Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот. Ядерное оружие

РБМК-1000
Гражданский суда
Авиация

ВВЭР

(Водо-Водяной Энергетический Реактор)

АЭС с ВВЭР-440

ВВЭР-440, модель В213

ВВЭР-440, модель В213

Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500 Реакторы РБМК-1000 были успешно модернизированы в реакторы РБМК-1500 (1500 МВт электрической мощности), которые  были установлены и успешно эксплуатируются на Игналинской АЭС (Литва). В последние годы был разработан проект увеличения мощности реактора ВВЭР-1000, путем превращения его в реактор ВВЭР-1500. Этот реактор предназначен для энергоблоков АЭС нового поколения.

ВВЭР-1200

Белорусская АЭС

Общий вид площадки Белорусской АЭС

Общий вид площадки Белорусской АЭС

31 мая 2012 г. получена лицензия на размещение АЭС. Строительные работы на энергоблоке № 1 начаты в ноябре 2013 г., на энергоблоке № 2 – в апреле 2014 г. В

Белорусская АЭС - это первая строящаяся атомная электростанция в Республике Беларусь. Местом её строительства был выбран город Островец Гродненской области, в 18 км от него.

По плану первый блок АЭС должен быть введён в 2018 году, а второй - в 2020 году.

ВВЭР-1000

Общий вид главного корпуса АЭС с унифицированным реактором ВВЭР-1000

Общий вид главного корпуса АЭС с унифицированным реактором ВВЭР-1000.

История разработки Направление ВВЭР разрабатывалось в СССР параллельно с РБМК. В начале 1950-х гг. уже рассматривались несколько вариантов реакторных установок для атомных подводных лодок. Среди них имелась и водо-водяная установка, идея которой была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Этот вариант был принят и для разработки гражданских энергетических реакторов. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к разработке конструкции. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров.

Первоначально рассматривались несколько вариантов, техническое задание на проектирование которых было представлено Курчатовским институтом к маю 1955 года. В их число входили: ВЭС-1 — водо-водяной с алюминиевой активной зоной для низких параметров пара, ВЭС-2 — с циркониевой активной зоной и повышенными параметрами пара, ЭГВ — водогазовый реактор с перегревом пара, ЭГ — газовый реактор с графитовым замедлителем. Также рассматривался вопрос о комбинировании в одном энергоблоке ВЭС-2 для производства насыщенного пара и ЭГ для перегрева этого пара. Из всех вариантов для дальнейшей разработки был выбран ВЭС-2.

Конструктивные особенности В этой главе мы рассмотрим конструктивные особенности реактора ВВЭР, принцип его работы, а также перспективы его развития.

Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000

Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли (для реактора ВВЭР-440 петель шесть), каждая из которых включает парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий оборудование петли с реактором. К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды.

На главную