Просмотр кода страницы ВВЭР-1000

{{Ядерный реактор
| Название реактора = ВВЭР-1000
| Другое название =
| Изображение = BalNPP hist2.jpg
| Ширина изображения = 270px
| Подпись изображения = Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000 на [[Балаковская АЭС|Балаковской АЭС]]
| Тип реактора = [[Водо-водяной ядерный реактор|водо-водяной]]
| Назначение реактора = [[электроэнергетика]]
| Топливо = [[Оксид урана(IV)|диоксид урана]]
| Теплоноситель = [[вода]]
| Тепловая мощность = 3000 МВт
| Электрическая мощность = 1000 МВт
| Даты проекта = 1966—1971
| Научная база разработки = [[Курчатовский институт]]
| Предприятие-разработчик = [[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ «Гидропресс»]]
| Конструктор = [[Стекольников, Василий Васильевич|В. В. Стекольников]]
| Новизна проекта =
| Даты строительства = 1974—1980
| Местонахождение = Блок-5 [[Нововоронежская АЭС|НВАЭС]]
| Пуск = 1980 год
| Даты эксплуатации = по н. в.
| Всего построено = 37
}}
'''ВВЭР-1000''' — [[водо-водяной энергетический реактор]] номинальной электрической мощностью 1000 МВт (мега[[ватт]]) и тепловой мощностью 3000 МВт. По состоянию на октябрь 2018 года данный тип реакторов является самым распространённым [[список АЭС с реакторами ВВЭР|в своей серии]] — 37 действующих реакторов (из 60 ВВЭР), что составляет 7,5 % от общего количества [[Список АЭС мира|эксплуатирующихся в мире]] энергетических реакторов всех типов.

Реактор [[Ядерный энергетический реактор|энергетический]], [[Водо-водяной ядерный реактор|водо-водяной]], [[Гетерогенный ядерный реактор|гетерогенный]], [[Корпусной ядерный реактор|корпусной]], на [[Реактор на тепловых нейтронах|тепловых нейтронах]], с водой в качестве [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоносителя]], [[Замедление нейтронов|замедлителя]] и [[Отражатель нейтронов|отражателя нейтронов]].

[[Ядерное топливо]] — [[тепловыделяющая сборка|тепловыделяющие сборки]] (ТВС), состоящие из [[тепловыделяющий элемент|тепловыделяющих элементов]] (ТВЭЛов), содержащих таблетки из [[Оксид урана(IV)|диоксида урана]], [[Обогащение урана|слабообогащённого]] по изотопу [[уран-235]].

Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) — изменением положения в [[активная зона|активной зоне]] кластеров из стержней с [[поглощающий элемент|поглощающими элементами]] (трубками с [[Карбид бора|карбидом бора]]), а также изменением концентрации [[Борная кислота|борной кислоты]] в воде первого контура.

Первым энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 стал пятый блок [[Нововоронежская АЭС|Нововоронежской АЭС]] ([[реакторная установка]] ''В-187''), запущенный в мае 1980 года<ref>{{cite web
 |url         = http://www.minatom.ru/mass_media/9.2002/609/
 |title       = Быть первым всегда трудно
 |author      = В. Викин
 |date        = 2002-09
 |website     =
 |publisher   = Пресс-центр атомной энергетики и промышленности
 |access-date  = 2011-10-29
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20110616021917/http://www.minatom.ru/mass_media/9.2002/609/
 |archive-date = 2011-06-16
 |url-status    = dead
}}</ref>. Наиболее распространённой модификацией является серийная реакторная установка ''В-320''<ref>Далее в статье описывается серийный модернизированный ВВЭР-1000/В-320 (так называемая «большая серия»), в некоторых случаях с пояснениями основных различий для других проектов реакторных установок</ref>. Строительство блоков ВВЭР-1000 ведётся в настоящее время только в Иране и Индии<ref name="ГП">{{cite web |url=http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/wwer.php |title=Реакторные установки типа ВВЭР |publisher=Гидропресс |access-date=2010-11-20 |archive-url=https://www.webcitation.org/611mDcSvZ?url=http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/wwer.php |archive-date=2011-08-18}}</ref>.

Создатели реакторов ВВЭР:
* научный руководитель: [[Курчатовский институт]] (г. [[Москва]]),
* главный конструктор: [[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ «Гидропресс»]] (г. [[Подольск]]),
* изготовитель: «[[Ижорские заводы]]» (г. [[Колпино]]), до начала 1990-х годов реакторы также изготавливались заводом «[[Атоммаш]]» (г. [[Волгодонск]]) и компанией [[Škoda Holding|Škoda JS]] (г. [[Пльзень]], [[Чехия]])<ref>{{cite web |url=http://www.energyland.info/analitic-show-56898 |title=Российский дизайн «Атомного окна» в Европу |author=Р. Новорефтов |date=2010-10-12 |website=Медиапортал сообщества ТЭК |access-date=2010-11-01 |archive-url=https://www.webcitation.org/611mEg7Hp?url=http://www.energyland.info/analitic-show-56898 |archive-date=2011-08-18}}</ref>.

== Краткая история разработки и сооружения ==
[[Файл:Ozersk03.jpg|150px|right|thumb|Памятник [[Курчатов, Игорь Васильевич|И. В. Курчатову]] в [[Озёрск (Челябинская область)|Озёрске]]]]
Направление [[Водо-водяной энергетический реактор|ВВЭР]] разрабатывалось в [[СССР]] параллельно с [[РБМК]]. В начале 1950-х годов уже рассматривались несколько вариантов реакторных установок для [[атомная подводная лодка|атомных подводных лодок]]. Среди них имелась и водо-водяная установка, идея которой была предложена в [[Курчатовский институт|Курчатовском институте]] [[Фейнберг, Савелий Моисеевич|С. М. Фейнбергом]]. Этот вариант был принят и для разработки гражданских энергетических реакторов. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году [[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ «Гидропресс»]] приступило к разработке конструкции. Научное руководство осуществляли [[Курчатов, Игорь Васильевич|И. В. Курчатов]] и [[Александров, Анатолий Петрович|А. П. Александров]]<ref name="Укрощение">{{книга |автор=Андрюшин И. А., [[Чернышёв, Александр Константинович|Чернышёв А. К.]], Юдин Ю. А. |заглавие=Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР |ссылка=http://elib.biblioatom.ru/text/ukroshchenie-yadra_2003/ |место=Саров |издательство= |год=2003 |страницы=354—355 |страниц=481 |isbn=5 7493 0621 6 |тираж= |archive-date=2020-06-21 |archive-url=https://web.archive.org/web/20200621004140/http://elib.biblioatom.ru/text/ukroshchenie-yadra_2003/ }}</ref>.

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 [[Алюминий|алюминиевой]] [[Активная зона|активной зоной]] для низких параметров пара, ВЭС-2 — с [[Цирконий|циркониевой]] активной зоной и повышенными параметрами пара, ЭГВ — водогазовый реактор с [[перегрев пара|перегревом пара]], ЭГ — [[Графито-газовый ядерный реактор|газовый реактор с графитовым замедлителем]]. Также рассматривался вопрос о комбинировании в одном энергоблоке ВЭС-2 для производства [[Насыщенный пар|насыщенного пара]] и ЭГ для перегрева этого пара. Из всех вариантов для дальнейшей разработки был выбран ВЭС-2{{sfn|АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность|1990|с=39—40}}{{sfn|Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР|1977|с=13—14}}.

В процессе научных изысканий конструкция ВЭС-2 была существенно изменена. Одной из основных причин этого стала поэтапная модификация ядерного топлива: первоначально предполагалась загрузка 110 тонн природного урана и 12—15 тонн с 25 % [[Обогащение урана|обогащением]], но к 1957 году было принято решение использовать однородную активную зону с 1—3 % обогащением. Также полностью поменялась конструкция [[Тепловыделяющая сборка|топливных сборок]], изменились геометрические размеры реактора, увеличились многие теплотехнические параметры. Итоговый вариант установки с реактором [[ВВЭР-210]] был реализован в 1964 году на Нововоронежской АЭС, ставшей первой АЭС с ВВЭР{{sfn|АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность|1990|с=40—41}}{{sfn|Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР|1977|с=15—21}}.
[[Файл:Loviisan voimalaitos ilmasta.png|250px|right|thumb|[[Атомная энергетика Финляндии|Финская]] [[АЭС Ловииса]] с реакторами [[ВВЭР-440]] — прототип станций с ВВЭР-1000]]
В 1970 году был запущен 2-й блок Нововоронежской АЭС с реактором [[ВВЭР-365]], а в 1971 году — 3-й блок той же станции с реактором [[ВВЭР-440]], который стал серийным советским реактором первого поколения. АЭС с ВВЭР-440 получили большое распространение, множество энергоблоков было построено как в СССР, так и в других странах. Первым проектом второго поколения, к которому относятся блоки с ВВЭР-1000, стал разработанный для [[Атомная энергетика Финляндии|атомной энергетики Финляндии]] проект энергоблока [[АЭС Ловииса]] с ВВЭР-440. В 1977 и 1980 году на этой станции было запущено два энергоблока, при создании которых использовались многие технические решения, в дальнейшем реализованные и в АЭС с ВВЭР-1000, например, железобетонная [[гермооболочка]]<ref name="Укрощение" />.

Работы по созданию ВВЭР-1000 начались в 1966 году, к 1969 году в Курчатовском институте было подготовлено техническое задание на проект установки, которое утвердил его научный руководитель [[Александров, Анатолий Петрович|А. П. Александров]]. К 1971 году проект ВВЭР-1000 был разработан ОКБ «Гидропресс» под руководством главного конструктора [[Стекольников, Василий Васильевич|В. В. Стекольникова]] и утверждён [[Министерство среднего машиностроения СССР|Минсредмашем СССР]]<ref>{{статья
 |автор               = [[Асмолов, Владимир Григорьевич|Асмолов В. Г.]], Семченков Ю. М., Сидоренко В. А.
 |заглавие         = К 30-летию пуска ВВЭР-1000
 |ссылка             = http://elib.biblioatom.ru/text/sidorenko_ob-atomnoy-energetike_2010/go,223/
 |издание           = [[Атомная энергия (журнал)|Атомная энергия]]
 |тип                   = 
 |место               = {{М}}
 |издательство = 
 |год                   = 2010
 |том                   = 108
 |номер               = 5
 |страницы         = 267—277
 |isbn                     = 
 |issn                     = 0004-7163
 |archive-date              = 2020-10-26
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20201026124544/http://elib.biblioatom.ru/text/sidorenko_ob-atomnoy-energetike_2010/go,223/
}}</ref><ref>{{статья
 |автор               = Губарев В.
 |заглавие         = Главная тайна «Гидропресса»
 |ссылка             = http://www.nkj.ru/archive/articles/2949/
 |издание           = [[Наука и жизнь]]
 |тип                   = 
 |место               = {{М}}
 |издательство = 
 |год                   = 2005
 |номер               = 12
 |страницы         = 30—37
 |issn                     = 0028-1263
 |язык                 = ru
 |archive-date              = 2016-12-21
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20161221090045/http://www.nkj.ru/archive/articles/2949/
}}</ref>.

Единичная мощность реакторов ВВЭР выросла с 440 до 1000 МВт за счёт увеличения площади теплообменной поверхности активной зоны, повышения энергонапряжённости топлива, увеличения расхода теплоносителя через реактор. Объём активной зоны был расширен примерно в 1,5 раза за счёт увеличения её высоты (условие возможностей транспортирования по [[Железнодорожный транспорт СССР|железным дорогам СССР]] накладывало ограничения на поперечные размеры реактора). Однако мощность возросла более чем в 2 раза, что потребовало увеличения средней [[энергонапряжённость активной зоны|энергонапряжённости активной зоны]] примерно на 40 %. При этом разработчикам удалось снизить коэффициенты неравномерности энерговыделения примерно на 30 %. Скорость [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоносителя]] в реакторе возросла с 4,1 до 5,7 [[Метр в секунду|м/с]], давление в первом контуре со 125 до 160 кгс/см²{{sfn|АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность|1990|с=43—44}}{{sfn|Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР|1977|с=21—26}}.

