Eng Ru
Отправить письмо

Водо-водяной энергетический реактор. Ввэр 1300


ВВЭР-1300 Википедия

ВВЭР-ТОИ (В-510) – типовой оптимизированный и информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором ВВЭР-1300 (водо-водяной энергетический реактор), выполняемый в современной информационной среде и в соответствии с требованиями ядерной и радиационной безопасности.

По итогам заседания Комиссии при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России, состоявшегося 22 июля 2009 года, Госкорпорация «Росатом» реализует программу строительства атомных энергоблоков в России. Масштабы развития АЭС до 2020 года определены, исходя из прогнозируемых возможностей энергомашиностроения по ежегодному выпуску основного оборудования АЭС с типовым энергоблоком ВВЭР и возможностей атомного строительного энергокомплекса по параллельному вводу основного оборудования на разных площадках.

Разработка проекта «ВВЭР-ТОИ» выполняется на базе проектных материалов, разработанных для проекта АЭС-2006, с максимальным учётом опыта, полученного отраслевыми организациями при разработке последних проектов АЭС, основанных на технологии ВВЭР (Нововоронежская АЭС-2).

В проекте «ВВЭР-ТОИ» учитывается опыт сооружения и эксплуатации АЭС с ВВЭР как в России, так и за рубежом. Проектные решения оптимизированы с целью минимизации отказов, отрицательно влияющих на экономические показатели энергоблока.

Цель[ | код]

Цель разработки проекта «ВВЭР-ТОИ» – создание типового оптимизированного, информатизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР нового поколения III+[1], удовлетворяющего набору целевых параметров с использованием современных информационных и управленческих технологий.Проект «ВВЭР-ТОИ» направлен на обеспечение конкурентоспособности российской технологии ВВЭР на международном рынке и ориентирован на последующее серийное сооружение АЭС с ВВЭР-ТОИ как в России, так и за рубежом.

Задачи[ | код]

  1. Разработка типового проекта энергоблока АЭС на базе оптимизированных технических решений проекта АЭС-2006.
  2. Создание информационной модели энергоблока и обеспечение её дальнейшего информационного сопровождения на всех стадиях жизненного цикла АЭС.
  3. Создание единого информационного пространства для работы территориально распределенных участников Проекта, в частности разработка портальных и интеграционных решений.
  4. Создание современного инструментария для проектирования и конструирования с обеспечением передачи всей необходимой информации на последующие стадии жизненного цикла энергоблока АЭС.
  5. Создание системы управления закупками, поставками и автоматизированной идентификации оборудования.
  6. Создание системы моделирования сооружения энергоблока, обеспечивающей взаимодействие в режиме реального времени между системой проектирования, системой управления закупками оборудования и системой управления сроками сооружения энергоблока[2].

Основные технико-эконом

ru-wiki.ru

Водо-водяной энергетический реактор — Википедия (с комментариями)

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.

ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров[1].

Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР:

Характеристики ВВЭР

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1325
1375
3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см² 29,0 29,0 44,0 60,0 70,0
Давление в первом контуре, кг/см² 100 105 125 160,0 165,1
Температура воды, °C:        
     на входе в реактор 250 250 269 289 298,6
     на выходе из реактора 269 275 300 319 329,7
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

ВВЭР-210, ВВЭР-365

ВВЭР-210, созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск "с открытой крышкой" был проведен в декабре 1963г., 8 сентября 1964 г. реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключен к энергсети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире. На нем были отработаны традиционные технические решения:

  • шестигранная форма кассет,
  • материалы для оболочек твэлов,
  • форма, материалы, корпус и опора реактора,
  • приводы СУЗ,
  • системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.[3]

В 1984 г. первый блок был выведен из эксплуатации.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

  • увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С;
  • сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счет добавления 2 петель;
  • принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;
  • применение выгорающих поглотителей;
  • создание универсальных регулирующих кассет;
  • снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [4]

Блок был построен и запущен в 1969 г. [5]

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. - ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.[6]

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), 3 и 4 блоках АЭС Богунице, 1 и 2 блоках АЭС Моховце (все — Словакия) и Германии (Грайфсвальд). Ведутся работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков АЭС Моховце (Словакия).

ВВЭР-1000

Внешние видеофайлы
[www.youtube.com/watch?v=YXlQj2oKESE Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000.]

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). 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 КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 т[7].

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

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

  • ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежской АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
  • ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия», блоки № 1,2 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Южно-Украинской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, Ростовской АЭС, блоки № 1-6 Запорожской АЭС, блоки № 3,4 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3,4 Ровенской АЭС, блок № 3 Южно-Украинской АЭС, блоки № 1,2 АЭС «Темелин», блоки № 5,6 АЭС «Козлодуй». Предполагался к установке на Крымской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-341) — на базе В-320, предварительно АЭС-91 для блоки № 3 АЭС Ловииса (1981 г., недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-392) — АЭС-88 рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64 и при максимальном расчётном землетрясении в 8 баллов по шкале MSK 64.
  • ВВЭР-1000 (В-392Б) — на базе В-320 и В-392, АЭС-92 для блоки № 5,6 Балаковской АЭС и блоки № 3,4 Хмельницкой АЭС (недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-410) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-92 для НП-1000 (недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, АЭС-92 рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
  • ВВЭР-1000 (В-413) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-91 для блоки № 3 АЭС Ловииса (1991 г., недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, АЭС-91 рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР
  • ВВЭР-1000 (В-446) — на базе В-392, АЭС-92 для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, АЭС-91
  • ВВЭР-1000 (В-466Б) — на базе В-392, АЭС-92
  • ВВЭР-1000 (В-511) — на базе В-510, ВВЭР-ТОИ (потенциальный проект)
  • ВВЭР-1000 (В-528) — на базе В-466Б, АЭС-92 на блоки № 2,3 Бушерской АЭС

Четыре из восьми запроектированных реакторов Тяньваньской АЭС — ВВЭР-1000 (В-428).

Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-1000 производственного объединения «Ижорский завод», г. Санкт-Петербург работают на Запорожской АЭС, крупнейшей АЭС Европы.

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время ОАО Концерн «Росэнергоатом» разработал типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 планировалось запустить в 2013 году, в рамках проекта сооружения Нововоронежской АЭС-2, однако в результате сроки были сдвинуты на 3 года. Лишь 5 августа 2016 года на Нововоронежской АЭС был включен в энергосистему России шестой энергоблок, в рамках проекта «АЭС-2006» с реакторной установкой ВВЭР-1200 и электрической мощностью 1200 мегаватт. Там же строится ещё один аналогичный блок. На первом строящемся энергоблоке Ленинградской АЭС-2 завершена промывка трубопроводов, соединяющих приемные камеры насосов системы охлаждения технологического оборудования зданий ядерного острова и брызгальный бассейн первого строящегося энергоблока. Подписано распоряжение Правительства РФ о строительстве Балтийской АЭС из 2 блоков по проекту «АЭС-2006» с реакторами типа ВВЭР-1200, установленная мощность станции — 2400 МВт, ввод первого блока — 2017 год, второго — 2018 год. Помимо этого, реакторы ВВЭР-1200 будут использованы при строительстве первой Белорусской АЭС возле города Островец Гродненской области. Российское предприятие "Силовые машины" 13.10.2016 отгрузило на Белорусскую АЭС статор турбогенератора мощностью 1200 МВт.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

  • ВВЭР-1200 (В-392М), АЭС-2006/92 — блок № 1,2 Нововоронежской АЭС-2
  • ВВЭР-1200 (В-491), АЭС-2006/91 — блок № 1-4 Ленинградской АЭС-2, блоки № 1,2 Балтийской АЭС, блоки № 1,2 Белорусской АЭС
  • ВВЭР-1200 (В-501), АЭС-2006М — на базе В-392 , двух петельная вариант
  • ВВЭР-1200 (В-508), МИР.1200 — на базе В-491 , блок № 3,4 АЭС Темелин
  • ВВЭР-1200 (В-513), АЭС-2010 — на базе В-392М и В-510
  • ВВЭР-1200 (В-522), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блок № 1 АЭС Ханхикиви
  • ВВЭР-1200 (В-523), АЭС-2006/92 — на базе В-392М и В-510, блок № 1,2 АЭС Руппур
  • ВВЭР-1200 (В-527), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1,2 АЭС Пакш-2
  • ВВЭР-1200 (В-529), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1-4 АЭС Эль-Дабаа

ВВЭР-640 (проект)

Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

  • расхолаживание реактора и отвод остаточного тепла от активной зоны осуществляется за счёт систем, действующих по пассивному принципу, то есть не требующих вмешательства оперативного персонала, выдачи управляющих воздействий и внешнего подвода энергии для обеспечения циркуляции теплоносителя в активной зоне;
  • удержание расплавленного ядерного топлива (корриума) в корпусе реактора в гипотетическом случае расплавления активной зоны достигается посредством наружного охлаждения корпуса и недопущения его нагрева до температуры плавления за счёт организации в шахте реактора естественной циркуляции воды, которая соответствует тепловой мощности реактора 1800 МВт;
  • обеспечение отрицательных значений температурных коэффициентов реактивности и подкритичности активной зоны без дополнительного ввода борной кислоты при инцидентах, связанных с вводом положительной реактивности при температуре теплоносителя выше 100 градусов по шкале Цельсия в любой момент загрузки топлива;
  • температура оболочки ТВЭЛ для всего спектра проектных аварий не превышает 700 градусов по шкале Цельсия;
  • при любых внешних и внутренних воздействиях не требуется эвакуация населения, находящегося за границей площадки АЭС (радиус 1,5 км) и затраты эксплуатирующей организации на поддержание противоаварийной готовности за пределами площадки АЭС исключены.

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1300 (проект)

Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «ТОИ» — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и информационная составляющая.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объеме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:

  • оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
  • повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт;
  • усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
  • дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

Россия, с проектом ВВЭР-1300, выиграла тендер на строительство 4-х блоков АЭС «Аккую» в Турции.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

ВВЭР-1500 (проект)

Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х гг., был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 годуК:Википедия:Статьи без источников (тип: не указан)[источник не указан 675 дней].

