3,4	В-428М

Див. також

Примітки

Афоров А. М., Андрушечко С. А., та інші ВВЕР-1000. Фізичні основи експлуатації, ядерне паливо, безпека, 2006, с. 270—271 [ 26 грудня 2009 у Wayback Machine.] —
Андрушечко С. А., Афоров А. М., та інші АЕС з реактором типу ВВЕР-1000. Від фізичних основ експлуатації до еволюції проекту, 2010, с. 299—301 [ 6 березня 2011 у Wayback Machine.] —
Тевлін С. А. Атомні електричні станції з реакторами ВВЕР-1000. — М.: Видавництво МЕІ, 2002. — 1000 екз. —
Трухній А. Д., Булкін А. Є. Ч.1.Паровая турбіна і турбопитательного агрегат // паротурбінної установки енергоблоків Балаковської АЕС. — М. : Видавництво МЕІ, 2004. — С. 232-240. — .
Рижов С. Б., Мохов В. А., Щекін И. Г., Нікитенко М. П. (2009-03). Реакторна установка для головних блоків АЕС-2006. Досвід вирішення цільових завдань проектування. «Гідропрес». Процитовано 21 лютого 2011. {{}}: Недійсний |deadurl=410 ()
В. К. Резепов, В. П. Денисов, та інші Реактори ВВЕР-1000 для АЕС [ 14 жовтня 2016 у Wayback Machine.] — Подольськ: ОКБ «Гідропрес», 2004. — 333 с.

Джерела

«Ядерна індустрія (Курс лекцій)» (І. В. Бекман (1998 рік)
«Конструкція ядерних реакторів» (М. А. Доплежаль (1982 рік)

[ВВЕР_Фізичні_основи-1] Афоров А. М., Андрушечко С. А., та інші ВВЕР-1000. Фізичні основи експлуатації, ядерне паливо, безпека, 2006, с. 270—271 [ 26 грудня 2009 у Wayback Machine.] —

[АЕС_з_реактором-2] Андрушечко С. А., Афоров А. М., та інші АЕС з реактором типу ВВЕР-1000. Від фізичних основ експлуатації до еволюції проекту, 2010, с. 299—301 [ 6 березня 2011 у Wayback Machine.] —

[Тевлін-3] Тевлін С. А. Атомні електричні станції з реакторами ВВЕР-1000. — М.: Видавництво МЕІ, 2002. — 1000 екз. —

[4] Трухній А. Д., Булкін А. Є. Ч.1.Паровая турбіна і турбопитательного агрегат // паротурбінної установки енергоблоків Балаковської АЕС. — М. : Видавництво МЕІ, 2004. — С. 232-240. — .

[5] Рижов С. Б., Мохов В. А., Щекін И. Г., Нікитенко М. П. (2009-03). Реакторна установка для головних блоків АЕС-2006. Досвід вирішення цільових завдань проектування. «Гідропрес». Процитовано 21 лютого 2011. {{}}: Недійсний |deadurl=410 ()

[6] В. К. Резепов, В. П. Денисов, та інші Реактори ВВЕР-1000 для АЕС [ 14 жовтня 2016 у Wayback Machine.] — Подольськ: ОКБ «Гідропрес», 2004. — 333 с.

Технічні характеристики
Монтаж корпусу реактора (Балаковської АЕС)
Теплоносій	вода
Робочий тиск	15,7 МПа (160 кгс/см²)
Робоча температура	593 К (320 °C)
Паливо	діоксид урану
Теплова потужність	3000 МВт
Електрична потужність	1000 МВт
Розробка
Підприємство-розробник	ДКБ «Гідропрес»
Конструктор (керівник)	В. В. Стекольніков
Будівництво та експлуатація
Підприємство виробник	, (ВО «Атоммаш»)
Будівництво першого зразка	1974—1980
Місцезнаходження	Блок-5 (НВ АЕС)
Перший пуск	1980
Експлуатація до:	по цей час
Побудовано реакторів	29
Блоки АЕС. Країни	Україна — (13), Росія — (10), Болгарія — (2), Чехія — (2), Китай — (2)
ВВЕР-1000 у Вікісховищі