Также были изменены некоторые технические решения, например, число петель циркуляции теплоносителя было уменьшено с шести в ВВЭР-440 до четырёх в ВВЭР-1000. Таким образом, мощность каждой петли стала 250 МВт вместо прежних 73 МВт. Соответственно, единичная мощность главных циркуляционных насосов (ГЦН), парогенераторов и другого основного оборудования возросла более чем в 3 раза. Диаметр основных трубопроводов первого контура вырос с 0,50 до 0,85 м. В связи с применением новых ГЦН с вынесенным электродвигателем, у которых было удлинено время выбега за счёт утяжелённых маховиков, стала проще решаться проблема надёжного электроснабжения собственных нужд, так как отпала необходимость в сложном дополнительном оборудовании (генераторах собственных нужд, независимых от внешней энергосистемы){{sfn|Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР|1977|с=33—42}}.

Существенным новшеством, уже опробованным на некоторых энергоблоках с ВВЭР-440, стало размещение основного оборудования реакторной установки в прочной защитной оболочке из [[Предварительно напряжённый железобетон|предварительно напряжённого железобетона]] с внутренней газоплотной облицовкой. В целом, энергоблоки были серьёзно усовершенствованы в строительной части за счёт компоновочных и других проектных решений<ref>{{книга
 |автор         = Воронин Л. М.
|заглавие      = Особенности проектирования и сооружения АЭС
|ссылка        =
|место         = М.
|издательство  = Атомиздат
|год           = 1980
|страницы      = 77—80
|страниц       = 192
|тираж         =
}}</ref>.

Первым, головным, проектом реакторной установки стал В-187, осуществлённый на 5-м блоке Нововоронежской АЭС. В дальнейшем реактор существенно дорабатывался, основное оборудование реакторной установки также претерпевало некоторые изменения, в основном, в части упрощения компоновки, а затем — улучшения систем безопасности{{sfn|АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность|1990|с=44—48}}.

Все проектные разработки реакторов ВВЭР-1000 могут быть условно разделены на несколько модификаций<ref name="ГП" />{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=52—53}}<ref name="Мохов">{{cite web| url        =http://atominfo.ru/news/air7121.htm| title        =Виктор Мохов: о ВВЭР малых, больших и очень больших| author        =| date        =2009-07-17| website        =Интервью| publisher        =[[AtomInfo.Ru]]| access-date        =2011-04-20| lang        =| archive-date        =2010-12-04| archive-url        =https://web.archive.org/web/20101204073704/http://www.atominfo.ru/news/air7121.htm| url-status        =live}}</ref>:
* '''''В-187''''' — головной реактор, прототип дальнейших серийных проектов;
* '''''В-302''''' и '''''В-338''''' — так называемая «малая серия». Модернизированы тепловыделяющие сборки, приводы СУЗ, выгородка реактора;
* '''''В-320''''' — «большая серия», серийные реакторы. Модернизирован верхний блок реактора, днище шахты, датчики внутриреакторного контроля;
* '''''В-392''''', '''''В-392Б''''', '''''В-412''''', '''''В-428''''', '''''В-446''''', '''''В-466Б''''' — реакторы повышенной безопасности. Модернизирована активная зона, верхний блок, корпус реактора.

Последние разработки реакторных установок на основе ВВЭР-1000 с повышенными характеристиками безопасности, одна из которых была реализована на [[Тяньваньская АЭС|Тяньваньской АЭС]] (проект В-428), легли в основу новых реакторов — [[ВВЭР-1200]] (проект [[АЭС-2006]]). Эти реакторы собираются использовать на сооружаемых в настоящее время [[Нововоронежская АЭС-2|Нововоронежской АЭС-2]] и [[Ленинградская АЭС-2|Ленинградской АЭС-2]]{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=528}}.

== Конструкция ==
В реакторе происходит преобразование энергии, выделяющейся при [[Цепная ядерная реакция|цепной реакции]] [[Деление ядра|деления ядер]] [[Уран (элемент)|урана]], в тепловую энергию [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоносителя]] первого контура. Нагретый теплоноситель поступает с помощью циркуляционных насосов в [[парогенератор]]ы, где отдаёт часть своего тепла воде второго контура. Производимый в парогенераторах [[пар]] поступает в [[Паротурбинная установка|паротурбинную установку]], приводящую в движение [[турбогенератор]], который вырабатывает [[Электроэнергия|электроэнергию]]<ref>{{книга|автор=Маргулова Т.Х.|заглавие=Атомные электрические станции: Учебник для вузов|издание=4-е издание переработанное и дополненное|место=Москва|издательство=Высшая школа|год=1984|страницы=18—22|страниц=304}}</ref>.

=== Общее описание ===
[[Файл:wwer-1000-scheme.png|400px|right|thumb|1 — приводы системы управления и защиты <br> 2 — крышка реактора <br> 3 — корпус реактора <br> 4 — блок защитных труб, входные и выходные патрубки<br> 5 — шахта<br> 6 — выгородка активной зоны <br> 7 — топливные сборки и регулирующие стержни]]

Основные узлы реактора<ref>{{книга
 |заглавие      = Основное оборудование реакторного отделения
|ответственный =
|ссылка        =
|место         = Балаково
|издательство  = БАЭС,ЦПП
|год           = 2000
|страниц       = 178
|страницы      = 92
}}</ref>:
* корпус;
* внутрикорпусные устройства;
** шахта;
** выгородка;
** блок защитных труб (БЗТ);
* [[активная зона]];
** [[тепловыделяющая сборка|тепловыделяющие сборки]] (ТВС);
** кластеры [[Поглощающий элемент|поглощающих стержней]] системы управления и защиты (СУЗ);
* верхний блок;
* каналы [[Система внутриреакторного контроля|внутриреакторных измерений]];
* блок электроразводок.

Реактор представляет собой вертикальный [[цилиндр]]ический [[сосуд под давлением|сосуд]] с [[Эллипсоид|эллиптическим]] днищем, внутри которого находится активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху он закрыт герметичной крышкой, закреплённой [[Шпилька (деталь)|шпильками]], на которой располагаются [[электромагнитный привод|электромагнитные приводы]] механизмов органов регулирования и [[Аварийная защита ядерного реактора|защиты]] реактора (приводы СУЗ) и патрубки для вывода [[Кабель|кабелей]] [[датчик]]ов внутриреакторного контроля. В верхней части корпуса в два ряда находятся восемь [[Патрубок|патрубков]] для подвода и отвода теплоносителя, по два на каждую из четырёх петель, четыре патрубка для аварийного подвода теплоносителя в случае разгерметизации первого контура и один патрубок для контрольно-измерительных приборов (КИП){{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=244—247}}.

Вода первого контура после передачи тепла в парогенераторах второму контуру поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков. Сплошная кольцевая перегородка между рядами нижних и верхних патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Таким образом, вода проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону, то есть в тепловыделяющие сборки, где происходит нагрев. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в их межтрубное пространство, затем попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=219—222}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=241—244}}<ref>{{книга
 |заглавие      = Основное оборудование реакторного отделения
|ответственный =
|ссылка        =
|место         = Балаково
|издательство  = БАЭС,ЦПП
|год           = 2000
|страниц       = 178
|страницы      = 75—78
}}</ref>.

Корпус через опорное кольцо, с которым его связывает [[шпоночное соединение]], опирается на опорную [[Ферма (конструкция)|ферму]]. Также усилия от корпуса воспринимаются упорной фермой через шпоночное соединение{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=50—52}}.

Внутрикорпусный [[фланец]] шахты опирается на фланец корпуса, шахта удерживается от смещений и центруется шпонками в верхней и нижней части, а в центральной части — разделительным кольцом между входными и выходными патрубками. В эллиптическом днище шахты закреплены опоры, установленные под каждой ТВС и имеющие отверстия для прохода в них теплоносителя. На уровне активной зоны и вокруг неё в шахте расположена выгородка, являющаяся вытеснителем и защитным экраном. В активной зоне содержится 163 ТВС с шагом 236 мм (151 с шагом 241 мм для проекта ''В-187''), каждая из них установлена своим хвостовиком на опору днища шахты. Головки ТВС имеют пружинные блоки, которые поджимаются БЗТ при установке крышки реактора. Нижняя плита БЗТ фиксирует головки ТВС и обеспечивает совмещение направляющих каналов для управляющих стержней в ТВС с каналами в защитных трубах БЗТ, в которых перемещаются штанги приводов СУЗ{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=50—52}}.

=== Корпус ===
[[Файл:RIAN archive 450317 Assembly of reactor frame.jpg|250px|right|thumb|Изготовление на заводе части корпуса с патрубками для подвода и отвода теплоносителя]]
Корпус реактора работает в очень жёстких условиях: высокое давление, температура и скорость движения теплоносителя, мощные потоки радиационного излучения (максимальный расчётный [[Флюенс частиц|флюенс]] [[Быстрые нейтроны|быстрых нейтронов]] с энергией более 0,5 [[Электронвольт|МэВ]] — 5,7{{e|19}} нейтр/см²). Кроме того, вода, даже очень высокой степени очистки, является [[Коррозионная активность|коррозионно-активной]] средой{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=244}}.

Корпус представляет собой вертикальный цилиндр с эллиптическим днищем, внутри которого размещаются активная зона и внутрикорпусные устройства (ВКУ). Он состоит из [[Фланец|фланца]], двух [[Обечайка|обечаек]] зоны патрубков, опорной обечайки, двух цилиндрических обечаек и днища, соединённых между собой кольцевыми [[Сварка|сварными]] швами{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=244—247}}.

Основной материал корпуса — [[сталь]] 15Х2НМФА (15Х2НМФА-А), толщина цилиндрической части корпуса (без наплавки) — 192,5 мм, масса — 324,4 [[Тонна|т]]. Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта [[Антикоррозионная защита|антикоррозийной]] [[Наплавка|наплавкой]] толщиной 7—9 мм. В местах соприкосновения с крышкой, шахтой, а также прокладкой, внутренняя поверхность всех патрубков и некоторые другие детали имеют толщину наплавки не менее 15 мм{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=244—247}}.

Фланец корпуса выполнен из [[Ковка|кованой]] обечайки, его высота 950 мм, максимальный наружный диаметр 4585 мм, минимальный внутренний 3640 мм. На торце фланца находятся 54 отверстия под установку шпилек уплотнения главного разъёма реактора (ГРР). [[Герметизация|Плотность]] ГРР обеспечивается путём обжатия двух [[Никель|никелевых]] прутковых прокладок толщиной 5 мм, которые устанавливаются в место контакта фланцев крышки и корпуса в кольцевые канавки треугольного (V-образного) сечения. На наружной поверхности фланца сделана переходная наплавка для приварки разделительного [[сильфон]]а, другой конец которого приваривается к облицовке бетонной шахты. При работе реактора сильфон упруго деформируется от температурных радиальных и вертикальных перемещений корпуса реактора относительно бетонной шахты{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=64—66}}.

В зоне патрубков в два ряда располагается восемь [[Патрубок|патрубков]] [[условный диаметр|условным диаметром]] D<sub>У</sub> 850 мм для подвода и отвода теплоносителя и пять патрубков D<sub>У</sub> 300: четыре для системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) и один патрубок КИП. Патрубки D<sub>У</sub> 850 вытянуты из основного металла обечайки методом горячей [[Штамповка|штамповки]]. Верхние патрубки D<sub>У</sub> 850 соединены с «горячими» (выходными) нитками главного циркуляционного контура, нижние — с «холодными» (входными). Двухрядное расположение патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса и упрощает схему циркуляции теплоносителя за счёт разделения его потока сплошной кольцевой перегородкой. Патрубки САОЗ также располагаются двухрядно: два в верхней обечайке, два в нижней. Такое расположение, а также наличие [[Втулка|втулок]], выступающих из верхних патрубков САОЗ в сторону шахты, позволяет заливать активную зону и сверху, и снизу. В патрубках установлены [[тепловая рубашка|тепловые рубашки]]. Патрубок КИП находится на уровне верхнего ряда патрубков D<sub>У</sub> 850 и предназначен для вывода девяти импульсных линий: двух для подсоединения к [[уровнемер]]у и отбора проб, шести — для [[Измерение давления|измерения давления]] над активной зоной, одной — для отбора проб. Импульсные линии имеют [[Защитная арматура#Отключающие клапаны|отключающие устройства]]{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=60—135}}{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=222—225}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=244—247}}.