Перезагрузка топлива

На канальных реакторах типа РБМК перезагрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перезагрузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перезагрузки: «сухая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере) и «мокрая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой).

Напишите отзыв о статье "Водо-водяной энергетический реактор"

Примечания

  1. ↑ И. А. Андрюшин, А. К. Чернышёв, Ю. А. Юдин. [window.edu.ru/resource/592/62592/files/ukrosch_ydra.pdf Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР]. — Саров, 2003. — С. 354. — 481 с. — ISBN 5 7493 0621 6.
  2. ↑ Р.Новорефтов. [www.energyland.info/analitic-show-56898 Российский дизайн «Атомного окна» в Европу]. Аналитика — Актуальный вопрос. Energyland.info (12 октября 2010). Проверено 1 ноября 2010. [www.webcitation.org/611mEg7Hp Архивировано из первоисточника 18 августа 2011].
  3. ↑ [www.nrcki.ru/pages/main/press_center/9809/13293/index.shtml Первый в СССР энергетический водо-водяной реактор корпусного типа ВВЭР-210]
  4. ↑ [tesiaes.ru/?p=9521 Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ)]
  5. ↑ [www.wdcb.ru/mining/nvnpp/Main2.html Общая характеристика НВАЭС]
  6. ↑ [novnpp.rosenergoatom.ru/about/aboutstation/ сайт Нововоронежской АЭС]
  7. ↑ [blogstroyka.rosatom.ru/2009/02/reaktor-rostovskoj-aes-na-svoem-meste/ Атомные стройки " Реактор Ростовской АЭС — на своём месте]

Литература

  • Левин Н. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ссылки

  • [www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/ Разработки реакторов ОКБ Гидропрес]
  • [www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=74 Копытов И. И. АЭС с ВВЭР-1500 — основа развития российской атомной энергетики до 2050 г.]
  • [www.atomstroyexport.ru/about/tech/ «Атомстройэкспорт» Российские реакторы ВВЭР-1000]

Отрывок, характеризующий Водо-водяной энергетический реактор

В девять часов проснулась графиня, и Матрена Тимофеевна, бывшая ее горничная, исполнявшая в отношении графини должность шефа жандармов, пришла доложить своей бывшей барышне, что Марья Карловна очень обижены и что барышниным летним платьям нельзя остаться здесь. На расспросы графини, почему m me Schoss обижена, открылось, что ее сундук сняли с подводы и все подводы развязывают – добро снимают и набирают с собой раненых, которых граф, по своей простоте, приказал забирать с собой. Графиня велела попросить к себе мужа. – Что это, мой друг, я слышу, вещи опять снимают? – Знаешь, ma chere, я вот что хотел тебе сказать… ma chere графинюшка… ко мне приходил офицер, просят, чтобы дать несколько подвод под раненых. Ведь это все дело наживное; а каково им оставаться, подумай!.. Право, у нас на дворе, сами мы их зазвали, офицеры тут есть. Знаешь, думаю, право, ma chere, вот, ma chere… пускай их свезут… куда же торопиться?.. – Граф робко сказал это, как он всегда говорил, когда дело шло о деньгах. Графиня же привыкла уж к этому тону, всегда предшествовавшему делу, разорявшему детей, как какая нибудь постройка галереи, оранжереи, устройство домашнего театра или музыки, – и привыкла, и долгом считала всегда противоборствовать тому, что выражалось этим робким тоном. Она приняла свой покорно плачевный вид и сказала мужу: – Послушай, граф, ты довел до того, что за дом ничего не дают, а теперь и все наше – детское состояние погубить хочешь. Ведь ты сам говоришь, что в доме на сто тысяч добра. Я, мой друг, не согласна и не согласна. Воля твоя! На раненых есть правительство. Они знают. Посмотри: вон напротив, у Лопухиных, еще третьего дня все дочиста вывезли. Вот как люди делают. Одни мы дураки. Пожалей хоть не меня, так детей. Граф замахал руками и, ничего не сказав, вышел из комнаты. – Папа! об чем вы это? – сказала ему Наташа, вслед за ним вошедшая в комнату матери. – Ни о чем! Тебе что за дело! – сердито проговорил граф. – Нет, я слышала, – сказала Наташа. – Отчего ж маменька не хочет? – Тебе что за дело? – крикнул граф. Наташа отошла к окну и задумалась. – Папенька, Берг к нам приехал, – сказала она, глядя в окно.

Берг, зять Ростовых, был уже полковник с Владимиром и Анной на шее и занимал все то же покойное и приятное место помощника начальника штаба, помощника первого отделения начальника штаба второго корпуса. Он 1 сентября приехал из армии в Москву. Ему в Москве нечего было делать; но он заметил, что все из армии просились в Москву и что то там делали. Он счел тоже нужным отпроситься для домашних и семейных дел. Берг, в своих аккуратных дрожечках на паре сытых саврасеньких, точно таких, какие были у одного князя, подъехал к дому своего тестя. Он внимательно посмотрел во двор на подводы и, входя на крыльцо, вынул чистый носовой платок и завязал узел. Из передней Берг плывущим, нетерпеливым шагом вбежал в гостиную и обнял графа, поцеловал ручки у Наташи и Сони и поспешно спросил о здоровье мамаши. – Какое теперь здоровье? Ну, рассказывай же, – сказал граф, – что войска? Отступают или будет еще сраженье? – Один предвечный бог, папаша, – сказал Берг, – может решить судьбы отечества. Армия горит духом геройства, и теперь вожди, так сказать, собрались на совещание. Что будет, неизвестно. Но я вам скажу вообще, папаша, такого геройского духа, истинно древнего мужества российских войск, которое они – оно, – поправился он, – показали или выказали в этой битве 26 числа, нет никаких слов достойных, чтоб их описать… Я вам скажу, папаша (он ударил себя в грудь так же, как ударял себя один рассказывавший при нем генерал, хотя несколько поздно, потому что ударить себя в грудь надо было при слове «российское войско»), – я вам скажу откровенно, что мы, начальники, не только не должны были подгонять солдат или что нибудь такое, но мы насилу могли удерживать эти, эти… да, мужественные и древние подвиги, – сказал он скороговоркой. – Генерал Барклай до Толли жертвовал жизнью своей везде впереди войска, я вам скажу. Наш же корпус был поставлен на скате горы. Можете себе представить! – И тут Берг рассказал все, что он запомнил, из разных слышанных за это время рассказов. Наташа, не спуская взгляда, который смущал Берга, как будто отыскивая на его лице решения какого то вопроса, смотрела на него. – Такое геройство вообще, каковое выказали российские воины, нельзя представить и достойно восхвалить! – сказал Берг, оглядываясь на Наташу и как бы желая ее задобрить, улыбаясь ей в ответ на ее упорный взгляд… – «Россия не в Москве, она в сердцах се сынов!» Так, папаша? – сказал Берг. В это время из диванной, с усталым и недовольным видом, вышла графиня. Берг поспешно вскочил, поцеловал ручку графини, осведомился о ее здоровье и, выражая свое сочувствие покачиваньем головы, остановился подле нее. – Да, мамаша, я вам истинно скажу, тяжелые и грустные времена для всякого русского. Но зачем же так беспокоиться? Вы еще успеете уехать… – Я не понимаю, что делают люди, – сказала графиня, обращаясь к мужу, – мне сейчас сказали, что еще ничего не готово. Ведь надо же кому нибудь распорядиться. Вот и пожалеешь о Митеньке. Это конца не будет? Граф хотел что то сказать, но, видимо, воздержался. Он встал с своего стула и пошел к двери. Берг в это время, как бы для того, чтобы высморкаться, достал платок и, глядя на узелок, задумался, грустно и значительно покачивая головой. – А у меня к вам, папаша, большая просьба, – сказал он. – Гм?.. – сказал граф, останавливаясь. – Еду я сейчас мимо Юсупова дома, – смеясь, сказал Берг. – Управляющий мне знакомый, выбежал и просит, не купите ли что нибудь. Я зашел, знаете, из любопытства, и там одна шифоньерочка и туалет. Вы знаете, как Верушка этого желала и как мы спорили об этом. (Берг невольно перешел в тон радости о своей благоустроенности, когда он начал говорить про шифоньерку и туалет.) И такая прелесть! выдвигается и с аглицким секретом, знаете? А Верочке давно хотелось. Так мне хочется ей сюрприз сделать. Я видел у вас так много этих мужиков на дворе. Дайте мне одного, пожалуйста, я ему хорошенько заплачу и… Граф сморщился и заперхал. – У графини просите, а я не распоряжаюсь. – Ежели затруднительно, пожалуйста, не надо, – сказал Берг. – Мне для Верушки только очень бы хотелось. – Ах, убирайтесь вы все к черту, к черту, к черту и к черту!.. – закричал старый граф. – Голова кругом идет. – И он вышел из комнаты. Графиня заплакала. – Да, да, маменька, очень тяжелые времена! – сказал Берг. Наташа вышла вместе с отцом и, как будто с трудом соображая что то, сначала пошла за ним, а потом побежала вниз. На крыльце стоял Петя, занимавшийся вооружением людей, которые ехали из Москвы. На дворе все так же стояли заложенные подводы. Две из них были развязаны, и на одну из них влезал офицер, поддерживаемый денщиком. – Ты знаешь за что? – спросил Петя Наташу (Наташа поняла, что Петя разумел: за что поссорились отец с матерью). Она не отвечала. – За то, что папенька хотел отдать все подводы под ранепых, – сказал Петя. – Мне Васильич сказал. По моему… – По моему, – вдруг закричала почти Наташа, обращая свое озлобленное лицо к Пете, – по моему, это такая гадость, такая мерзость, такая… я не знаю! Разве мы немцы какие нибудь?.. – Горло ее задрожало от судорожных рыданий, и она, боясь ослабеть и выпустить даром заряд своей злобы, повернулась и стремительно бросилась по лестнице. Берг сидел подле графини и родственно почтительно утешал ее. Граф с трубкой в руках ходил по комнате, когда Наташа, с изуродованным злобой лицом, как буря ворвалась в комнату и быстрыми шагами подошла к матери. – Это гадость! Это мерзость! – закричала она. – Это не может быть, чтобы вы приказали. Берг и графиня недоумевающе и испуганно смотрели на нее. Граф остановился у окна, прислушиваясь. – Маменька, это нельзя; посмотрите, что на дворе! – закричала она. – Они остаются!.. – Что с тобой? Кто они? Что тебе надо? – Раненые, вот кто! Это нельзя, маменька; это ни на что не похоже… Нет, маменька, голубушка, это не то, простите, пожалуйста, голубушка… Маменька, ну что нам то, что мы увезем, вы посмотрите только, что на дворе… Маменька!.. Это не может быть!.. Граф стоял у окна и, не поворачивая лица, слушал слова Наташи. Вдруг он засопел носом и приблизил свое лицо к окну. Графиня взглянула на дочь, увидала ее пристыженное за мать лицо, увидала ее волнение, поняла, отчего муж теперь не оглядывался на нее, и с растерянным видом оглянулась вокруг себя. – Ах, да делайте, как хотите! Разве я мешаю кому нибудь! – сказала она, еще не вдруг сдаваясь. – Маменька, голубушка, простите меня! Но графиня оттолкнула дочь и подошла к графу. – Mon cher, ты распорядись, как надо… Я ведь не знаю этого, – сказала она, виновато опуская глаза. – Яйца… яйца курицу учат… – сквозь счастливые слезы проговорил граф и обнял жену, которая рада была скрыть на его груди свое пристыженное лицо. – Папенька, маменька! Можно распорядиться? Можно?.. – спрашивала Наташа. – Мы все таки возьмем все самое нужное… – говорила Наташа. Граф утвердительно кивнул ей головой, и Наташа тем быстрым бегом, которым она бегивала в горелки, побежала по зале в переднюю и по лестнице на двор. Люди собрались около Наташи и до тех пор не могли поверить тому странному приказанию, которое она передавала, пока сам граф именем своей жены не подтвердил приказания о том, чтобы отдавать все подводы под раненых, а сундуки сносить в кладовые. Поняв приказание, люди с радостью и хлопотливостью принялись за новое дело. Прислуге теперь это не только не казалось странным, но, напротив, казалось, что это не могло быть иначе, точно так же, как за четверть часа перед этим никому не только не казалось странным, что оставляют раненых, а берут вещи, но казалось, что не могло быть иначе. Все домашние, как бы выплачивая за то, что они раньше не взялись за это, принялись с хлопотливостью за новое дело размещения раненых. Раненые повыползли из своих комнат и с радостными бледными лицами окружили подводы. В соседних домах тоже разнесся слух, что есть подводы, и на двор к Ростовым стали приходить раненые из других домов. Многие из раненых просили не снимать вещей и только посадить их сверху. Но раз начавшееся дело свалки вещей уже не могло остановиться. Было все равно, оставлять все или половину. На дворе лежали неубранные сундуки с посудой, с бронзой, с картинами, зеркалами, которые так старательно укладывали в прошлую ночь, и всё искали и находили возможность сложить то и то и отдать еще и еще подводы. – Четверых еще можно взять, – говорил управляющий, – я свою повозку отдаю, а то куда же их? – Да отдайте мою гардеробную, – говорила графиня. – Дуняша со мной сядет в карету. Отдали еще и гардеробную повозку и отправили ее за ранеными через два дома. Все домашние и прислуга были весело оживлены. Наташа находилась в восторженно счастливом оживлении, которого она давно не испытывала. – Куда же его привязать? – говорили люди, прилаживая сундук к узкой запятке кареты, – надо хоть одну подводу оставить. – Да с чем он? – спрашивала Наташа. – С книгами графскими. – Оставьте. Васильич уберет. Это не нужно. В бричке все было полно людей; сомневались о том, куда сядет Петр Ильич. – Он на козлы. Ведь ты на козлы, Петя? – кричала Наташа. Соня не переставая хлопотала тоже; но цель хлопот ее была противоположна цели Наташи. Она убирала те вещи, которые должны были остаться; записывала их, по желанию графини, и старалась захватить с собой как можно больше.