=== Верхний блок ===
[[Файл:BalNPP RAU.tif|250px|right|thumb|Верхний блок ВВЭР-1000]]
Верхний блок предназначен для уплотнения реактора, удержания от всплытия кассет, блока защитных труб и шахты внутрикорпусной, а также для размещения приводов СУЗ и [[Система внутриреакторного контроля|датчиков внутриреакторного контроля]]. Он состоит из крышки с патрубками и траверсой, на которой установлены шаговые электромагнитные приводы СУЗ и выводы разъёмов каналов нейтронных измерений (КНИ) и температурного контроля (ТК). Материал крышки — сталь 15Х2МФА, чехлов и механической части — 08Х18Н10Т. Масса верхнего блока — 116 т.

Кроме выполнения перечисленных выше функций крышка удерживает от всплытия кассеты с топливом, блок защитных труб и шахту реактора. Штампосварная крышка имеет тарельчатую форму и состоит из эллипсоида и приварного фланца. Каждый привод СУЗ (кроме приводов РУ В-187) устанавливается внутри шестигранной трубы, через которую прокачивается воздух для охлаждения электромагнитов привода. Траверса служит для транспортировки верхнего блока, кроме того, металлоконструкция служит защитой от летящих предметов и биологической защитой{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=136—149}}{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=225—227}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=247—249}}.

Шаговые электромагнитные приводы СУЗ состоят из блока [[электромагнит]]ов, блока перемещения, штанги, указателя положения и чехла. Электромагниты, находящиеся снаружи чехла, взаимодействуя с полюсами и защёлками блока перемещения внутри него, двигают штангу, на которой закреплены органы регулирования, со скоростью 20 мм/с. В случае срабатывания аварийной защиты все электромагниты отключаются, и штанга под собственным весом падает в активную зону, достигая конечного положения максимум за 4 секунды. В установке В-187 использовался другой тип приводов — линейный шаговый, однако он плохо себя зарекомендовал с точки зрения надёжности и ресурса и в последующих проектах не использовался{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=168—183}}.

=== Внутрикорпусные устройства ===
В состав внутрикорпусных устройств, которые сконструированы с учётом возможности их извлечения из реактора, входят внутрикорпусная шахта, выгородка и блок защитных труб.

Шахта предназначена для разделения входного и выходного потоков теплоносителя, защиты корпуса реактора от [[Нейтронное излучение|нейтронного]] и [[Гамма-излучение|гамма-излучения]] и размещения в ней элементов активной зоны. Также совместно с выгородкой она входит в состав железноводного [[Отражатель нейтронов|отражателя]] (основной отражатель — вода первого контура). Шахта представляет собой цилиндрическую обечайку с фланцем и эллиптическим днищем. В днище закреплены 163 (151 для В-187) опорные трубы (стакана) с шагом 236 мм, верхняя часть которых образует опорную плиту — вся эта конструкция служит для установки и дистанционирования ТВС. Материал — сталь 08Х18Н10Т, масса — 80,5 т. На наружной части шахты для разделения потоков теплоносителя находится кольцевое утолщение, которое соприкасается с разделительным кольцом корпуса реактора.

Блок защитных труб предназначен для фиксации головок ТВС, дистанционирования и удержания их от всплытия, для защиты органов регулирования и штанг приводов СУЗ, а также некоторых других целей.

Выгородка формирует активную зону реактора. С помощью неё снижаются протечки теплоносителя мимо активной зоны и утечка нейтронов за её пределы. Выгородка представляет собой полый цилиндр, состоящий из пяти колец - верхнего, трёх средних и нижнего. Каждые два кольца скреплены между собой 12-ю шпильками, при этом стяжные гайки шпилек зафиксированы приваркой к выгородке.Дополнительно фиксация каждых двух колец относительно друг друга выполнена 12-ю штифтами, также приваренными к выгородке. На наружной поверхности колец выгородки выполнены поперечные кольцевые проточки и сквозные каналы, предназначенные для организации протока теплоносителя между шахтой и выгородкой с целью их охлаждения. Внутренняя конфигурация колец выгородки повторяет профиль граней периферийных кассет активной зоны. Верхняя часть выгородки зафиксирована от перемещений в плане шестью шпонками, которые привариваются к шахте реактора. Для исключения всплытия выгородка прижата к граненному поясу с помощью шести резьбовых труб, установленных в шесть продольных каналов выгородки. В нижней части выгородка фиксируется в плане установкой на три штыря, закреплённых в граненном поясе шахты. Материал — сталь 08Х18Н10Т, масса — 35 т{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=224—227}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=227—232}}.

Внутрикорпусные устройства головного проекта В-187 серьёзно отличались от «малой серии», В-302 и В-338, из-за значительных изменений в конструкции активной зоны. ВКУ серийного проекта В-320, а также всех последующих модификаций, были значительно доработаны в плане увеличения надёжности конструкции{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=197—201}}.

== Основные нейтронно-физические особенности ==
Основной физической особенностью ВВЭР, из которой проистекают несколько других, является тесная решётка [[Тепловыделяющий элемент|твэлов]], необходимость использования которой является неизбежной из-за нейтронно-физических свойств воды. Отношение объёма воды и топлива составляет примерно 2. В сочетании с хорошими теплофизическими свойствами воды это обеспечивает компактность активной зоны и высокие значения объёмного энерговыделения. Некоторые основные нейтронно-физические особенности:
* большая [[жёсткость спектра нейтронов|жёсткость спектра]] и заметная доля [[Деление ядра|делений]] надтепловыми нейтронами;
* большая доля делений [[Уран-238|<sup>238</sup>U]] надпороговыми нейтронами из-за [[кросс-эффект|перекрёстного эффекта]] между блоками топлива;
* взаимное «затенение» блоков топлива для нейтронов резонансных энергий;
* малые значения длин [[Замедление нейтронов|замедления]] и [[Диффузия нейтронов|диффузии]] [[Тепловые нейтроны|тепловых нейтронов]];
* большой диапазон изменения различных [[эффекты реактивности|эффектов реактивности]] в процессе разогрева реактора и вывода его на мощность;
* большой начальный запас реактивности (''подробнее см. раздел «Борное регулирование»'');
* [[устойчивость реактора|устойчивость]] и безопасность эксплуатации;
* возможность появления в реакторе локальных критических масс, как следствие большого начального запаса реактивности<ref>{{книга
 |автор         = Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С.
|заглавие      = Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов
|ссылка        =
|ответственный = Под ред. Г. А. Батя
|место         = М.
|издательство  = Энергоиздат
|год           = 1982
|страницы      = 381—386
|страниц       = 511
|тираж         =
}}</ref>.

== Контроль, управление и защита ==
[[Файл:BalakovoNPP CR.jpg|300px|right|thumb|На дальнем плане — рабочее место ведущего инженера по управлению реактором, который осуществляет контроль и управление всем технологическим процессом в реакторном отделении]]
В проектах с ВВЭР-1000 все приборы, оборудование и аппаратура контроля и управления реакторной установки включены в состав [[АСУ ТП|автоматизированной системы управления технологическим процессом]]. Все системы при этом, по правилам [[Ядерная безопасность|ядерной безопасности]], делятся на системы (элементы) контроля и управления и системы управления и защиты<ref>{{cite web
 |url         = http://www.gosnadzor.ru/osnovnaya_deyatelnost_gosudarstvennyi_nadzor_za_yadernoi_i_radiatsionnoi_bezopasnostyu_norm_doc_prNP082072007/
 |title       = Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций
 |author      = 
 |date        = 2007
 |website = НП-082-07
 |publisher   = [[Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору|Ростехнадзор]]
 |access-date  = 2011-01-30
 |lang        = 
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/611mGyz4M?url=http://www.gosnadzor.ru/osnovnaya_deyatelnost_gosudarstvennyi_nadzor_za_yadernoi_i_radiatsionnoi_bezopasnostyu_norm_doc_prNP082072007/
 |archive-date = 2011-08-18
}}</ref>.

=== Система управления и защиты ===
В установках с реакторами ВВЭР-1000 функции СУЗ по нейтронным и теплотехническим параметрам осуществляются комплексно, с помощью
различных технических средств со специальным программным обеспечением. В их состав входят:
* [[аппаратура контроля нейтронного потока]] (АКНП);
* система группового и индивидуального управления стержнями СУЗ (СГИУ);
* аппаратура контроля плотности выделения энергии;
* аппаратура защиты по технологическим параметрам;
* комплекс электрооборудования;
* аппаратура отображения и протоколирования;
* аппаратура логической обработки защитных сигналов;
* аппаратура контроля вибрации внутрикорпусных устройств;
* аппаратура коррекции показаний о нейтронном потоке;
* аппаратура регулирования мощности;
* аппаратура размножения сигналов;
* аппаратура формирования аварийных команд.
[[Файл:AKNP.png|300px|right|thumb|Визуальное отображение параметров аппаратурой контроля нейтронного потока реактора ВВЭР-1000]]
Информацией о параметрах [[Цепная ядерная реакция|цепной реакции]] систему обеспечивает аппаратура контроля нейтронного потока, поэтому она является наиболее важной частью с точки зрения обеспечения ядерной безопасности. АКНП обеспечивает контроль физической [[Мощность|мощности]] реактора, [[Период реактора|периода]], [[Реактивность ядерного реактора|реактивности]], [[плотность потока нейтронов|плотности потока нейтронов]]; формирование дискретных сигналов о превышении уставок срабатывания [[Аварийная защита ядерного реактора|аварийной]] и предупредительной защит по [[нейтронная мощность|нейтронной мощности]] и периоду, а также расчёт формы [[высотное энергораспределение|высотного энергораспределения]] в активной зоне, его характеристик ([[офсет ядерного реактора|офсета]]) и [[коэффициент объёмной неравномерности|коэффициента объёмной неравномерности]]. Все эти функции АКНП обеспечивает с помощью двух независимых комплектов, в состав которых входит различная аппаратура и подсистемы, а также блоки детектирования, расположенные в каналах биологической защиты реактора, в которые входят в качестве датчиков [[Ионизационная камера|ионизационные камеры деления]]{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=232—238}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=256—262}}.

Рабочими органами СУЗ являются [[Поглощающий элемент|поглощающие стержни]], которые объединены в пучки, так называемые кластеры, по 18 стержней. Один привод перемещает весь кластер, который по направляющим каналам может двигаться внутри тепловыделяющей сборки. Все ТВС оснащены каналами для входа органов регулирования, но кластеров всего 61 (ТВС — 163). Стержни представляют собой тонкостенную трубку из [[Цирконий|циркония]] диаметром 8,2 мм, с высотой столба поглощающего материала 3740 мм, в качестве которого используются [[карбид бора]] и, в нижней части, [[титанат диспрозия]]. С утяжелителем из стали масса одного кластера 18,5 кг и более. Первоначально использовались стержни из стали, только с карбидом бора в качестве поглотителя. В проекте В-187 отличалось их количество — 109 кластеров по 12 стержней, в последующих после В-320 проектах — до 121 кластера.

Управление кластерами чаще всего осуществляется не индивидуально, для удобства управления они объединены в группы органов, во всех проектах в 10, одна из которых используется для оперативного регулирования, 9 других — в качестве аварийной защиты и решения некоторых специфических задач, например, подавления [[ксеноновые колебания|ксеноновых колебаний]]. Скорость движения групп — 20 мм/с, такая скорость обеспечивает увеличение реактивности при извлечении групп не более 0,02 [[эффективная доля запаздывающих нейтронов|β<sub>эф</sub>]], то есть значительно меньшее, чем предельное по правилам ядерной безопасности — 0,07 β<sub>эф</sub>. Скорость падения — 1—1,2 м/с. Важными характеристиками групп СУЗ являются их дифференциальные и интегральные эффективности, зависящие от глубины погружения в активную зону и, из-за эффектов интерференции групп и взаимного искажения нейтронного поля, от интенсивности переходного процесса в реакторе. Перед каждой новой загрузкой реактора интегральный вес всех групп и кривые их дифференциальных и интегральных эффективностей тщательно измеряются и, вместе с другими нейтронно-физическими характеристиками, используются персоналом, управляющим реактором{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=239—244}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=262—269}}{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=272—279}}.

=== Борное регулирование ===
Кроме поглощающих стержней, в реакторах ВВЭР используется и другой способ изменения [[Реактивность ядерного реактора|реактивности]] — [[борное регулирование]], то есть изменение концентрации жидкого поглотителя нейтронов, [[Борная кислота|борной кислоты]], в первом контуре. Основная задача борного регулирования заключается в компенсации медленных изменений реактивности в течение [[Кампания ядерного реактора|кампании реактора]]. На её начало запас реактивности топлива на выгорание очень большой, 30…40 [[эффективная доля запаздывающих нейтронов|β<sub>эф</sub>]], его компенсируют большой концентрацией борной кислоты, 8…9 г/кг. По мере выгорания топлива его размножающие способности ухудшаются, и концентрацию борной кислоты постепенно уменьшают практически до нуля для поддержания нейтронной мощности на постоянном уровне. Существует и ряд других медленно изменяющихся эффектов, компенсируемых с помощью борного регулирования, например, [[шлакование ядерного топлива|шлакование топлива]]. Кроме борного регулирования для тех же целей в ВВЭР применяются и другие технические решения, например, стержни с выгорающим поглотителем в составе ТВС и выгорающий поглотитель, вносимый непосредственно в топливную матрицу.

Изменение концентрации борной кислоты обеспечивается с помощью системы продувки-подпитки первого контура (это одна из главных функций системы). Небольшой расход воды через систему продувки-подпитки обеспечивает очень малую скорость ввода положительной реактивности для соответствия правилам ядерной безопасности. Для увеличения концентрации борной кислоты её добавляют от системы боросодержащей воды и борного концентрата в систему продувки-подпитки, а оттуда — в первый контур. Для снижения концентрации используется система [[дистиллят]]а. В конце кампании из-за очень малой концентрации бора эффективность водообмена сильно снижается, и добавление дистиллята становится крайне неэффективным, поэтому для вывода борной кислоты используются ионитные фильтры одной из систем спецводоочистки.

Использование борной кислоты в качестве поглотителя позволяет уменьшить неравномерность распределения энерговыделения по активной зоне, так как раствор изменяет нейтронно-физические характеристики равномерно по всему её объёму. Однако, из-за малой скорости ввода реактивности такой способ практически не применяется для оперативного регулирования в интенсивных переходных процессах. При этом потенциально очень сильное влияние борной кислоты на реактивность позволяет использовать изменение её концентрации в нескольких системах безопасности, которые способны вводить в первый контур большие объёмы воды с высокой концентрацией поглотителя для прекращения цепной реакции. Также борная кислота используется для обеспечения глубокой подкритичности реактора в холодном состоянии и при перегрузке топлива{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=244—247}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=269—272}}{{sfn|Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов|1988|с=80—116}}.

=== Контроль мощности и энерговыделения ===
Эксплуатация реакторов, в том числе на номинальной мощности, требует оперативного контроля основных нейтронно-физических и теплогидравлических параметров активной зоны. Главная причина последнего — необходимость диагностики [[Кризис теплообмена|кризиса теплообмена]]. Даже на номинальной мощности температура воды на поверхности оболочек некоторых [[Тепловыделяющий элемент|твэлов]] близка к [[Кипение|кипению]], а у небольшого количества даже достигается местное поверхностное кипение. Возникновение объёмного кипения в активной зоне приводит к снижению [[коэффициент теплоотдачи|коэффициента теплоотдачи]], то есть к кризису теплообмена, а следовательно, к резкому увеличению температуры твэлов и возможности их повреждения.

Контроль мощности основан на измерениях нейтронной и тепловой мощностей в различных вариантах, а также полей энерговыделения. Эта задача возложена на [[Система внутриреакторного контроля|систему внутриреакторного контроля]] (СВРК), которая включает в себя различные датчики нейтронного потока, теплогидравлических параметров и технологического контроля, сигналы от которых через измерительные и сигнальные кабели, коммутационные и вспомогательные устройства передаются в специальные программно-технические комплексы.

Измерение плотности потока нейтронов реализовано в системе внутриреакторного контроля на отличном от {{Comment|АКНП СУЗ|аппаратура контроля нейтронного потока системы управления и защиты}} принципе — с помощью [[Родий|родиевых]] эмиссионных [[Датчик прямого заряда|датчиков прямого заряда]], размещённых в каналах нейтронных измерений на семи уровнях по высоте 64 тепловыделяющих сборок. Тепловая мощность измеряется с помощью 95 [[хромель]]-[[Алюмель|алюмелевых]] [[Термопара|термоэлектрических преобразователей]] в активной зоне, а также 16 термопар и 8 [[Термометр сопротивления|термометров сопротивления]] на петлях первого контура. По показаниям датчиков вычислительные комплексы несколькими методами рассчитывают тепловую мощность реактора, относительные мощности и распределения энерговыделений в ТВС реактора и предоставляют эту информацию персоналу в цифровой и графической формах. Те же данные используются для расчёта выгорания топлива.

Для обеспечения равномерного распределения энерговыделения по объёму активной зоны в ней оставляют не более 25 % от длины одной группы кластеров СУЗ при мощности реактора свыше 70 %. В случае переходных режимов, вызывающих более глубокое погружение группы органов регулирования, сразу после стабилизации мощности в первом контуре корректируют концентрацию борной кислоты для восстановления их нормального (регламентного) положения{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=256—261}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=282—291}}.

Для реакторов ВВЭР систему {{Comment|СВРК|система внутриреакторного контроля}} разрабатывал [[Курчатовский институт]]. Со времени постройки многих энергоблоков она была значительно модернизирована в плане быстродействия работы, достоверности показаний и других характеристик, в связи с чем на многих энергоблоках система была заменена<ref>{{статья
 |автор               = Митин В. И., Семченков Ю. М., Калинушкин А. Е.
 |заглавие         = Развитие системы внутриреакторного контроля ВВЭР
 |ссылка             = https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/1675/1655
 |издание           = [[Атомная энергия (журнал)|Атомная энергия]]
 |тип                   = 
 |место               = {{М}}
 |издательство = 
 |год                   = 2009
 |том                   = 106
 |номер               = 5
 |страницы         = 278—285
 |isbn                     = 
 |issn                     = 0004-7163
 |archive-date              = 2021-06-22
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20210622125953/https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/1675/1655
}}</ref><ref>{{статья|автор=Калинушкин А. Е. |заглавие=Основные решения по техническим и программным средствам модернизированной системы внутриреакторного контроля реакторной установки ВВЭР-1000 и особенности их верификации и валидации |ссылка= |издание=[[Ядерные измерительно-информационные технологии]] |тип= |место={{М}} |издательство= |год=2008 |номер=3(27) |страницы=30—44 |isbn= |issn=1729—2689 |url-status= |archive-url= |archive-date=}}</ref>.

=== Управление параметрами, пуски и остановки ===
Управление мощностью реактора осуществляется персоналом с помощью системы индивидуального и группового управления (СГИУ) или автоматического регулятора мощности (АРМ), в обоих случаях воздействием на органы регулирования (ОР)СУЗ. В случае выхода группы ОР СУЗ при регулировании из регламентного диапазона положений, зависящего от мощности реактора, в первом контуре изменяют концентрацию борной кислоты и приводят поглощающие стержни в нормальное положение. В качестве регулируемой величины используется либо [[нейтронная мощность]], либо [[давление]] в главном паровом коллекторе второго контура, либо температура на выходе из активной зоны. В случае возникновения переходных процессов с внезапным отключением оборудования, например, одного из главных циркуляционных насосов, специальный регулятор ограничения мощности (РОМ) плавно снижает мощность реактора до соответствующей новому режиму работы с помощью воздействия на регулирующую группу ОР СУЗ. Если переходный процесс очень серьёзный, например, происходит резкая разгрузка [[турбогенератор]]а, срабатывает алгоритм ускоренной разгрузки блока (УРБ), который сбросом специально выделенной для этих целей группы ОР СУЗ снижает мощность сразу на 50 % за время около 5 с.

Особенностью ВВЭР-1000 является возможность возникновения так называемых [[ксеноновые колебания|ксеноновых колебаний]] по высоте активной зоны, то есть аксиальных. Суть этого опасного явления в том, что во время переходных процессов вся мощность или большая её часть может сосредотачиваться в сравнительно небольшой части объёма реактора, например, в его половине, что может привести к вынужденному останову реактора для недопущения повреждения топлива. Для подавления этого эффекта используются специальные методы и алгоритмы работы систем управления. Контролируют возможность его возникновения с помощью специального интегрального параметра — аксиального офсета, управление которым обеспечивает подавление пространственной неустойчивости энерговыделения и предупреждение колебаний. Существуют и специальные приёмы по гашению ксеноновых колебаний в случае их возникновения<ref>{{статья
 |автор               = Аверьянова С. П., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Филимонов П. Е., Лю Хайтао, Ли Йоу
 |заглавие         = Исследование ксеноновых переходных процессов в ВВЭР-1000 на Тяньваньской АЭС (Китай)
 |ссылка             = https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2630
 |издание           = [[Атомная энергия (журнал)|Атомная энергия]]
 |тип                   = 
 |издательство = 
 |место               = {{М}}
 |год                   = 2008
 |том                   = 105
 |номер               = 4
 |страницы         = 183—190
 |isbn                     = 
 |issn                     = 0004-7163
 |doi                      = 
 |archive-date              = 2021-06-22
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20210622140225/https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2630
}}</ref>{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=262—268}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=291—298}}.
[[Файл:Reactor shutdown xe chart.svg|thumb|250px|Нестационарное отравление <sup>135</sup>Xe после останова ([[Иодная яма]])]]
Существенно усложняет процесс управления реактором его [[отравление реактора|отравление]] — процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким [[Ядерное эффективное сечение|сечением поглощения]], которые участвуют в непродуктивном захвате нейтронов. При работе реактора в топливе накапливается целый ряд отравляющих нейтронный баланс изотопов, однако существенное значение имеют лишь два: [[ксенон-135|<sup>135</sup>Xe]] и [[самарий-149|<sup>149</sup>Sm]]. Эффекты отравления и разотравления этими изотопами сложным образом влияют на характер протекания цепной реакции (например, одним из следствий явления отравления ксеноном-135 являются ксеноновые колебания), при этом в зависимости от режима работы различают стационарное и нестационарное (при изменениях мощности) отравление. Предельным и крайне нежелательным эффектом нестационарного отравления ксеноном-135 является [[иодная яма]], самарием-149 — [[прометиевая яма]]. Попадание реактора в глубокую иодную яму после останова приводит к вынужденному простою на 20—30 часов, если не имеется большого запаса реактивности. Работа на границе иодной ямы не допускается, так как она не только очень сложна, но и опасна{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=126—143}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=137—156}}.

При пуске реактора первый контур разогревают до 260—280 [[Градус Цельсия|°C]] главными циркуляционными насосами, а также остаточным тепловыделением топлива и электронагревателями компенсатора давления. Затем поочерёдно поднимают все группы ОР СУЗ в регламентное положение и с помощью водообмена снижают концентрацию борной кислоты в контуре. Так как в реакторе всегда (кроме первого пуска) имеется топливо, уже вступавшее в реакцию и являющееся мощным источником нейтронов из-за накопленных [[Деление ядра#Осколки деления|осколков деления]], цепная реакция разовьётся самостоятельно при уменьшении подкритичности до нуля. По мере приближения реактора к критическому состоянию нейтронная мощность нарастает быстрее при постоянной скорости увеличения реактивности. В случае уменьшения [[Период реактора|периода разгона]] до опасных величин произойдёт срабатывание предупредительной или аварийной защиты, поэтому высвобождение реактивности производят уменьшающимися по мере приближения к критическому состоянию сериями одинаковых порций с выдержкой времени между каждой из них. Когда при очередном высвобождении реактивности подкритическая мощность возрастает в два раза, следующее такое же высвобождение переведёт реактор в критическое состояние. Действия персонала при этом основаны на предварительных расчётах пусковой концентрации борной кислоты и отталкиваются от показаний датчиков нейтронной мощности и периода, а также специальных приборов, [[реактиметр]]ов, алгоритм расчёта [[Реактивность ядерного реактора|реактивности]] в которых основан на формуле обращённого решения уравнений [[кинетика ядерного реактора|кинетики]]{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=247—256}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=272—282}}{{sfn|Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов|1988|с=92—99}}{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=133—135}}.