Во втором часу заложенные и уложенные четыре экипажа Ростовых стояли у подъезда. Подводы с ранеными одна за другой съезжали со двора. Коляска, в которой везли князя Андрея, проезжая мимо крыльца, обратила на себя внимание Сони, устраивавшей вместе с девушкой сиденья для графини в ее огромной высокой карете, стоявшей у подъезда. – Это чья же коляска? – спросила Соня, высунувшись в окно кареты. – А вы разве не знали, барышня? – отвечала горничная. – Князь раненый: он у нас ночевал и тоже с нами едут. – Да кто это? Как фамилия? – Самый наш жених бывший, князь Болконский! – вздыхая, отвечала горничная. – Говорят, при смерти. Соня выскочила из кареты и побежала к графине. Графиня, уже одетая по дорожному, в шали и шляпе, усталая, ходила по гостиной, ожидая домашних, с тем чтобы посидеть с закрытыми дверями и помолиться перед отъездом. Наташи не было в комнате. – Maman, – сказала Соня, – князь Андрей здесь, раненый, при смерти. Он едет с нами. Графиня испуганно открыла глаза и, схватив за руку Соню, оглянулась. – Наташа? – проговорила она. И для Сони и для графини известие это имело в первую минуту только одно значение. Они знали свою Наташу, и ужас о том, что будет с нею при этом известии, заглушал для них всякое сочувствие к человеку, которого они обе любили. – Наташа не знает еще; но он едет с нами, – сказала Соня. – Ты говоришь, при смерти? Соня кивнула головой. Графиня обняла Соню и заплакала. «Пути господни неисповедимы!» – думала она, чувствуя, что во всем, что делалось теперь, начинала выступать скрывавшаяся прежде от взгляда людей всемогущая рука. – Ну, мама, все готово. О чем вы?.. – спросила с оживленным лицом Наташа, вбегая в комнату. – Ни о чем, – сказала графиня. – Готово, так поедем. – И графиня нагнулась к своему ридикюлю, чтобы скрыть расстроенное лицо. Соня обняла Наташу и поцеловала ее. Наташа вопросительно взглянула на нее. – Что ты? Что такое случилось? – Ничего… Нет… – Очень дурное для меня?.. Что такое? – спрашивала чуткая Наташа. Соня вздохнула и ничего не ответила. Граф, Петя, m me Schoss, Мавра Кузминишна, Васильич вошли в гостиную, и, затворив двери, все сели и молча, не глядя друг на друга, посидели несколько секунд. Граф первый встал и, громко вздохнув, стал креститься на образ. Все сделали то же. Потом граф стал обнимать Мавру Кузминишну и Васильича, которые оставались в Москве, и, в то время как они ловили его руку и целовали его в плечо, слегка трепал их по спине, приговаривая что то неясное, ласково успокоительное. Графиня ушла в образную, и Соня нашла ее там на коленях перед разрозненно по стене остававшимися образами. (Самые дорогие по семейным преданиям образа везлись с собою.) На крыльце и на дворе уезжавшие люди с кинжалами и саблями, которыми их вооружил Петя, с заправленными панталонами в сапоги и туго перепоясанные ремнями и кушаками, прощались с теми, которые оставались. Как и всегда при отъездах, многое было забыто и не так уложено, и довольно долго два гайдука стояли с обеих сторон отворенной дверцы и ступенек кареты, готовясь подсадить графиню, в то время как бегали девушки с подушками, узелками из дому в кареты, и коляску, и бричку, и обратно. – Век свой все перезабудут! – говорила графиня. – Ведь ты знаешь, что я не могу так сидеть. – И Дуняша, стиснув зубы и не отвечая, с выражением упрека на лице, бросилась в карету переделывать сиденье. – Ах, народ этот! – говорил граф, покачивая головой. Старый кучер Ефим, с которым одним только решалась ездить графиня, сидя высоко на своих козлах, даже не оглядывался на то, что делалось позади его. Он тридцатилетним опытом знал, что не скоро еще ему скажут «с богом!» и что когда скажут, то еще два раза остановят его и пошлют за забытыми вещами, и уже после этого еще раз остановят, и графиня сама высунется к нему в окно и попросит его Христом богом ехать осторожнее на спусках. Он знал это и потому терпеливее своих лошадей (в особенности левого рыжего – Сокола, который бил ногой и, пережевывая, перебирал удила) ожидал того, что будет. Наконец все уселись; ступеньки собрались и закинулись в карету, дверка захлопнулась, послали за шкатулкой, графиня высунулась и сказала, что должно. Тогда Ефим медленно снял шляпу с своей головы и стал креститься. Форейтор и все люди сделали то же. – С богом! – сказал Ефим, надев шляпу. – Вытягивай! – Форейтор тронул. Правый дышловой влег в хомут, хрустнули высокие рессоры, и качнулся кузов. Лакей на ходу вскочил на козлы. Встряхнуло карету при выезде со двора на тряскую мостовую, так же встряхнуло другие экипажи, и поезд тронулся вверх по улице. В каретах, коляске и бричке все крестились на церковь, которая была напротив. Остававшиеся в Москве люди шли по обоим бокам экипажей, провожая их. Наташа редко испытывала столь радостное чувство, как то, которое она испытывала теперь, сидя в карете подле графини и глядя на медленно подвигавшиеся мимо нее стены оставляемой, встревоженной Москвы. Она изредка высовывалась в окно кареты и глядела назад и вперед на длинный поезд раненых, предшествующий им. Почти впереди всех виднелся ей закрытый верх коляски князя Андрея. Она не знала, кто был в ней, и всякий раз, соображая область своего обоза, отыскивала глазами эту коляску. Она знала, что она была впереди всех. В Кудрине, из Никитской, от Пресни, от Подновинского съехалось несколько таких же поездов, как был поезд Ростовых, и по Садовой уже в два ряда ехали экипажи и подводы. Объезжая Сухареву башню, Наташа, любопытно и быстро осматривавшая народ, едущий и идущий, вдруг радостно и удивленно вскрикнула: – Батюшки! Мама, Соня, посмотрите, это он! – Кто? Кто? – Смотрите, ей богу, Безухов! – говорила Наташа, высовываясь в окно кареты и глядя на высокого толстого человека в кучерском кафтане, очевидно, наряженного барина по походке и осанке, который рядом с желтым безбородым старичком в фризовой шинели подошел под арку Сухаревой башни. – Ей богу, Безухов, в кафтане, с каким то старым мальчиком! Ей богу, – говорила Наташа, – смотрите, смотрите! – Да нет, это не он. Можно ли, такие глупости. – Мама, – кричала Наташа, – я вам голову дам на отсечение, что это он! Я вас уверяю. Постой, постой! – кричала она кучеру; но кучер не мог остановиться, потому что из Мещанской выехали еще подводы и экипажи, и на Ростовых кричали, чтоб они трогались и не задерживали других. Действительно, хотя уже гораздо дальше, чем прежде, все Ростовы увидали Пьера или человека, необыкновенно похожего на Пьера, в кучерском кафтане, шедшего по улице с нагнутой головой и серьезным лицом, подле маленького безбородого старичка, имевшего вид лакея. Старичок этот заметил высунувшееся на него лицо из кареты и, почтительно дотронувшись до локтя Пьера, что то сказал ему, указывая на карету. Пьер долго не мог понять того, что он говорил; так он, видимо, погружен был в свои мысли. Наконец, когда он понял его, посмотрел по указанию и, узнав Наташу, в ту же секунду отдаваясь первому впечатлению, быстро направился к карете. Но, пройдя шагов десять, он, видимо, вспомнив что то, остановился. Высунувшееся из кареты лицо Наташи сияло насмешливою ласкою.

wiki-org.ru

«В основе экспансии Росатома лежит ВВЭР»

— Как вы оцениваете итоги 2015 года? Все ли задуманное удалось? Пришлось ли столкнуться с какими-то трудностями?

— 2015 год был для нас очень тяжелым. Прежде всего потому, что у нас было очень много работы в рамках подготовки новых контрактов Росатома. Это была трудоемкая и сложная работа, но успешная: госкорпорация вышла на подписание контрактов по АЭС «Руппур» в Бангладеш, по второй очереди АЭС «Пакш» в Венгрии, по блокам №№ 3, 4 АЭС «Куданкулам» в Индии. Эта работа занимает много времени и сил, но обеспечивает задел на будущее.

— Такие техпроекты делаются для каждой площадки отдельно?

— Иногда применяются готовые проекты. Но обычно так не получается: у каждого внешнего заказчика своя нормативная база, свои специфические требования. Поэтому приходится, по сути, разрабатывать новый комплект документации под каждого нового заказчика, хотя в основе лежит, конечно, какой-то базовый проект. Планы Росатома по внешней экспансии в 2015 году реализовывались весьма успешно. Мы вышли на высокую загрузку. В ближайшие четыре-пять лет у нас не будет проблем с загрузкой предприятия.

— Это работа по каким реакторам — ВВЭР-1000, ВВЭР-1200?

— Сейчас самый востребованный реактор — это ВВЭР-1200 проекта ­АЭС-2006. Но есть и проекты на основе более старых решений. Например, индийцы не хотят ничего существенно нового на блоках №№ 3,4 АЭС «Куданкулам», они хотят, чтобы мы построили такие же блоки, как и на первой очереди, но с небольшими улучшениями. Аналогичная ситуация в Китае: в проекте «Тяньвань–3,4» также остаются реакторы мощностью 1000 мегаватт, аналогичные построенным на блоках №№ 1 и 2.

— В Бангладеш и Вьетнаме планируется сооружение блоков на 1200 МВт?

— В Бангладеш ситуация неоднозначная. Там начинали с проекта ВВЭР-ТОИ, потом с учетом пожеланий заказчика было принято решение вернуться к проекту АЭС-2006.Если говорить о проектах мощностью больше чем 1200 МВт, то в России на площадке второй очереди Курской АЭС возводятся блоки ВВЭР-1300.

— 1300? Ничего себе! Это тоже проект АЭС-2006?

— В основе проект ВВЭР-ТОИ, то есть по сути — улучшенный и оптимизированный проект АЭС-2006.

— И за счет чего удалось достичь мощности 1300 МВт?

— За счет оптимизации решений по всем направлениям.

— По каким еще странам вы завершили техпроекты в 2015 году? Может быть, по Венгрии?

— Нет, Венгрию мы только начинаем. В 2015 году заключили договор, участвуем в доработке технических приложений контракта и подготовке пакета документов, который позволит получить лицензию на строительство. Это предварительный отчет по обоснованию безопасности и серия сопровождающих документов.

Вторая задача — выйти на работы, связанные с запуском в производство оборудования длительного цикла изготовления. Это то, чем мы сейчас занимаемся в проекте «Куданкулам–3,4».

— Какие проекты были завершены в 2015 году?

— С венграми заключен контракт на строительство блока, обсуждаем договоры на разработку техпроекта, ведутся работы по созданию пакета документов для получения лицензии.

С финнами контракт был подписан уже более полутора лет назад, мы с ними очень активно работаем. Там главная задача — подготовка пакета документов, необходимого для получения лицензии на строительство. Финляндия — очень непростой партнер: это западноевропейская страна, у них очень жесткие требования к безопасности, собственная нормативная база.

Это первый проект для нас, в котором приоритетной является не российская нормативная база, а база страны-заказчика, основанная на западных стандартах, которые в свою очередь во многом основаны на американских. Гармонизация наших стандартов и адаптация проекта к требованиям западного заказчика — это очень трудная задача, которую мы решали в течение 2015 года и продолжим решать в 2016 году.

— Юкка Лааксонен говорил, что самое главное — это не переделывать свой проект под западные стандарты, а доказывать, что твои стандарты соответствуют западным требованиям. А вы как думаете?

— Есть разные точки зрения. Даже у самих финнов, с которыми мы общаемся, нет единства по этому вопросу. Некоторые из них считают, что мы напрямую должны использовать западные стандарты. Мы совершенно убеждены, что это невозможно. То, о чем говорил Ю. Лааксонен — разумно, это тот подход, который мы предлагаем финнам: мы все делаем по нашим стандартам и при этом доказываем, что они не уступают европейским в части безопасности, прежде всего. И мы убеждены, что сможем это доказать, потому что это факт, в котором мы не сомневаемся.

— Какой объем НИОКР намечен на 2016 год и каковы основные направления?

— Мы планируем, что НИОКР в этом году будут направлены преимущественно на обоснование решений, заложенных в проекты ВВЭР ­АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ. Например, экспериментальное обоснование концепции ТПР — течь перед разрушением. Тема очень специфическая. Современные требования предполагают необходимость применения этой концепции в проектах новых АЭС. У нас есть обоснования применимости концепции к основным трубопроводам реакторной установки ВВЭР. Сейчас мы их актуализируем под новые проекты, конструкции, под требования новых заказчиков.

— Этот вопрос возник в том числе в связи с европейскими требованиями?

— Нет. Это требование Ростехнадзора. Европейские регуляторы пока таких вопросов не ставят, но я думаю, поставят. Есть другие НИОКР, связанные с исследованием всевозможных нетипичных аварий, которые могут случиться в теории. Например, из-за падения тяжелых предметов на топливо в бассейне выдержки или падения самого топлива при выполнении транспортно-технологических операций. Все это тоже связано с безопасностью.

Такой анализ раньше вообще не проводился: эксперимент практически невозможен, а для расчетов не было соответствующих компьютеров и программ. Сейчас он стал возможен благодаря компьютерному моделированию. Теперь мы можем на качественно новом уровне, с использованием современных средств решить проблему обоснования безопасности при возникновении такого рода инцидентов.

Все сначала просчитывается на компьютерах, а отдельные элементы расчетных моделей верифицируются путем локальных экспериментов на стендах. Мы проводили такие эксперименты, например, для падения кассеты, потом сравнивали результаты с расчетными и получали очень хорошее совпадение.

— Планируется ли дальнейшее развитие мощности в рамках линейки ВВЭР?

— Здесь ситуация следующая. Мы работаем, скажем так, под заказчика. Со своей стороны мы готовы предложить расширение линейки мощности, причем как вниз, так и вверх. У нас уже в достаточно высокой степени готовности проект ВВЭР-600, двухпетлевая установка — это средняя мощность. У нас есть предложение по разработке реакторов малой мощности на 150–200 МВт, на основе интегральной компоновки.

Мы пытаемся инициировать внутри Росатома инвестпроекты, необходимые для доработки, доведения такого рода проектов до такого уровня, чтобы их можно было предложить заказчику. Пока у нас нет положительного решения, но первоочередные поисковые работы в данном направлении мы ведем в инициативном порядке.

Также у нас есть предложение по новой конструкции парогенератора, которое позволяет создать линейку реакторов на основе универсальной петли с одним парогенератором и одним ГЦН. То есть можно сделать двухпетлевые установки мощностью 1200 МВт. Не четырех-, как сейчас, а двухпетлевые. И можно сделать трехпетлевую установку мощностью 1800 МВт. Степень проработанности такова, что если появится реальный заказчик, то мы сможем года за три провести все необходимые работы.

— А кроме ВВЭР можете какие-то яркие разработки назвать?

— В высокой степени готовности проект СВБР-100. У него довольно сложная судьба, сейчас он как-то повис в воздухе. Однако мы надеемся, что этот проект будет доведен до конца.

— В него уже много денег вложено…

— Бросать его было бы нелогично. Во-первых, действительно денег много потратили, во‑вторых, эта технология, в общем-то, новая, мы здесь лидеры, и бросить ее на полпути, думаю, было бы неправильно. В свое время, когда ее внедряли в военно-морской сфере, пришли к выводу, что это слишком инновационно, но сейчас-то ее уже можно довести до практического применения.

— Я слышал, что проект пока получается дорогой.

— Да, такая проблема есть. Но это проблема не столько реактора, сколько станции, блока, и связана она с площадкой, со зданиями. Речь идет об опытно-промышленном блоке с одним реактором СВБР-100.

— Он расположен в Димитровграде.

— Да. Там действительно получается высокая стоимость, но мы не думаем, что исходя из стоимости опытного блока можно делать заключение о перспективности технологии. Если посмотреть под тем же углом зрения, например, на БРЕСТ, то там ситуация не лучше.

— Удается ли конструкторской компании выполнить задачу Росатома по существенному сокращению стоимости ВВЭР?