Останов реактора и перевод его в подкритическое состояние производят увеличением концентрации борной кислоты и погружением в него поглощающих стержней ОР СУЗ. В случае нормального останова, например, для проведения планового ремонта и перегрузки топлива в конце кампании реактора, процесс осуществляется плавно с определённой скоростью. В случае срабатывания предупредительной или аварийной защиты — очень быстро, примерно за 10 секунд. При этом важной проблемой является [[остаточное тепловыделение]], которое в первые минуты составляет до 6,5 % от номинальной мощности, но быстро уменьшается — на 75 % в первые сутки после останова. Для отвода остаточного энерговыделения после снижения давления в первом контуре и отключения главных циркуляционных насосов используется система аварийно-планового расхолаживания{{sfn|Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов|1988|с=164—177}}{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=135—136}}.

=== Аварийная и предупредительная защита ===
[[Файл:AZkey.png|300px|right|thumb|Ключ аварийной защиты реактора ВВЭР-1000]]
Срабатывание [[Аварийная защита ядерного реактора|аварийной защиты]] (АЗ) реакторов ВВЭР-1000 может быть инициировано как автоматически, при получении системой определённых сигналов от датчиков, так и в результате воздействия персонала на специальный ключ на панели управления.

Автоматически срабатывание АЗ происходит по ряду уставок срабатывания, к ним относятся уставки по [[Период реактора|периоду]], уровню [[нейтронный поток|нейтронного потока]], множеству теплотехнических параметров: давлению, температуре, уровням теплоносителя в различном оборудовании и частях реакторной установки, их разностям и определённым комбинациям. Эти комбинации сигналов рассчитаны таким образом, что автоматически диагностируют определённые аварии, например, совпадение сигналов «давление в паропроводе 2-го контура менее 50 кгс/см²» и «разность температур насыщения 1-го и 2-го контура более 75 °C» говорит о разрыве паропровода 2-го контура или линий питательной воды парогенераторов (могут быть и другие причины), а разность температуры насыщения 1-го контура и температуры в любой горячей нитке петель менее 10&nbsp;°C — о течи 1-го контура. Кроме недопустимых нейтронно-физических и теплотехнических параметров, срабатывание защиты могут инициировать и другие события: отключение главных циркуляционных насосов, обесточивание оборудования СУЗ, [[сейсмическое воздействие]] более 6 баллов, избыточное давление под [[гермооболочка|гермооболочкой]] более 0,3 кгс/см² (большая течь 1-го или 2-го контура в пределах гермооболочки). Кроме уставок автоматического срабатывания существует широкий ряд случаев, когда срабатывание защиты обязан инициировать персонал воздействием на ключ АЗ.

При срабатывании аварийной защиты отключается питание электромагнитов приводов СУЗ, и все поглощающие стержни под собственным весом падают в активную зону, переводя реактор в подкритическое состояние максимум за время около 10 секунд. Алгоритм срабатывания сопровождается включением насосов борного концентрата, через систему продувки—подпитки вводящих борную кислоту в 1-й контур. В случае некоторых серьёзных сигналов, говорящих о течах 1-го контура, вместе со срабатыванием АЗ запускаются высокопроизводительные аварийные [[насос]]ы, напрямую закачивающие всё большее количество раствора борной кислоты в 1-й контур по мере снижения в нём давления. Также при серьёзных сигналах всё оборудование внутри гермооболочки отсекается от обстройки специальной защитной арматурой — [[Пневматический привод арматуры|пневматическими]] [[Защитная арматура#Отсечная арматура|отсечными клапанами и задвижками]], способными закрыться за несколько секунд несмотря на большие диаметры трубопроводов. Исходя из требований безопасности их не меньше трёх на каждом трубопроводе, сообщающемся с оборудованием внутри гермооболочки, часть внутри неё, часть снаружи.

Кроме аварийной, в реакторах ВВЭР-1000 существует так называемая предупредительная защита, уставки которой меньше. По сигналам срабатывания предупредительной защиты или налагается запрет на дальнейший подъём мощности, или группы стержней СУЗ поочерёдно начинают двигаться с обычной скоростью вниз, пока сигнал не снимется. По некоторым сигналам предупредительная защита осуществляет алгоритм ускоренной разгрузки блока, когда одна из групп сбрасывается вниз, снижая мощность сразу на 50 %. Инициировать срабатывание предупредительной защиты и ускоренного её варианта также может персонал воздействием на специальные ключи{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=239—241}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=262—265}}{{sfn|Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов|1988|с=164—171}}<ref>{{статья
 |автор               = Петкевич И. Г., Алехин Г. В., Быков М. А.
 |заглавие         = Анализ показаний аппаратуры контроля нейтронного потока в режимах со срабатыванием ускоренной предупредительной защиты для реакторных установок с реактором ВВЭР-1000
 |ссылка             = http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant26.pdf
 |издание           = Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС
 |тип                   = 
 |место               = Подольск
 |издательство = Гидропресс, [[НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля|НИКИЭТ]]
 |год                   = 2010
 |выпуск             = 26
 |страницы         = 27—36
 |isbn                     = 978-5-94883-116-9
 |archive-date              = 2011-06-17
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20110617164732/http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant26.pdf
}}</ref>.

== Ядерное топливо ==
[[Файл:BalakovoNPP fuel.TIF|thumb|right|200px|Головки ТВС-2М (сборки в чехле свежего топлива)]]

[[Ядерное топливо]] для реакторов ВВЭР-1000 производится [[НЗХК|Новосибирским заводом химконцентратов]]<ref>{{cite web| author        =| date        =| url        =http://www.nccp.ru/er/index.html| url-status        =dead| title        =Производство энергетического ядерного топлива| website        =| publisher        =[[НЗХК]]| access-date        =2011-02-15| archive-url        =https://web.archive.org/web/20110522054835/http://www.nccp.ru/er/index.html| archive-date        =2011-05-22}}</ref> и заводом «[[Элемаш]]»<ref>{{cite web| author        =| date        =| url        =http://www.elemash.ru/ru/manufacture/product/nuclear/| title        =Продукция ядерно-топливного цикла| website        =| publisher        =Элемаш| access-date        =2011-02-15| archive-url        =https://web.archive.org/web/20111205043916/http://www.elemash.ru/ru/manufacture/product/nuclear/| archive-date        =2011-12-05| url-status        =dead}}</ref>, поставляется [[ТВЭЛ (компания)|компанией «ТВЭЛ»]]<ref>{{cite web| author        =| date        =| url        =http://www.tvel.ru/wps/wcm/connect/tvel/tvelsite/production/nuclear_production/VVER_reactor_fuel/| title        =Топливо для реакторов типа ВВЭР|website = | publisher        =[[ТВЭЛ (компания)|ТВЭЛ]]| access-date        =2011-02-15| archive-url        =https://www.webcitation.org/611mJzN0G?url=http://www.tvel.ru/wps/wcm/connect/tvel/tvelsite/production/nuclear_production/VVER_reactor_fuel/| archive-date        =2011-08-18}}</ref>. За годы эксплуатации реакторов оно претерпело серьёзнейшую модернизацию, в настоящее время последними разработками являются конкурирующие модели тепловыделяющих сборок — несколько модификаций [[ТВСА]] ([[ОКБМ им. И. И. Африкантова]])<ref>{{cite web| author        =| date        =| url        =http://www.okbm.nnov.ru/russian/core| title        =Активные зоны и топливо|website = | publisher        =[[ОКБМ им. И. И. Африкантова]]| access-date        =2011-02-15| archive-url        =https://www.webcitation.org/611mKdpcl?url=http://www.okbm.nnov.ru/russian/core| archive-date        =2011-08-18}}</ref> и [[ТВС-2М]] (ОКБ «Гидропресс»){{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=265}}. Первая используется на энергоблоках [[Калининская АЭС|Калининской АЭС]], [[АЭС Темелин]] (Чехия) и почти на всех блоках с ВВЭР-1000 Украины и Болгарии. Вторая — на [[Список АЭС с реакторами ВВЭР|всех остальных]]. Пытается выйти на рынок топлива для ВВЭР-1000 [[Westinghouse Electric Company]], которая в 2011 году начала поставки своих ТВС на Украину. Согласно заключённому в 2008 году контракту, Westinghouse поставит не менее 630 ТВС в течение 2011—2015 годов для поэтапной замены российского топлива на минимум 3 энергоблоках с ВВЭР-1000<ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news4/d0684.htm
 |title        = На Украину начались коммерческие поставки ядерного топлива Westinghouse
 |author       = 
 |date         = 2011-02-10
 |website      = Источник ИА «ЛІГАБізнесІнформ»
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 2011-02-13
 |lang         = 
 |archive-date = 2013-09-14
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20130914153254/http://atominfo.ru/news4/d0684.htm
 |url-status     = live
}}</ref>. Предыдущая попытка Westinghouse поставок топлива на станцию с ВВЭР-1000, АЭС Темелин, закончилась крайне неудачно — досрочной выгрузкой топлива и сменой поставщика чешской стороной обратно на российский ТВЭЛ<ref>{{статья
| автор         = Корнышева А.
| заглавие      = Чехия поменяет Westinghouse на ТВЭЛ
| ссылка        = http://www.kommersant.ru/doc.aspx?DocsID=771168
| издание       = [[Коммерсантъ]]
| тип           =
| место         = {{М}}
| издательство = [[Коммерсантъ (издательский дом)|Коммерсантъ]]
| год = 2007
| номер = 95 (3671) от 04—06
}}</ref>.

=== Тепловыделяющий элемент ===
[[Файл:RIAN archive 155689 The Novosibirsk Chemical Concentrate Plant.jpg|thumb|right|200px|Твэлы на производственной линии]]
Твэл представляет собой герметичную трубку из [[цирконий|циркония]], [[Легирование (металлургия)|легированного]] [[Ниобий|ниобием]] для увеличения пластичности. [[Температура плавления]] материала около 1900&nbsp;°C, при температуре выше 350&nbsp;°C прочностные свойства ухудшаются. Толщина оболочки 0,65 мм, наружный диаметр трубки 9,1 мм. Длина твэла 3800 мм, масса — 2,1 кг. Внутри располагаются таблетки урана и пружина в верхней части, компенсирующая их тепловые перемещения.

В твэл помещены таблетки [[Оксид урана(IV)|диоксида урана]] с [[плотность]]ю 10,4—10,7 г/см³, каждая с наружным диаметром 7,57 мм и высотой 20 мм. В середине таблетки имеется отверстие диаметром 1,2 мм, края скошены [[фаска]]ми. Зазор между таблеткой и оболочкой, а также центральное отверстие предназначены для возможности увеличения таблетки в результате радиационного распухания. Таблетки зафиксированы в твэле разрезными [[втулка]]ми. Общая длина столба таблеток — 3530 мм (на мощности удлиняется на 30 мм), они занимают 70 % пространства внутри тепловыделяющего элемента, остальное пространство занимают газы. При изготовлении в твэлы закачивают [[гелий]] до давления 20—25 кгс/см², в процессе эксплуатации к нему добавляются газообразные [[Деление ядра#Продукты деления|продукты деления]], увеличивающие давление внутри элемента до 50—80 кгс/см². При работе на мощности средняя температура в центре таблеток составляет 1500—1600&nbsp;°C, на поверхности — около 470&nbsp;°C. Тепловая энергия при протекании цепной реакции выделяется с интенсивностью 450 Вт/см³. Все таблетки в твэле и, обычно, во всей ТВС имеют одинаковое [[Обогащение урана|обогащение]], кроме последних разработок со 150 мм необогащённого урана в торцах. Стандартные обогащения для ВВЭР-1000{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=163—170}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=178—184}}:
* 1,6 — 2,0 — 2,4 — 3,0 — 3,6 — 4,0 — 4,4 — 5,0 %