— Цель поставлена весьма амбициозная. Технология ВВЭР уже достаточно хорошо проработана и оптимизирована, ее можно лишь локально улучшать. В стадии завершения работы по повышению мощности действующих блоков. Все они уже готовы к работе на мощности 104 % от номинальной. Есть обоснование повышения мощности до 107 % — таковы планы в отношении действующих «тысячников». И на Балаковской АЭС, на блоке № 4, скоро начнутся испытания режима 107 % — это серьезное улучшение экономики эксплуатации блока.

Ведутся работы по продлению срока службы АЭС, они тоже имеют отношение к снижению стоимости. Ведь стоимость электроэнергии на блоке, срок службы которого продлен чуть ли не в два раза, конечно, интегрально будет уменьшаться. Ведутся работы по повышению коэффициента технического использования реакторов. Это увеличение длительности топливных циклов, это оптимизация работ, связанных с обслуживанием, ремонтами, с контролем и так далее.

Задача снижения стоимости принимается во внимание и при проектировании новых блоков: мы работаем над снижением металлоемкости, применяем новые материалы, оптимизируем конструкции.

— Давайте поговорим о ВВЭР-600. Как вы оцениваете перспективы этого проекта? Что делает «Гидропресс» в этом направлении?

— Мы довели этот проект до определенной степени готовности — примерно до 70 %, и сейчас работы по нему не ведутся, потому что нет конкретного заказчика. Мы не можем себе позволить заниматься более детальной проработкой проекта в условиях отсутствия заказчика, у нас нет финансирования. Если появится реальный заказчик, то мы сможем буквально за год довести проект до состояния, пригодного к реализации.

— До технического проекта?

— Да. Мнения о востребованности этого проекта расходятся. Было время, когда нам говорили, что есть очень много заказчиков на блоки такой мощности. «Русатом Оверсиз» в свое время нам говорил, что реально найти десятки заказчиков, которые готовы строить этот проект. Сейчас в Росатоме преобладает мнение, что реального спроса на такой проект нет, потому что даже страны типа Бангладеш хотят сразу строить блок на 1200 МВт.

Еще один аргумент, который я тоже слышал на НТС Росатома, — что американский реактор AP1000 тоже начинался как AP600, но в итоге был реализован вариант с большей мощностью. И причина в том, что мощность 600 МВт с экономической точки зрения менее привлекательна, чем 1000 МВт. Вы, наверное, знаете, что есть еще проект реактора средней мощности, ОКБМ?

— Да-да, конечно.

— По данным проектам в 2014–2015 годах были выполнены НИОКР с целью их сравнения, с тем чтобы выбрать приоритетное направление дальнейшего движения. И по завершении НИОКР было заявлено, что дальнейшее финансирование этих работ осуществляться не будет до тех пор, пока не появится конкретный заказчик. Какой вариант будет выбран, зависит от заказчика и от сроков, необходимых для реализации проекта.

— Что вы думаете о перспективах ВВЭР-С? Кстати, что обозначает буква «С»?

— ВВЭР-С в нашем понимании — это, прежде всего, реактор со спектральным регулированием. Мы считаем, что это перспективное направление, и нас в этом поддерживает Курчатовский институт; мы всячески продвигаем это направление.

— Каковы конкурентные преимущества «Гидропресса»?

— В тематике ВВЭР наши конкурентные преимущества — это огромный опыт, большое число реализованных проектов, отработанные конструкторские решения, которые создавались десятилетиями.

Еще одно наше преимущество заключается в том, что мы можем комплексно решать проблему проектирования реакторной установки. У нас есть свои физики, теплофизики, конструкторы, технологи, прочнисты, материаловеды, экспериментаторы.

— У вас есть все, что нужно?

— Почти все, да. Есть элементы, которые мы заказываем другим организациям, но их немного. Например, главные циркуляционные насосы мы не проектируем.

— В прошлом году «Гидропресс» отпраздновал юбилей. Какие этапы вы бы выделили в качестве ключевых для развития компании?

— Много чего было сделано в «Гидропрессе» за время его существования. Вот основные этапы, которые я бы выделил. Первый, очень серьезный результат — это создание реактора ВВЭР-440. До него была серия реакторов меньшей мощности, они строились по одному — отрабатывалась технология, но в конце концов был создан реактор ВВЭР-440, который впоследствии растиражировали в большом количестве. Многие из этих реакторов работают до сих пор. В Европе, и то только в Болгарии и Германии, реакторы этого типа вывели из эксплуатации, а во всех остальных странах они работают.

Когда в Болгарии выводили из эксплуатации первые четыре блока, атомщики были категорически не согласны с таким решением.

— Кстати, в Болгарии работал тот же проект ВВЭР-440, что и в Финляндии?

— Нет, реакторы ВВЭР-440 в Болгарии были более раннего поколения, чем в Финляндии.

Вообще реакторы ВВЭР-440 существуют в нескольких вариантах. Первое поколение — это Воронеж, первые два блока Кольской АЭС, четыре блока АЭС «Козлодуй», АЭС «Богунице». Это проекты на основе реактора В-230. Второе поколение — проект В-213, он начался с Финляндии — это финская «Ловииса», 3-й и 4-й блоки Кольской станции. И в Европе их много было построено.

Третье поколение — это В-318, который создавался для Кубы, но так и не был построен. Отдельно следует сказать об уникальном проекте реактора для Армянской АЭС, рассчитанного на высокую сейсмичность площадки.

— А кроме создания ВВЭР-440, какие еще были вехи в развитии «Гидропресса»?

— Второй этап — это уже начало 1980-х годов — создание реактора ВВЭР-1000. Это 5-й блок Нововоронежской АЭС, потом — малая серия, потом — большая, но все это — однотипные реакторы, которые тоже были серьезно растиражированы и до сих пор тиражируются. Все эти реакторы работают, ни один из них не выведен из эксплуатации.

Сейчас ведутся работы по продлению срока службы, причем не только в России, но и в других странах, например, на Украине и в Чехии. Также мы ведем работы по продлению срока службы реакторов 5-го и 6-го блоков АЭС «Козлодуй» в Болгарии, это тоже реакторы ВВЭР-1000 серии В-320.

Отдельный этап — создание свинцово-висмутового реактора для подводных лодок. Мы создали два проекта, которые реально работали. Это был прорыв. Ничего подобного нигде в мире больше не было сделано, и до сих пор не сделано.

Какие еще этапы? Наверное, современный. Он интересен массовым выходом проектов «Гидропресса» за пределы России. Такого массового строительства за рубежом никогда не было. Надо сказать, что вся программа экспансии Росатома за рубежом целиком основывается на технологии ВВЭР и на наших реакторах. Это — предмет нашей гордости.

— Тем, что удалось сохранить компанию в 1990-е годы, тоже можно гордиться?

— Да, это тоже очень важно. Это был тяжелый период. Действительно, компанию удалось сохранить и даже нарастить ее компетенции. И в этом нам очень сильно помогли внешние контракты, в частности, с Китаем, Индией и Ираном.

— Темелин», наверное, тоже?

— Темелин» — это проект серии В-320, мы в те тяжелые годы на нем практически ничего не заработали. А вот Китай, Индия и АЭС «Бушер» — это были важные проекты, которые позволили и нам, и заводам-изготовителям, тоже во многом благодаря этим проектам сохранившим свою компетенцию, пережить тяжелое время.

— В прошлое мы заглянули. А каким вы видите будущее «Гидропресса» через пять, 10, 15 лет?

— Следующие пять лет «Гидропресс» будет полностью, под самую завязку, загружен работами по реализации тех проектов внутри страны и за рубежом, договоренности по которым достигнуты уже сейчас. Все наши ресурсы будут задействованы именно в этих работах. У нас будет загрузка, будут деньги, будет зарплата, наша компания будет развиваться и наращивать свой потенциал.

На 10 и 15 лет вперед труднее прогнозировать, все зависит от того, какие решения будут приниматься внутри Росатома. Если наши предложения по линейке ВВЭР или ВВЭР-С будут приняты, мы будем развиваться в этом направлении. Если нет, то нам придется искать какие-то новые сферы применения наших компетенций.

— Могли бы вы выделить самые перспективные направления, которые следует развивать? И наоборот, те, от которых можно отказаться или отодвинуть на второй план?

— Перспективное — это ВВЭР-С, реактор со спектральным регулированием, который в рамках развития технологии ВВЭР может быть создан с относительно небольшими трудозатратами. Следующий шаг — реакторы на основе сверхкритического давления (СКД), это перспективная тема. Это реакторы уже четвертого поколения, и сейчас предсказать, как данное направление будет развиваться, довольно тяжело.

Во всем мире сейчас этой тематикой занимаются, но пока на уровне исследований, университетских программ. Мы тоже в этих работах принимаем участие. Дойдет ли до серьезного проектирования и будет ли предпринята попытка реализации подобного проекта, в данный момент тяжело прогнозировать.

— Что с экономической точки зрения могут дать эти проекты?

— ВВЭР-С — это прежде всего более экономичное использование топлива. Считается, что это не очень актуально — сейчас уран дешевый. Но есть предпосылки к тому, что уран может очень сильно подорожать, тогда преимущество реактора ВВЭР-С будет значимо. А ВВЭР-СКД хорошо вписывается в замкнутый топливный цикл: этот реактор может сам воспроизводить топливо для себя, имеет более высокий КПД и так далее.

— Сейчас в основном АЭС строятся на государственные деньги. Как вы считаете, за счет чего можно снизить стоимость строительства, чтобы проекты по сооружению АЭС стали привлекательными для частных инвесторов?

— Тема важная, она актуальна последние лет десять. Из-за постоянного усиления требований к безопасности себестоимость электроэнергии атомных станций уже вплотную приблизилась к показателям в тепловой энергетике. Набирает популярность мнение, что главное преимущество атомной энергетики уже не дешевизна, а отсутствие выбросов углекислого газа. Сможем ли мы поддерживать конкурентоспособность технологии в будущем? Мы считаем, что это возможно, что есть потенциал.

Если говорить о переходе от госфинансирования к рыночной основе, здесь, конечно, есть проблемы. Главная из них — это проблема длительной окупаемости. Сам факт того, что проект окупится, сомнений не вызывает, но мало кто хочет вкладывать средства на такой длительный срок.

— Что касается финансирования основной деятельности, все ли вас удовлетворяет?

— Мы сами зарабатываем деньги, заключаем договоры. Загрузка у нас есть. Единственная сложность — в том, что процесс заключения договоров очень длительный, тяжело идут переговоры по цене, это отнимает время. А в целом в смысле загрузки и наличия работы для нас ситуация хорошая.

Другое дело, что внешние контракты заключаются по разным направлениям независимыми командами людей, которые не утруждают себя оценкой наших возможностей — можем ли мы, например, одновременно работать над четырьмя проектами. Из-за этого у нас возникают трудности с планированием работ.

— Как будете справляться? Набирать новых сотрудников?

— Будем повышать производительность и оптимизировать работу.

— Расскажите, пожалуйста, о работе над новыми модификациями топлива. Что сейчас делает «Гидропресс» в этом направлении?

— Топливо — это важнейший элемент реакторной установки. Работы по топливу и по его усовершенствованию ведутся непрерывно. Сейчас мы вышли на ТВС-2М — это наша главная кассета. Мы считаем, что это очень удачное изделие, в котором уже решены все те проблемы, которые возникали на более ранних стадиях развития топлива: обеспечены устойчивость, надежность, сопротивление формоизменению. Дальнейшие работы также связаны с концепцией ТВС-2М: взяв ее за основу, мы движемся дальше.

Основные направления работы следующие: это повышение содержания урана в топливе за счет применения таблеток диаметром 7,8 мм и за счет отказа от отверстия в таблетках; это улучшение экономики топлива за счет длительности топливных циклов, повышения глубины выгорания.

— На сколько планируется увеличить топливный цикл?

— Сейчас цикл составляет 18 месяцев, но заказчикам интересны в основном топливные циклы, кратные 12 месяцам. По крайней мере, в нашей климатической зоне, где есть и зима, и лето. Цель — дойти до 24 месяцев. Однако с помощью мелких улучшений ее не достичь. Видимо, придется повышать обогащение топлива — над этим мы тоже работаем. Обогащение топлива свыше 5 % — это очевидный путь, в эту сторону нужно двигаться.

Повышение мощности блоков выше номинальной — до 107–110 % — также достигается в том числе за счет топлива, за счет применения новых элементов для улучшения теплообмена. Для повышения надежности топлива мы сейчас применяем перемешивающие решетки, антидебризные фильтры. Такие кассеты уже находятся в опытной эксплуатации. Кроме того, ведутся работы по созданию и экспериментальной отработке кассет с REMIX-топливом.

В перспективе мы предполагаем сделать кассету ТВС-4, которая вобрала бы в себя все те элементы, о которых мы сейчас говорили.

— Удовлетворены ли вы кадрами? Молодежь приходит? Все-таки конструкторская деятельность непростая.

— У нас был период — 1990–­2000-е годы, — когда молодежь почти не приходила, коллектив старел. Сейчас этот процесс остановлен, молодежь приходит. Кадровый состав, по моему мнению, неплохо сбалансирован. Для Подольска мы привлекательный работодатель, хотя, конечно, Москва —она ведь рядом — забирает определенное количество талантов.

— Как вы оцениваете молодежь, которая к вам приходит? Она толковая? Приходится ли проводить дополнительную переподготовку?

— Чтобы люди пришли из вузов и сразу начали идеально работать — такого не было никогда. Совершенно естественно, что бывший студент на первых порах просто вникает, учится.

Сейчас бытует мнение, что качество образования ухудшилось по сравнению с советскими временами. Может быть, отчасти это и так, но, по моей оценке, процент творчески активной молодежи, которая стремится работать, имеет потенциал к совершенствованию, не уменьшается.

— А каких специалистов не хватает?

У нас на предприятии есть производство, и больше всего не хватает квалифицированных рабочих в цеху.

Востребованы прочнисты, теплофизики, конструкторы, которые знакомы с современными технологиями проектирования и могут работать в современных системах — это 3D-моделирование, информационные системы.

У нас изменилась технология проектирования — это одно из серьезных достижений 2015 года. Наконец-то реализовано то, что мы начали при разработке проекта ВВЭР-ТОИ — переход на информационную модель, которая должна отображать весь жизненный цикл изделия, и применение 3D-моделирования как основы для дальнейшей разработки чертежей. Мы на одном из последних проектов реально вышли на такой уровень, когда можно сказать, что в основе нашей деятельности лежит новая технология проектирования.

atomicexpert.com

Реакторная установка с ВВЭР-1500

РУ с ВВЭР-1500 разрабатывается на основе проектов РУ с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Результаты разработки концептуального проекта РУ с ВВЭР-1500 подтверждают возможность создания такой РУ, учитывающей принципы и подходы, содержащиеся в требованиях европейских пользователей атомной энергии (EUR) и рекомендациях МАГАТЭ и по основным техническим характеристикам, уровню безопасности не уступающей перспективным зарубежным РУ с реакторами PWR.

Концепция проекта:

  • использование опыта создания ВВЭР с реализацией принципа эволюционной преемственности;
  • ориентация на имеющуюся промышленную базу России при создании основного оборудования РУ;
  • учет результатов работ по повышению надежности оборудования и его ресурса, выполненных применительно к действующим ВВЭР-1000, а также к проектам ВВЭР нового поколения;
  • максимальное использование результатов НИОКР, выполненных для ВВЭР-1000;
  • внедрение альтернативных решений после их всесторонней и представительной отработки;
  • выполнение основных положений по обеспечению безопасности, включающих:
    • требования отечественных норм и правил,
    • рекомендации МАГАТЭ,
    • требования EUR,
    • применение аттестованных расчетных методик и программ;
  • обеспечение конкурентоспособности.

Основные технические решения:

  • увеличенный размер корпуса реактора;
  • сниженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000;
  • увеличенная высота обогреваемой части активной зоны;
  • ПГ горизонтальный типа ПГВ-1000М;
  • пассивные системы безопасности рассчитаны на работу в течение не менее 24 часов;
  • технические средства управления тяжелыми авариями;
  • назначенный срок службы основного оборудования 50 лет, корпуса реактора - 60 лет.

Технические характеристики:

Мощность реактора тепловая, МВт 4250
Кол-во циркуляционных петель, шт 4
Давление в 1 контуре, МПа 15,7
Давление во 2 контуре,  МПа 7,34
Паропроизводительность, т/ч 8270
Температура теплоносителя в реакторе, °С:  
- на входе 297,6
- на выходе 330,0
Расход теплоносителя через реактор, м3/ч 108 000
Диаметр корпуса (внутренний), мм 4960
Флюенс нейтронов на корпус реактора за 60 лет с энергией:   
> 0,5 МэВ 1,45.1019 нейтр/см2
> 1,0 МэВ 1.1019 нейтр/см2
Количество ТВС в активной зоне, шт. 241
Диаметр твэл (наружный), мм 9,1
Активная высота твэл, мм 4200
Объемная напряженноcть а.з., КВт/л 87
Максимальная линейная нагрузка на твэл, Вт/см 325
Обогащение топлива подпитки, % 4,4
Глубина выгорания, МВт·сут/кг·U (45-55) х 103
Длительность кампании, лет 4 - 5

www.gidropress.podolsk.ru

Водо-водяной энергетический реактор — WiKi

Характеристики ВВЭР

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1325 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см² 29,0 29,0 44,0 60,0 70,0
Давление в первом контуре, кг/см² 100 105 125 160,0 165,1
Температура воды, °C:        
     на входе в реактор 250 250 269 289 298,6
     на выходе из реактора 269 275 300 319 329,7
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

ВВЭР-210, ВВЭР-365

ВВЭР-210, созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск "с открытой крышкой" был проведен в декабре 1963г., 8 сентября 1964 г. реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключен к энергосети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире[источник не указан 493 дня]. На нем были отработаны традиционные технические решения:

  • шестигранная форма кассет,
  • материалы для оболочек твэлов,
  • форма, материалы, корпус и опора реактора,
  • приводы СУЗ,
  • системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.[3]

В 1984 г. первый блок был выведен из эксплуатации.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

  • увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С;
  • сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счет добавления 2 петель;
  • принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;
  • применение выгорающих поглотителей;
  • создание универсальных регулирующих кассет;
  • снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [4]

Блок был построен и запущен в 1969 г. [5]

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. - ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.[6]

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:

С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.

ВВЭР-1000

  Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). 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 КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 т[7].

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

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

  • ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежской АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
  • ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия», блоки № 1,2 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Южно-Украинской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, Ростовской АЭС, Запорожской АЭС, блоки № 3,4 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3,4 Ровенской АЭС, блок № 3 Южно-Украинской АЭС, блоки № 1,2 АЭС «Темелин», блоки № 5,6 АЭС «Козлодуй». Предполагался к установке на Крымской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-341) — на базе В-320, предварительно АЭС-91 для блока № 3 АЭС «Ловииса» (1981 г., строительство не начиналось)
  • ВВЭР-1000 (В-392) — АЭС-88, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64 и при максимальном расчётном землетрясении в 8 баллов по шкале MSK 64.
  • ВВЭР-1000 (В-392Б) — на базе В-320 и В-392, АЭС-92 для блоков № 5,6 Балаковской АЭС и блоков № 3,4 Хмельницкой АЭС (недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-410) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-92 для НП-1000 (строительство не начиналось)
  • ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, АЭС-92 рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
  • ВВЭР-1000 (В-413) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-91 для блока № 3 АЭС «Ловииса» (1991 г., недостроенный)
  • ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, АЭС-91 рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, для блоков № 1-4 Тяньваньской АЭС, по заказу КНР
  • ВВЭР-1000 (В-446) — на базе В-392, АЭС-92 для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, АЭС-91
  • ВВЭР-1000 (В-466Б) — на базе В-392, АЭС-92
  • ВВЭР-1000 (В-511) — на базе В-510, ВВЭР-ТОИ (потенциальный проект)
  • ВВЭР-1000 (В-528) — на базе В-466Б, АЭС-92 для блоков № 2,3 Бушерской АЭС