Первоначально использовались таблетки с внутренним отверстием 2,35 мм и максимальным обогащением до 4,4 %. В качестве материала оболочки использовался сплав [[Э110]] с 1 % ниобия, в 2000-х годах начали использовать новый материал — [[Э635]] с 1 % [[Ниобий|Nb]], 1—1,5 % [[Олово|Sn]] и 0,3—0,5 % [[Железо|Fe]], улучшенный с точки зрения радиационной ползучести. Улучшение сплава Э635 объясняется важной ролью α-твёрдого раствора, обогащённого железом<ref name="Пилипенко">{{статья
 |автор               = Пилипенко Н. Н.
 |заглавие         = Получение циркония ядерной чистоты
 |ссылка             = http://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2008_2/article_2008_2_66.pdf
 |издание           = Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение
 |тип                   = 
 |место               = Харьков
 |издательство = [[Харьковский физико-технический институт|ХФТИ]]
 |год                   = 2008
 |номер               = 2
 |страницы         = 66—72
 |issn                     = 1997-2830
 |archive-date              = 2014-05-15
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20140515040019/http://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2008_2/article_2008_2_66.pdf
}}</ref><ref>{{статья|автор=Nikulina A. V., Markelov V. A., Peregud M. M., Voevodin V. N., Panchenko V. L., Kobylyansky G. P.|заглавие=Irradiation-induced microstructural changes in Zr — 1%Sn-1%Nb-0.4%Fe|оригинал=|год=1996|язык=en|место=Holland|издание=Journal of Nuclear Materials|издательство=[[Elsevier]]|тип=|том=238|выпуск=2—3|номер=11|страницы=205—210|issn=0022-3115|doi=10.1016/S0022-3115(96)00453-9}}</ref><ref>{{статья
| автор         = Перегуд М. М., Афонина Е. Г., Саблин М. Н., Еремин С. Г., Пименов Ю. В.
| заглавие      = Ползучесть сплава Э635 применительно к изделиям ТВСА, ТВС-2 и их модификациям для реакторов ВВЭР-1000
| ссылка        = http://elibrary.ru/item.asp?id=15184239
| издание       = [[Цветные металлы (журнал)|Цветные металлы]]
| тип           =
| место         = {{М}}
| издательство = ИД «Руда и металлы»
| год = 2010
| номер = 8
| страницы = 73—75
| issn = 0372-2929
}}</ref>. Внутреннее отверстие было уменьшено до 1,2 мм, максимальное обогащение увеличено до 5 %. Важным улучшением стало использование выгорающего поглотителя — [[оксид гадолиния|оксида гадолиния]], вносимого непосредственно в топливную матрицу (такие твэлы называют ТВЭГами). Это позволяет снизить избыточную реактивность свежего топлива с высоким обогащением<ref name="WW">{{статья
| автор         = Novikov V., Dolgov A., Molchanov V.
| заглавие      = WWER nuclear fuel trends
| оригинал      =
| ссылка        =
| язык          = en
| ответственный =
| издание       = ATW. Internationale Zeitschrift fur Kernenergie
| тип           =
| место         = Bonn
| издательство  = Inforum
| год           = 2003
| том           = 48
| номер         = 11
| страницы      = 684—688
| isbn          =
| issn          = 1431-5254
}}</ref>{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=184—186}}.

=== Тепловыделяющая сборка ===
[[Файл:RIAN archive 132602 Fuel assembly final inspection.jpg|thumb|right|200px|Верхняя часть ТВС]]
{{see also|Тепловыделяющая сборка#ТВС реакторов ВВЭР-1000}}
Применяющиеся на ВВЭР-1000 бесчехловые тепловыделяющие сборки (ТВС) имеют шестигранную форму. Длина сборки около 4,5 м, масса — 760 кг, объём — 80 л, размер «под ключ» — 234 мм. Общее их число в активной зоне — 163. Каждая состоит из 312 твэлов и имеет 18 трубчатных каналов для входа рабочих органов {{Comment|СУЗ|системы управления и защиты}}. Они находятся на расстоянии 3,65 мм друг от друга, с шагом размещения 12,75 мм. В головном проекте В-187 конструкция топлива существенно отличается: 151 ТВС, в каждой 317 твэлов, размер «под ключ» 238 мм, имеется чехол из циркониевого сплава по аналогии с конструкцией ТВС для ВВЭР-440. В последующих после серийных реакторов проектах количество твэлов 311, что связано с увеличением количества ТВС с кластерам СУЗ до 121 (в серийных 61).

Основную часть ТВС составляет пучок твэлов, каждый из которых крепится в нижней части к хвостовику ТВС соединением типа «[[Ласточкин хвост (механика)|ласточкин хвост]]». Сверху пучок элементов через пружины упирается в головку, максимальный ход пружин 22 мм. Каркас конструкции составляет 18 трубчатых направляющих канала и 12—15 дистанционирующих решёток. Номинальный расход воды через каждую ТВС — около 500 м³/ч, средняя её скорость при этом составляет 5,6 м/с. На каждую ТВС действует гидравлическая сила выталкивания примерно 450 [[Килограмм-сила|кгс]].

Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце [[Кампания ядерного реактора|кампании реактора]] часть ТВС специальной перегрузочной машиной выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону. По мере модернизации реализовывались различные варианты кампаний, наиболее современными являются кампании с перегрузкой раз в 1,5 года трети активной зоны и раз в год пятой части активной зоны, то есть каждая сборка эксплуатируется 4,5 и 5 лет соответственно.

С начала 1990-х годов велись непрерывные работы по модернизации топлива для ВВЭР-1000 по двум альтернативным направлениям (ТВС-2 и ТВС-А). Специалисты отмечают около шести поколений ТВС:
* чехловые ТВС головного проекта В-187;
* ТВС без чехла, разработанные для двухлетнего топливного цикла со стержнями с выгорающим поглотителем (СВП), в которых только центральная трубка, оболочки твэлов и СВП изготавливались из циркониевого сплава Э110, всё остальное — из [[Нержавеющая сталь|нержавеющей стали]] типа 08Х18Н10Т (для оболочек ПЭЛов — 06Х18Н10Т). Внутри трубок СВП находился размешанный в расплаве алюминиевого сплава ПС-80 порошок диборида хрома с содержанием бора во всей смеси 1,5 %. Максимальное обогащение ураном-235 при этом составляло 4,4 %. Такая конструкция обеспечивала среднюю [[Кампания ядерного реактора#Глубина выгорания|глубину выгорания]] около 43 МВт·сут/кг и продолжительность кампании около 290 [[эффективные сутки|эфф. суток]];
[[Файл:RIAN archive 155684 The Novosibirsk Chemical Concentrate Plant.jpg|thumb|right|200px|Сборки на заводе: слева ТВС-А, справа — ТВС-2]]
* ТВС с каркасом из нержавеющей стали для трёхлетнего топливного цикла;
* ТВС-М с каркасом из нержавеющей стали со съёмными головками для 3-4-летнего цикла;
* УТВС, в которых направляющие каналы и дистанционирующие решётки стали изготавливать из циркониевого сплава вместо стали, что улучшило их нейтронно-физические свойства. Сборки также стали разборными. Продолжительность кампании увеличилась до 330 эфф. суток;
* ТВС-2 и ТВС-А. Конструкция сборок была существенно изменена. В сборке разработки ОКБ «Гидропресс», ТВС-2, для решения проблемы искривления каркас был выполнен жёстким с помощью точечной приварки направляющих каналов к дистанционирующим решёткам, а также замены материала: их стали изготавливать полностью из нового циркониевого сплава Э-635. В альтернативной сборке [[ОКБМ им. И. И. Африкантова]], ТВС-А (также целиком циркониевой), жёсткий каркас был сформирован [[Уголок|уголками]], приваренными к дистанционирующим решёткам. Обе конструкции позволили решить важную техническую проблему механического искривления, существенно увеличить глубину выгорания топлива (примерно до 50 МВт·сут/кг и продолжительность кампании до 360—370 эфф. суток). В дальнейшем оба направления конструкции получили развитие — [[ТВС-2М]]<ref>{{статья
 |автор       = Драгунов Ю. Г., Рыжов С. Б., Васильченко И. Н., Кобелев С. Н.
 |заглавие = Разработка и внедрение ТВС-2М для перспективных топливных циклов
 |ссылка     = https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/1748/1728
 |издание   = [[Атомная энергия (журнал)|Атомная энергия]]
 |тип           = 
 |год           = 2005
 |том           = 99
 |номер       = 6
 |issn             = 0004-7163
 |страницы = 432—437
 |archive-date      = 2021-06-22
 |archive-url       = https://web.archive.org/web/20210622151506/https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/1748/1728
}}</ref>, усовершенствованные ТВС-2, созданные с целью реализации 18-месячного топливного цикла (около 510 эфф. суток) и несколько модификаций ТВС-А: ТВСА-PLUS, ТВСА-АЛЬФА и ТВСА-12<ref>{{статья
 |автор       = Кандалов В. Б., Преображенский Д. Г., Романов А. И., Самойлов О. Б., Фальков А. А., Шишкин А. А.
 |заглавие = Тепловыделяющая сборка ТВСА ВВЭР-1000: направления развития и результаты эксплуатации
 |ссылка     = https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2359/2337
 |издание   = [[Атомная энергия (журнал)|Атомная энергия]]
 |тип           = 
 |год           = 2007
 |том           = 102
 |номер       = 1
 |issn             = 0004-7163
 |страницы = 43—48
 |archive-date      = 2021-06-22
 |archive-url       = https://web.archive.org/web/20210622151725/https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2359/2337
}}</ref>. Новые сборки имеют увеличенное до 5 % (в перспективе до 6 %) максимальное обогащение и ураноёмкость (в том числе за счёт удлиняющих вставок в торцы твэлов таблеток необогащённого урана, так называемых бланкетов, общей длиной 150 мм), позволяющих обеспечить переход к длительным топливным циклам — 4,5 года с перегрузкой каждые 1,5 года для ТВС-2М и пять лет с перегрузкой каждый год для ТВС-А.

После выгрузки из активной зоны реактора [[Отработавшее ядерное топливо|отработанного топлива]] его помещают в специальный [[бассейн выдержки ядерного топлива|бассейн выдержки]], располагающийся рядом с реактором, и хранят 3-4 года для снижения [[Остаточное тепловыделение|остаточного энерговыделения]]. Затем отправляют для хранения, захоронения или переработки<ref name="WW" /><ref>{{cite web| url        =http://www.atominfo.ru/news/air6666.htm| title        =Владимир Молчанов рассказал о состоянии и перспективах топлива для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000| author        =| date        =2009-05-26| website        =| publisher        =[[AtomInfo.Ru]]| access-date        =2011-01-30| lang        =| archive-date        =2009-05-29| archive-url        =https://web.archive.org/web/20090529153928/http://www.atominfo.ru/news/air6666.htm| url-status        =live}}</ref><ref name="Васильченко">{{cite web| author        =Васильченко И. Н., Кобелев С. Н. (ОКБ Гидропресс)| date        =| url        =http://www.atomworld.ru/o_kasetah_otkrovenno.htm| title        =Особое мнение.О кассетах откровенно| website        =Интервью| publisher        =atomworld.ru| access-date        =2011-02-12| archive-date        =2011-07-19| archive-url        =https://web.archive.org/web/20110719092414/http://www.atomworld.ru/o_kasetah_otkrovenno.htm| url-status        =unfit}}</ref>{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=186—199}}{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=238—272}}.

=== Нуклидный состав ===
[[Файл:VVER U-Pu.png|thumb|right|300px|Примерная зависимость уменьшения <sup>235</sup>U и накопления <sup>239</sup>Pu от глубины выгорания в ВВЭР с топливом обогащением около 4 %]]
Одной из важнейших характеристик топливного цикла является [[глубина выгорания ядерного топлива|глубина выгорания]], характеризующая отношение количества выгоревшего делящегося нуклида [[уран-235|<sup>235</sup>U]] к его начальной загрузке. В ВВЭР-1000 при 3—5-летней кампании с частичными перегрузками (обогащение топлива 3—5 %) достигается глубина выгорания 40—55 МВт·сут/кг (в максимально напряжённых твэлах больше). Содержание <sup>235</sup>U в твэле снижается за 3—4 года работы, например, с 4,4 % в свежей ТВС до 0,6—0,8 % перед выгрузкой её из реактора.

Кроме выгорания <sup>235</sup>U в реакторах, работающих на уране, происходит образование нового делящегося нуклида ([[конверсия ядерного топлива]]) — [[плутоний-239|<sup>239</sup>Pu]], как следствие радиационного захвата нейтронов ядрами [[уран-238|<sup>238</sup>U]]. Затем, в результате реакций на <sup>239</sup>Pu, образуются также ядра [[плутоний-240|<sup>240</sup>Pu]], [[плутоний-241|<sup>241</sup>Pu]] и [[плутоний-242|<sup>242</sup>Pu]]. Коэффициент воспроизводства (конверсии) для ВВЭР — примерно 0,5—0,6, максимальное количество <sup>238</sup>U, переработанного в <sup>239</sup>Pu, — 3 %. Примерный изотопный состав [[плутоний|плутония]] при достижении максимального выгорания топлива (так называемый ВВЭР-Pu) — 60 % <sup>239</sup>Pu, 24 % <sup>240</sup>Pu, 12 % <sup>241</sup>Pu и 4 % <sup>242</sup>Pu.