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время ОАО Концерн «Росэнергоатом» разработал типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 планировалось запустить в 2013 году, в рамках проекта сооружения Нововоронежской АЭС-2, однако в результате сроки были сдвинуты на 3 года. 5 августа 2016 года на Нововоронежской АЭС был включен в энергосистему России шестой энергоблок, в рамках проекта «АЭС-2006» с реакторной установкой ВВЭР-1200 и электрической мощностью 1200 мегаватт. Там же строится ещё один аналогичный блок. На первом строящемся энергоблоке Ленинградской АЭС-2 завершена промывка трубопроводов, соединяющих приемные камеры насосов системы охлаждения технологического оборудования зданий ядерного острова и брызгальный бассейн первого строящегося энергоблока. Подписано распоряжение Правительства РФ о строительстве Балтийской АЭС из 2 блоков по проекту «АЭС-2006» с реакторами типа ВВЭР-1200, установленная мощность станции — 2400 МВт, ввод первого блока — 2017 год, второго — 2018 год. Помимо этого, реакторы ВВЭР-1200 будут использованы при строительстве первой Белорусской АЭС возле города Островец Гродненской области. Российское предприятие "Силовые машины" 13.10.2016 отгрузило на Белорусскую АЭС статор турбогенератора мощностью 1200 МВт.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

  • ВВЭР-1200 (В-392М), АЭС-2006/92 — блоки № 1,2 Нововоронежской АЭС-2
    • ВВЭР-1200 (В-501), АЭС-2006М — на базе В-392, двух-петельный вариант
    • ВВЭР-1200 (В-513), АЭС-2010 — на базе В-392М и В-510
    • ВВЭР-1200 (В-523), АЭС-2006/92 — на базе В-392М и В-510, блоки № 1,2 АЭС Руппур
  • ВВЭР-1200 (В-491), АЭС-2006/91 — блоки № 1-4 Ленинградской АЭС-2, блоки № 1,2 Балтийской АЭС, блоки № 1,2 Белорусской АЭС
    • ВВЭР-1200 (В-508), МИР.1200 — на базе В-491
    • ВВЭР-1200 (В-522), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блок № 1 АЭС Ханхикиви
    • ВВЭР-1200 (В-527), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1,2 АЭС Пакш-2
    • ВВЭР-1200 (В-529), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1-4 АЭС эд-Дабаа

Особенности ВВЭР-1200

АЭС на основе ВВЭР-1200 характеризуются повышенным уровнем безопасности, позволяющим отнести их к поколению «3+». Это достигнуто внедрением новых «пассивных систем безопасности», которые способны функционировать без вмешательства операторов даже при полном обесточивании станции. На энергоблоке №1 НВАЭС-2 в качестве таких систем применены система пассивного отвода тепла от реактора, пассивная система каталитического удаления водорода и ловушка расплава активной зоны. Другой особенностью проекта стала двойная защитная оболочка, в которой внутренняя оболочка предотвращает утечку радиоактивных веществ при авариях, а внешняя оболочка противостоит природным и техногенным воздействиям, таким как, например, смерчи или падение самолёта[8].

ВВЭР-640 (проект)

Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

  • расхолаживание реактора и отвод остаточного тепла от активной зоны осуществляется за счёт систем, действующих по пассивному принципу, то есть не требующих вмешательства оперативного персонала, выдачи управляющих воздействий и внешнего подвода энергии для обеспечения циркуляции теплоносителя в активной зоне;
  • удержание расплавленного ядерного топлива (корриума) в корпусе реактора в гипотетическом случае расплавления активной зоны достигается посредством наружного охлаждения корпуса и недопущения его нагрева до температуры плавления за счёт организации в шахте реактора естественной циркуляции воды, которая соответствует тепловой мощности реактора 1800 МВт;
  • обеспечение отрицательных значений температурных коэффициентов реактивности и подкритичности активной зоны без дополнительного ввода борной кислоты при инцидентах, связанных с вводом положительной реактивности при температуре теплоносителя выше 100 градусов по шкале Цельсия в любой момент загрузки топлива;
  • температура оболочки ТВЭЛ для всего спектра проектных аварий не превышает 700 градусов по шкале Цельсия;
  • при любых внешних и внутренних воздействиях не требуется эвакуация населения, находящегося за границей площадки АЭС (радиус 1,5 км) и затраты эксплуатирующей организации на поддержание противоаварийной готовности за пределами площадки АЭС исключены.

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1300 (проект)

Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «ТОИ» — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и информационная составляющая.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объёме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:

  • оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
  • повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт;
  • усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
  • дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

Россия, с проектом ВВЭР-1300, выиграла тендер на строительство 4-х блоков АЭС «Аккую» в Турции.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

ВВЭР-1500 (проект)

Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х гг., был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году[источник не указан 628 дней].

Перегрузка топлива

На канальных реакторах типа РБМК перегрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленном реакторе и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере) и «мокрая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой).

Примечания

Литература

  • Левин Н. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ссылки

ru-wiki.org

Водо-водяной энергетический реактор — узбекистан вики

Характеристики ВВЭР

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1325 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см² 29,0 29,0 44,0 60,0 70,0
Давление в первом контуре, кг/см² 100 105 125 160,0 165,1
Температура воды, °C:        
     на входе в реактор 250 250 269 289 298,6
     на выходе из реактора 269 275 300 319 329,7
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

ВВЭР-210, ВВЭР-365

ВВЭР-210, созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск "с открытой крышкой" был проведен в декабре 1963г., 8 сентября 1964 г. реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключен к энергосети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире[источник не указан 493 дня]. На нем были отработаны традиционные технические решения:

  • шестигранная форма кассет,
  • материалы для оболочек твэлов,
  • форма, материалы, корпус и опора реактора,
  • приводы СУЗ,
  • системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.[3]

В 1984 г. первый блок был выведен из эксплуатации.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

  • увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С;
  • сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счет добавления 2 петель;
  • принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;
  • применение выгорающих поглотителей;
  • создание универсальных регулирующих кассет;
  • снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [4]

Блок был построен и запущен в 1969 г. [5]

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. - ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.[6]

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:

С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.

ВВЭР-1000

  Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). 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 КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 т[7].

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

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

  • ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежской АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
  • ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия», блоки № 1,2 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Южно-Украинской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, Ростовской АЭС, Запорожской АЭС, блоки № 3,4 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3,4 Ровенской АЭС, блок № 3 Южно-Украинской АЭС, блоки № 1,2 АЭС «Темелин», блоки № 5,6 АЭС «Козлодуй». Предполагался к установке на Крымской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-341) — на базе В-320, предварительно АЭС-91 для блока № 3 АЭС «Ловииса» (1981 г., строительство не начиналось)
  • ВВЭР-1000 (В-392) — АЭС-88, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64 и при максимальном расчётном землетрясении в 8 баллов по шкале MSK 64.
  • ВВЭР-1000 (В-392Б) — на базе В-320 и В-392, АЭС-92 для блоков № 5,6 Балаковской АЭС и блоков № 3,4 Хмельницкой АЭС (недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-410) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-92 для НП-1000 (строительство не начиналось)
  • ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, АЭС-92 рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
  • ВВЭР-1000 (В-413) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-91 для блока № 3 АЭС «Ловииса» (1991 г., недостроенный)
  • ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, АЭС-91 рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, для блоков № 1-4 Тяньваньской АЭС, по заказу КНР
  • ВВЭР-1000 (В-446) — на базе В-392, АЭС-92 для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, АЭС-91
  • ВВЭР-1000 (В-466Б) — на базе В-392, АЭС-92
  • ВВЭР-1000 (В-511) — на базе В-510, ВВЭР-ТОИ (потенциальный проект)
  • ВВЭР-1000 (В-528) — на базе В-466Б, АЭС-92 для блоков № 2,3 Бушерской АЭС

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время ОАО Концерн «Росэнергоатом» разработал типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 планировалось запустить в 2013 году, в рамках проекта сооружения Нововоронежской АЭС-2, однако в результате сроки были сдвинуты на 3 года. 5 августа 2016 года на Нововоронежской АЭС был включен в энергосистему России шестой энергоблок, в рамках проекта «АЭС-2006» с реакторной установкой ВВЭР-1200 и электрической мощностью 1200 мегаватт. Там же строится ещё один аналогичный блок. На первом строящемся энергоблоке Ленинградской АЭС-2 завершена промывка трубопроводов, соединяющих приемные камеры насосов системы охлаждения технологического оборудования зданий ядерного острова и брызгальный бассейн первого строящегося энергоблока. Подписано распоряжение Правительства РФ о строительстве Балтийской АЭС из 2 блоков по проекту «АЭС-2006» с реакторами типа ВВЭР-1200, установленная мощность станции — 2400 МВт, ввод первого блока — 2017 год, второго — 2018 год. Помимо этого, реакторы ВВЭР-1200 будут использованы при строительстве первой Белорусской АЭС возле города Островец Гродненской области. Российское предприятие "Силовые машины" 13.10.2016 отгрузило на Белорусскую АЭС статор турбогенератора мощностью 1200 МВт.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

  • ВВЭР-1200 (В-392М), АЭС-2006/92 — блоки № 1,2 Нововоронежской АЭС-2
    • ВВЭР-1200 (В-501), АЭС-2006М — на базе В-392, двух-петельный вариант
    • ВВЭР-1200 (В-513), АЭС-2010 — на базе В-392М и В-510
    • ВВЭР-1200 (В-523), АЭС-2006/92 — на базе В-392М и В-510, блоки № 1,2 АЭС Руппур
  • ВВЭР-1200 (В-491), АЭС-2006/91 — блоки № 1-4 Ленинградской АЭС-2, блоки № 1,2 Балтийской АЭС, блоки № 1,2 Белорусской АЭС
    • ВВЭР-1200 (В-508), МИР.1200 — на базе В-491
    • ВВЭР-1200 (В-522), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блок № 1 АЭС Ханхикиви
    • ВВЭР-1200 (В-527), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1,2 АЭС Пакш-2
    • ВВЭР-1200 (В-529), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1-4 АЭС эд-Дабаа

Особенности ВВЭР-1200

АЭС на основе ВВЭР-1200 характеризуются повышенным уровнем безопасности, позволяющим отнести их к поколению «3+». Это достигнуто внедрением новых «пассивных систем безопасности», которые способны функционировать без вмешательства операторов даже при полном обесточивании станции. На энергоблоке №1 НВАЭС-2 в качестве таких систем применены система пассивного отвода тепла от реактора, пассивная система каталитического удаления водорода и ловушка расплава активной зоны. Другой особенностью проекта стала двойная защитная оболочка, в которой внутренняя оболочка предотвращает утечку радиоактивных веществ при авариях, а внешняя оболочка противостоит природным и техногенным воздействиям, таким как, например, смерчи или падение самолёта[8].