Среди продуктов деления <sup>235</sup>U — более 250 различных ядер, около четверти из которых являются шлаками, то есть стабильными и долгоживущими нуклидами, участвующими в непроизводительном захвате нейтронов. При работе реактора их концентрация монотонно возрастает, после останова — не уменьшается. Этот процесс называют [[шлакование ядерного реактора|шлакованием ядерного реактора]], он приводит к потере части реактивности топлива в течение кампании.

При глубоком выгорании в ВВЭР также накапливаются [[минорные актиниды]] — <sup>241,242,243</sup>[[Америций|Am]], <sup>243,244,245</sup>[[Кюрий|Cm]], [[Берклий|Bk]], [[Калифорний|Cf]]. [[Спонтанное деление]] и [[Альфа-распад|α-распад]] этих элементов вносят достаточно значительный вклад в активность [[Отработавшее ядерное топливо|отработавшего топлива]], несмотря на их небольшое количество (около 1 кг/т){{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=114—125}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=125—137}}.

== Реакторная установка с ВВЭР-1000 ==
[[Файл:Ровенская АЭС блок 4.JPG|300px|thumb|Энергоблок с ВВЭР-1000 [[Ровенская АЭС|Ровенской АЭС]], на переднем плане реакторное отделение]]
[[Реакторная установка|Реакторные установки]] с ВВЭР-1000 работают по двухконтурной схеме циркуляции. По уровню безопасности они почти идентичны европейским и американским установкам с реакторами [[PWR]]{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=270}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=299}}<ref>{{книга
 |автор         = Кайоль А., Щапю К., Щоссидон Ф., Кюра Б., Дюонг П., Пелль П., Рище Ф., Воронин Л. М., Засорин Р. Е., Иванов Е. С., Козенюк А. А., Куваев Ю. Н., Филимонцев Ю. Н.
|заглавие      = Безопасность атомных станций
|ссылка        =
|место         = Paris
|издательство  = [[Électricité de France|EDF]]-EPN-DSN
|год           = 1994
|страницы      = 169
|страниц       = 256
|isbn          = 2-7240-0090-0
|тираж         =
}}</ref>. Для каждого [[энергоблок]]а сооружается отдельный главный корпус. Всё оборудование реакторной установки, а также специальные технологические системы (системы безопасности и вспомогательные системы) размещаются в реакторном отделении энергоблока, представляющем собой сооружение особой конструкции.

Реакторное отделение состоит из герметичной и негерметичной частей. В герметичной части, называемой обычно [[Гермооболочка|гермооболочкой]], располагается оборудование первого контура и реактор. Гермооболочка выполнена в виде цилиндра из [[Предварительно напряжённый железобетон|предварительно напряжённого железобетона]] толщиной 1,2 метра, внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66,35 м, где находится вершина её куполообразного верха. Общий объём — 67 000 м³. Всё крупное основное оборудование в гермооболочке обслуживается [[Мостовой кран кругового действия|круговым полноповоротным краном]], а в малодоступных местах — монорельсами с [[Тельфер|электротельферами]]{{Нет АИ|6|7|2019}}.

Негерметичная часть, называемая обстройкой, [[Асимметрия|асимметрично]] окружает оболочку и представляет собой в плане квадрат со стороной в 66 м. Обстройка уходит под землю на 6,6 м и возвышается на 41,4 м, внутрь неё предусмотрен железнодорожный въезд для доставки грузов под гермооболочку, в днище которой имеется большой транспортный люк. На обстройке располагается вентиляционная труба для сдувок из производственных помещений, диаметром 3 м, с относительной отметкой верха 100 м.

Все крупные устройства и трубопроводы оснащены гидроамортизаторами, сложной системой опор, подвесок, ограничителей и другого оборудования для защиты от землетрясений, воздействия реактивных сил и летящих предметов при разрушении оборудования, а также для снижения вибрации технологического оборудования и корпуса РУ. Кроме крупного оборудования, описываемого ниже, в состав всех систем входят [[трубопровод]]ы, множество разнообразной [[Запорная арматура|запорной]], [[Регулирующая арматура|регулирующей]], [[Защитная арматура|защитной]] и [[Предохранительная арматура|предохранительной]] [[Трубопроводная арматура|арматуры]], различные [[датчик]]и, [[Термопара|термопары]] и другое{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=277—279}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=306—308}}.

=== Первый контур ===
[[Файл:VVER-1000-Stereometric.svg|300px|left|thumb|Пространственная схема первого контура серийной РУ с ВВЭР-1000. <br> <small>CP-1,2,3,4 — циркуляционные [[насос]]ы; SG-1,2,3,4 — [[парогенератор]]ы; NR — [[ядерный реактор]]; P — [[компенсатор давления]]</small>]]
В первом контуре циркулирует [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоноситель]] — некипящая [[вода]] под давлением около 16 МПа (160 кгс/см²). Теплоноситель поступает в реактор с температурой около 289&nbsp;°C, нагревается в нём до 322&nbsp;°C и по 4 циркуляционным петлям направляется в парогенераторы («горячие» нитки), где передаёт своё тепло теплоносителю второго контура. Из парогенераторов вода главными циркуляционными насосами возвращается в реактор («холодные» нитки). Для поддержания стабильности давления и компенсации изменений объёма теплоносителя при его разогреве или расхолаживании используется специальный [[компенсатор давления]] (компенсатор объёма), соединённый с одной из «горячих» ниток. Общий объём первого контура — 370 м³.
[[Файл:BalNPPhist2.jpg|200px|thumb|Парогенератор ПГВ-1000]]
Главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ) внутренним диаметром 850 мм соединяют оборудование первого контура. Они расположены попарно, в противоположных сторонах от реактора с углом между парными петлями 55°. Конструкция трубопроводов и способы их закрепления рассчитаны на восприятие нагрузки при [[Землетрясение#Шкала Медведева-Шпонхойера-Карника (MSK-64)|землетрясении силой 9 баллов по шкале MSK-64]] с одновременным воздействием нагрузок от полного разрыва одной из циркуляционных петель. Для различных целей ГЦТ соединены с помощью вваренных [[Патрубок|патрубков]], [[Штуцер (техника)|штуцеров]] и герметичных чехлов со множеством вспомогательных и аварийных систем. В местах врезки установлены ограничители расхода ([[ограничитель течи|ограничители течи]]) для уменьшения течей при разрыве трубопроводов вспомогательных систем. Трубки контроля и измерений параметров врезаны через [[Защитная арматура#Отключающие клапаны|отключающие устройства]], предотвращающие течи в случае их разрыва. Температурные расширения ГЦТ компенсируются перемещением парогенераторов и циркуляционных насосов на роликовых опорах. Крупное оборудование также оснащено мощными [[гидроамортизатор]]ами.

Парогенератор предназначен для передачи энергии, произведённой в активной зоне реактора, во второй контур. В РУ с ВВЭР-1000 используются парогенераторы ПГВ-1000, горизонтальные, с трубчатой поверхностью теплообмена. Теплоноситель первого контура проходит через 11 500 теплопередающих трубок внутри корпуса парогенератора, нагревая воду второго контура. [[Кипение|Кипящая]] вода второго контура преобразуется в [[пар]] и через сборные паропроводы поступает к турбине. Пар вырабатывается [[Насыщенный пар|насыщенный]], с температурой 280&nbsp;°C, давлением 6,4 МПа и [[влажность]]ю 0,2 % при температуре питательной воды 220&nbsp;°C. Тепловая мощность каждого парогенератора 750 МВт, паропроизводительность — 1470 т/ч, масса без опор — 322 т, с опорами и полностью заполненного водой — 842 т{{Нет АИ|6|7|2019}}.

Главные циркуляционные насосы (ГЦН) обеспечивают принудительную циркуляцию теплоносителя через первый контур. В серийных установках применяется ГЦН-195М (в более поздних — ГЦН-А). Это вертикальный [[Центробежный насос|центробежный]] одноступенчатый насос с блоком [[торцевое уплотнение|торцевого уплотнения]] вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом теплоносителя, выносным электродвигателем. Производительность — 20 000 м³/ч, [[Напор (гидродинамика)|напор]] — 6,75 кгс/см², частота вращения — 1000 об/мин, мощность 7000—5300 кВт (на холодной и горячей воде), масса — 140 т. Насос имеет собственную маслосистему, с общим расходом масла около 28 м³/ч. В случае отключения одного ГЦН мощность реактора снижается на 36 %, двух — на 60 %, более — реактор останавливается действием аварийной защиты. При этом даже при отсутствии работающих насосов в первом контуре сохраняется естественная циркуляция теплоносителя, обеспечивающая необходимый теплосъём с топлива для расхолаживания установки.
[[Файл:Photo pressurizer.jpg|200px|thumb|Монтаж компенсатора давления РУ с ВВЭР-1000]]
С помощью компенсатора объёма обеспечивается создание и поддержание давления в первом контуре. В нём происходит кипение воды, которое создаёт в верхней его части так называемую «паровую подушку». Компенсатор представляет собой вертикальный сосуд с эллиптическим днищем, в нижней части которого расположены 28 блоков электронагревателей общей мощностью 2520 кВт. Для повышения давления в первом контуре теплоноситель в компенсаторе нагревается электронагревателями. Для понижения — в паровое пространство производится впрыск из «холодной» нитки первой петли, что приводит к конденсации части пара и снижению давления. При низком давлении в первом контуре (менее 2 МПа) паровая подушка неэффективна, поэтому в конце расхолаживания и начале разогрева реакторной установки пар в компенсаторе заменяют [[азот]]ом. Для аварийного снижения давления предусмотрено [[импульсное предохранительное устройство]], сбрасывающее пар с расходом до 150 кг/с в бак-барботер, основное предназначение которого — приём и охлаждение протечек предохранительных клапанов{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=280—303}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=309—335}}{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=78—83}}.

=== Вспомогательные системы ===
Большинство вспомогательных систем располагаются в обстройке реакторного отделения и соединены с оборудованием внутри гермооболочки трубопроводами, проходящими через специальную герметизирующую систему [[трубная проходка|трубных проходок]]. На входе и выходе из них на каждом трубопроводе имеется специальная защитная арматура — локализующая группа (не менее трёх [[Пневматический привод арматуры|пневматических]] [[Защитная арматура#Отсечная арматура|отсечных клапанов или задвижек]]). Группы способны закрыться по сигналам о течах за несколько секунд, несмотря на большие диаметры трубопроводов. Такие меры предусматриваются для полной герметизации внутренней оболочки в случае тяжёлой аварии.

Самой крупной и важной вспомогательной системой является ''система подпитки—продувки первого контура''. С помощью неё осуществляется борное регулирование, поддержание сложного водно-химического режима, возврат организованных и восполнение неорганизованных протечек первого контура, а также ряд других функций. Основные функции система выполняет, непрерывно выводя из первого контура часть теплоносителя, 10—60 м³/ч, что называется продувкой. Возврат этой воды обратно, очищенной и с нужной концентрацией борной кислоты и определённых реагентов, называется подпиткой. Система является важной для безопасности и функционирует во всех режимах работы установки. В её состав входят 3 мощных подпиточных насоса с собственной маслосистемой, у каждого из которых имеется по предвключённому ([[бустерный насос|бустерному]]) насосу, которые обеспечивают необходимый для [[Кавитация|бескавитационной]] работы подпор для основного насоса, около 5 кгс/см². Основные насосы создают давление около 180 кгс/см² (выше, чем в первом контуре для «продавливания» в него воды) при расходе, равном расходу продувки. Такие высокие параметры достигаются благодаря частоте вращения 8900 [[Оборот в минуту|об/мин]], которую можно бесступенчато регулировать с помощью специального устройства — [[Гидравлическая муфта|гидромуфты]]. Воздействием на регулятор гидромуфты можно изменять расход и давление насоса в широких пределах, обеспечивая нужные характеристики. Кроме насосов в систему продувки—подпитки входит большое количество крупного оборудования — множество [[теплообменник]]ов различного назначения, [[деаэратор]]ы, [[Бак (резервуар)|баки]]. Свои насосы, теплообменники, баки и фильтры имеет и маслосистема основных подпиточных насосов. Система продувки—подпитки соединена с первым контуром и множеством вспомогательных систем.