ВВЭР-640 (проект)

Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

  • расхолаживание реактора и отвод остаточного тепла от активной зоны осуществляется за счёт систем, действующих по пассивному принципу, то есть не требующих вмешательства оперативного персонала, выдачи управляющих воздействий и внешнего подвода энергии для обеспечения циркуляции теплоносителя в активной зоне;
  • удержание расплавленного ядерного топлива (корриума) в корпусе реактора в гипотетическом случае расплавления активной зоны достигается посредством наружного охлаждения корпуса и недопущения его нагрева до температуры плавления за счёт организации в шахте реактора естественной циркуляции воды, которая соответствует тепловой мощности реактора 1800 МВт;
  • обеспечение отрицательных значений температурных коэффициентов реактивности и подкритичности активной зоны без дополнительного ввода борной кислоты при инцидентах, связанных с вводом положительной реактивности при температуре теплоносителя выше 100 градусов по шкале Цельсия в любой момент загрузки топлива;
  • температура оболочки ТВЭЛ для всего спектра проектных аварий не превышает 700 градусов по шкале Цельсия;
  • при любых внешних и внутренних воздействиях не требуется эвакуация населения, находящегося за границей площадки АЭС (радиус 1,5 км) и затраты эксплуатирующей организации на поддержание противоаварийной готовности за пределами площадки АЭС исключены.

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1300 (проект)

Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «ТОИ» — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и информационная составляющая.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объёме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:

  • оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
  • повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт;
  • усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
  • дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

Россия, с проектом ВВЭР-1300, выиграла тендер на строительство 4-х блоков АЭС «Аккую» в Турции.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

ВВЭР-1500 (проект)

Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х гг., был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году[источник не указан 628 дней].

Перегрузка топлива

На канальных реакторах типа РБМК перегрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленном реакторе и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере) и «мокрая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой).

Примечания

Литература

  • Левин Н. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ссылки

uz.com.ru

Водо-водяной энергетический реактор — Википедия РУ

Характеристики ВВЭР

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1325 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см² 29,0 29,0 44,0 60,0 70,0
Давление в первом контуре, кг/см² 100 105 125 160,0 165,1
Температура воды, °C:        
     на входе в реактор 250 250 269 289 298,6
     на выходе из реактора 269 275 300 319 329,7
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

ВВЭР-210, ВВЭР-365

ВВЭР-210, созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск "с открытой крышкой" был проведен в декабре 1963г., 8 сентября 1964 г. реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключен к энергосети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире[источник не указан 493 дня]. На нем были отработаны традиционные технические решения:

  • шестигранная форма кассет,
  • материалы для оболочек твэлов,
  • форма, материалы, корпус и опора реактора,
  • приводы СУЗ,
  • системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.[3]

В 1984 г. первый блок был выведен из эксплуатации.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

  • увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С;
  • сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счет добавления 2 петель;
  • принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;
  • применение выгорающих поглотителей;
  • создание универсальных регулирующих кассет;
  • снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [4]

Блок был построен и запущен в 1969 г. [5]

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. - ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.[6]

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:

С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.

ВВЭР-1000

  Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). 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 КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 т[7].

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

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

  • ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежской АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
  • ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия», блоки № 1,2 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Южно-Украинской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, Ростовской АЭС, Запорожской АЭС, блоки № 3,4 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3,4 Ровенской АЭС, блок № 3 Южно-Украинской АЭС, блоки № 1,2 АЭС «Темелин», блоки № 5,6 АЭС «Козлодуй». Предполагался к установке на Крымской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-341) — на базе В-320, предварительно АЭС-91 для блока № 3 АЭС «Ловииса» (1981 г., строительство не начиналось)
  • ВВЭР-1000 (В-392) — АЭС-88, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64 и при максимальном расчётном землетрясении в 8 баллов по шкале MSK 64.
  • ВВЭР-1000 (В-392Б) — на базе В-320 и В-392, АЭС-92 для блоков № 5,6 Балаковской АЭС и блоков № 3,4 Хмельницкой АЭС (недостроенные)
  • ВВЭР-1000 (В-410) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-92 для НП-1000 (строительство не начиналось)
  • ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, АЭС-92 рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
  • ВВЭР-1000 (В-413) — на базе В-392, первый вариант проекта АЭС-91 для блока № 3 АЭС «Ловииса» (1991 г., недостроенный)
  • ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, АЭС-91 рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, для блоков № 1-4 Тяньваньской АЭС, по заказу КНР
  • ВВЭР-1000 (В-446) — на базе В-392, АЭС-92 для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, АЭС-91
  • ВВЭР-1000 (В-466Б) — на базе В-392, АЭС-92
  • ВВЭР-1000 (В-511) — на базе В-510, ВВЭР-ТОИ (потенциальный проект)
  • ВВЭР-1000 (В-528) — на базе В-466Б, АЭС-92 для блоков № 2,3 Бушерской АЭС

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время ОАО Концерн «Росэнергоатом» разработал типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 планировалось запустить в 2013 году, в рамках проекта сооружения Нововоронежской АЭС-2, однако в результате сроки были сдвинуты на 3 года. 5 августа 2016 года на Нововоронежской АЭС был включен в энергосистему России шестой энергоблок, в рамках проекта «АЭС-2006» с реакторной установкой ВВЭР-1200 и электрической мощностью 1200 мегаватт. Там же строится ещё один аналогичный блок. На первом строящемся энергоблоке Ленинградской АЭС-2 завершена промывка трубопроводов, соединяющих приемные камеры насосов системы охлаждения технологического оборудования зданий ядерного острова и брызгальный бассейн первого строящегося энергоблока. Подписано распоряжение Правительства РФ о строительстве Балтийской АЭС из 2 блоков по проекту «АЭС-2006» с реакторами типа ВВЭР-1200, установленная мощность станции — 2400 МВт, ввод первого блока — 2017 год, второго — 2018 год. Помимо этого, реакторы ВВЭР-1200 будут использованы при строительстве первой Белорусской АЭС возле города Островец Гродненской области. Российское предприятие "Силовые машины" 13.10.2016 отгрузило на Белорусскую АЭС статор турбогенератора мощностью 1200 МВт.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

  • ВВЭР-1200 (В-392М), АЭС-2006/92 — блоки № 1,2 Нововоронежской АЭС-2
    • ВВЭР-1200 (В-501), АЭС-2006М — на базе В-392, двух-петельный вариант
    • ВВЭР-1200 (В-513), АЭС-2010 — на базе В-392М и В-510
    • ВВЭР-1200 (В-523), АЭС-2006/92 — на базе В-392М и В-510, блоки № 1,2 АЭС Руппур
  • ВВЭР-1200 (В-491), АЭС-2006/91 — блоки № 1-4 Ленинградской АЭС-2, блоки № 1,2 Балтийской АЭС, блоки № 1,2 Белорусской АЭС
    • ВВЭР-1200 (В-508), МИР.1200 — на базе В-491
    • ВВЭР-1200 (В-522), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блок № 1 АЭС Ханхикиви
    • ВВЭР-1200 (В-527), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1,2 АЭС Пакш-2
    • ВВЭР-1200 (В-529), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1-4 АЭС эд-Дабаа

Особенности ВВЭР-1200

АЭС на основе ВВЭР-1200 характеризуются повышенным уровнем безопасности, позволяющим отнести их к поколению «3+». Это достигнуто внедрением новых «пассивных систем безопасности», которые способны функционировать без вмешательства операторов даже при полном обесточивании станции. На энергоблоке №1 НВАЭС-2 в качестве таких систем применены система пассивного отвода тепла от реактора, пассивная система каталитического удаления водорода и ловушка расплава активной зоны. Другой особенностью проекта стала двойная защитная оболочка, в которой внутренняя оболочка предотвращает утечку радиоактивных веществ при авариях, а внешняя оболочка противостоит природным и техногенным воздействиям, таким как, например, смерчи или падение самолёта[8].

ВВЭР-640 (проект)

Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

  • расхолаживание реактора и отвод остаточного тепла от активной зоны осуществляется за счёт систем, действующих по пассивному принципу, то есть не требующих вмешательства оперативного персонала, выдачи управляющих воздействий и внешнего подвода энергии для обеспечения циркуляции теплоносителя в активной зоне;
  • удержание расплавленного ядерного топлива (корриума) в корпусе реактора в гипотетическом случае расплавления активной зоны достигается посредством наружного охлаждения корпуса и недопущения его нагрева до температуры плавления за счёт организации в шахте реактора естественной циркуляции воды, которая соответствует тепловой мощности реактора 1800 МВт;
  • обеспечение отрицательных значений температурных коэффициентов реактивности и подкритичности активной зоны без дополнительного ввода борной кислоты при инцидентах, связанных с вводом положительной реактивности при температуре теплоносителя выше 100 градусов по шкале Цельсия в любой момент загрузки топлива;
  • температура оболочки ТВЭЛ для всего спектра проектных аварий не превышает 700 градусов по шкале Цельсия;
  • при любых внешних и внутренних воздействиях не требуется эвакуация населения, находящегося за границей площадки АЭС (радиус 1,5 км) и затраты эксплуатирующей организации на поддержание противоаварийной готовности за пределами площадки АЭС исключены.

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1300 (проект)

Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «ТОИ» — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и информационная составляющая.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объёме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:

  • оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
  • повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт;
  • усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
  • дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

Россия, с проектом ВВЭР-1300, выиграла тендер на строительство 4-х блоков АЭС «Аккую» в Турции.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

ВВЭР-1500 (проект)

Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х гг., был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году[источник не указан 628 дней].

Перегрузка топлива

На канальных реакторах типа РБМК перегрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленном реакторе и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере) и «мокрая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой).

Примечания

Литература

  • Левин Н. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ссылки

http-wikipediya.ru


© ЗАО Институт «Севзапэнергомонтажпроект»
Разработка сайта