В деаэраторе подпиточной воды постоянно выделяется [[водород]], который необходимо удалять во избежание накопления его опасных концентраций. Для этого используется ''система дожигания водорода'', в которой производится окисление (сжигание) этого газа на [[Платина|платиновом]] [[катализатор]]е. В состав системы входят охладители, [[газодувка|газодувки]], электронагреватели, контактные аппараты, холодильник-сепаратор и бак-[[Гидравлический затвор|гидрозатвор]].

''Система боросодержащей воды и борного концентрата'' предназначена для создания запаса и хранения раствора борной кислоты, а также подачи его через систему продувки—подпитки в первый контур при борном регулировании. Система включает в себя множество насосов, баков большого объёма и [[монжюс]] боросодержащей воды.

Для хранения и подачи добавочной дистиллированной воды в различные технологические системы, в том числе через систему продувки—подпитки в первый контур для снижения концентрации борной кислоты используется ''система дистиллята''. В неё входят несколько баков и насосов.

Из-за [[Радиолиз|радиолитического разложения]] воды первого контура в нём постоянно образуется водород и кислород, которые необходимо связывать во избежание накопления и усиления коррозионной активности теплоносителя. Для этого с помощью ''узла реагентов реакторного отделения'' в первый контур через систему продувки—подпитки постоянно добавляют специальные реагенты в определённых количествах. В качестве таких реагентов используют [[аммиак]] (поддержание нормированной концентрации водорода), [[гидразин-гидрат]] (для тех же целей, но при низкой температуре в контуре) и [[Гидроксид калия|едкое кали]] (поддержание требуемого [[Водородный показатель|pH]] теплоносителя). В состав системы входят баки реагентов и насосы-дозаторы.

При работе установки в первом контуре образуются нерастворимые, взвешенные [[Радиоактивность|активированные]] мелкодисперсные продукты [[Коррозия|коррозии]] конструкционных материалов, а также [[радионуклид]]ы коррозионного происхождения в [[Коллоидные системы|коллоидной форме]]. Для уменьшения их отложений на поверхностях трубопроводов и оборудования используется ''система высокотемпературной байпасной очистки теплоносителя первого контура'' (СВО-1). Она располагается в гермооболочке и состоит из четырёх цепочек, непосредственно соединённых с каждой петлёй главного циркуляционного контура. В каждую цепочку входят [[Фильтрация (гидротехника)|фильтр]], наполненный высокотемпературным [[сорбент]]ом — крошкой из [[Титановая губка|губчатого титана]], и установленные после него фильтры-ловушки на случай разрушения сорбента. Система работает непрерывно при эксплуатации установки, каждая цепочка пропускает через себя 60—100 м³/ч, что составляет примерно 0,5 % от расхода теплоносителя, циркулирующего по всем петлям. Эффективность очистки при этом составляет 50—95 %.

Для очистки продувочной воды, выводимой из первого контура системой продувки—подпитки, а также организованных протечек предназначена ''система низкотемпературной очистки продувочной воды первого контура'' (СВО-2). В этой системе вода очищается от продуктов коррозии, радионуклидов и химических примесей с помощью фильтрования и [[Ионный обмен|ионного обмена]]. В неё входит две одинаковые нитки, каждая из которых состоит из двух параллельно включённых катионитовых фильтров, последовательно с ними включённого анионитного фильтра и ловушки [[Иониты|ионитов]] на случай их разрушения. В качестве фильтрующего материала используются различные типы [[Ионообменные смолы|ионообменных смол]].

Для сбора, охлаждения и возврата организованных протечек в первый контур предназначена ''система оргпротечек'', в которую входят бак, теплообменник и насосы. Часть оборудования системы располагается в гермооболочке, часть в обстройке.

''Система спецканализации'' предназначена для приёма и сбора всех неорганизованных протечек реакторного отделения и дальнейшей перекачки их на очистку. Она состоит из системы металлических приямков-гидрозатворов (трапов), которые замоноличены в полы всех помещений реакторного отделения. Попадая в трапы, протечки отовсюду сливаются в единый бак. В состав системы входят также монжюсы и насосы для откачки бака спецканализации и монжюсов.

''Система спецгазоочистки'' предназначена для очистки газообразных [[технологическая сдувка|сдувок]] из технологических помещений реакторного отделения от радиоактивных [[Инертные газы|инертных газов]], радиоактивного [[иод]]а и [[Аэрозоль|аэрозолей]]. Очистка производится несколькими ступенями: сначала фильтрами со [[стекловолокно]]м, затем [[Адсорбция|адсорбционными]] фильтрами-колоннами, загруженными [[Активированный уголь|активированным углём]], затем [[Цеолиты|цеолитовыми]] фильтрами. Также в состав системы входят газодувки, теплообменники и электронагреватели.

Для обеспечения [[Вентиляция|вентиляции]] рабочих мест персонала и технологических помещений, а также для создания [[разрежение|разрежения]] в необслуживаемых помещениях с высоким уровнем радиации, что позволяет предотвратить переток загрязнённого воздуха в более «чистые» помещения, используется ''система вентиляции реакторного отделения''. В неё входит множество мощных вентагрегатов, разветвлённая система воздуховодов и фильтры на основе активированного угля и [[ткань Петрянова|ткани Петрянова]]. Вентиляционное оборудование имеется как в гермооболочке, так и в обстройке.

Для предотвращения попадания радиоактивных веществ из первого контура в техническую воду предназначена ''система промконтура''. Вода этой системы циркулирует по замкнутому контуру, охлаждая различное оборудование с радиоактивным теплоносителем, например, теплообменники системы продувки—подпитки. Сам же промконтур охлаждается технической водой. Таким образом, при нарушении герметичности оборудования, непосредственно связанного с первым контуром, радиоактивные изотопы не попадут в техническую воду. В состав системы входят насосы, теплообменники и бак-расширитель, необходимый ввиду замкнутости системы.

Для смазки и охлаждения опорно-упорных [[подшипник]]ов главных циркуляционных насосов, а также нижних и верхних подшипников их [[Электрический двигатель|электродвигателей]] предназначена ''система маслоснабжения ГЦН''. В её состав входят маслобаки, маслонасосы, маслофильтры и маслоохладители. Система обеспечивает подачу [[Смазочные масла|масла]] на каждый ГЦН с расходом около 28 м³/ч и температурой не более 46&nbsp;°C.

Для заполнения маслосистем ГЦН и подпиточных насосов, а также откачки масла из реакторного отделения на очистку предназначена ''система маслоснабжения реакторного отделения''. В её состав входит несколько маслонасосов и маслобаков, в том числе для аварийного слива масла из систем маслоснабжения ГЦН и подпиточных насосов.

''Система продувки парогенераторов'' предназначена для поддержания требуемого водно-химического режима воды парогенераторов со стороны второго контура (котловой воды). Часть котловой воды из мест наиболее вероятного скопления продуктов коррозии, [[Соли|солей]] и [[шлам]]а непрерывно (с расходом 7,5 м³/ч) и периодически (с расходом 60 м³/ч) отбирается для очистки. В состав системы входят теплообменники, расширители продувки, насосы и бак.

Для охлаждения бассейна выдержки [[Отработавшее ядерное топливо|отработавшего ядерного топлива]] используется ''система расхолаживания бассейна выдержки''. Необходимость этого обусловлена [[остаточное тепловыделение|остаточным энерговыделением]] топлива после его использования, из-за которого его хранят 3—4 года в специальном бассейне рядом с реактором. В состав системы, состоящей из трёх одинаковых каналов для резервирования, входят теплообменники и насосы.

''Система подачи сжатого воздуха на пневмоприводы'', состоящая из трёх независимых каналов, предназначена для накопления и подачи сжатого воздуха высокого давления на [[Пневматический привод арматуры|пневматические приводы]] быстродействующей [[Защитная арматура#Отсечная арматура|отсечной арматуры]] для её открытия или закрытия, а также для снабжения воздухом пусковых баллонов резервных [[Дизельная электростанция|дизельных электростанций]] реакторного отделения. В её состав входят [[компрессорная станция]] и воздухосборники{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=335—357}}<ref>{{книга 
 |заглавие      = Технологические системы реакторного отделения
|ответственный =
|ссылка        =
|место         = Балаково
|издательство  = БАЭС,ЦПП
|год           = 2000
|страниц       = 348
|страницы      = 129—345
}}</ref>{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=223—261}}.

=== Системы безопасности ===
Системы безопасности предназначены для осуществления так называемых критических функций безопасности во время аварий, в эти функции входят:
* контроль цепной реакции, то есть остановка реактора и контроль его подкритичности после остановки;
* отвод остаточных энерговыделений реактора;
* ограничение распространения радиоактивных продуктов.

Набор систем безопасности определяется [[проект]]ом в зависимости от необходимости выполнения этих функций. При создании систем безопасности ВВЭР-1000 использовались принципы: ''физического разделения'' каналов, ''разнообразия'' принципов работы используемого оборудования, ''независимости'' работы разных систем друг от друга. Ко всем системам безопасности применён ''принцип единичного отказа'', в соответствии с которым функции безопасности выполняются при любом независимом от исходного события, вызвавшего аварию, [[отказ]]е в системах безопасности. Это ведёт к необходимости ''[[Резервирование|резервирования]]'' систем безопасности. В серийных установках с ВВЭР-1000 кратность резервирования принята равной 3·100 % (во многих американских и европейских проектах эта величина составляет лишь 3·50 %), то есть каждая система безопасности состоит из трёх независимых каналов, каждый из которых самостоятельно способен обеспечивать выполнение проектных функций. В некоторых последующих после серийного проектах установок, например [[Тяньваньская АЭС|Тяньваньской АЭС]] (проект В-428), кратность резервирования составляет 4·100 %{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=358—359}}<ref>{{cite web| url        =http://www.atominfo.ru/news/air6712.htm| title        =На конференции в Подольске представлен доклад о новых проектах ВВЭР| author        =В.Мохов| date        =2009-05-30| website        =| publisher        =[[AtomInfo.Ru]]| access-date        =2011-02-21| lang        =| archive-date        =2013-10-20| archive-url        =https://web.archive.org/web/20131020094814/http://atominfo.ru/news/air6712.htm| url-status        =live}}</ref>.

Перевод реактора в подкритическое состояние при авариях и поддержание в этом состоянии осуществляет система аварийной защиты (см. раздел ''[[#Аварийная и предупредительная защита|Аварийная и предупредительная защита]]'').

''Система аварийного впрыска бора'' подаёт раствор борной кислоты в первый контур при давлении в нём 160—180 кгс/см². Это необходимо при авариях с выделением положительной реактивности в активной зоне с сохранением высокого давления в контуре. Концентрация раствора — 40 г/кг, расход одного канала системы — 6 м³/ч, подача раствора обеспечивается не более чем через 5 минут после аварийного сигнала. В состав системы входят баки аварийного запаса борного концентрата и насосные агрегаты.

''Система аварийного ввода бора'' подаёт раствор концентрацией 40 г/кг с расходом не менее 100 м³/ч при давлении в первом контуре 100 кгс/см², при давлении 15—90 кгс/см² — с расходом не менее 130 м³/ч. Эти расходы обеспечивает один канал. Подача раствора начинается не позднее, чем через 35—40 секунд с момента установления в первом контуре необходимого давления. В состав системы входят баки аварийного запаса борного концентрата и насосные агрегаты.

''Система аварийно-планового расхолаживания'' предназначена как для аварийного расхолаживания активной зоны и отвода остаточных энерговыделений, так и для планового расхолаживания установки при останове и отводе остаточных энерговыделений при перегрузке топлива. Система каждым своим каналом обеспечивает подачу раствора борной кислоты концентрацией 16 г/кг с расходом 250—300 м³/ч при давлении в первом контуре 21 кгс/см² и 700—750 м³/ч при давлении 1 кгс/см². Начинает подачу не позднее, чем через 35—40 секунд с момента установления в первом контуре необходимого давления. В состав системы входят насосы, бак-приямок борированной воды объёмом 500 м³ в гермооболочке (от него также имеют возможность работать система аварийного ввода бора и спринклерная система) и теплообменники аварийно-планового расхолаживания.

''Спринклерная система'' предназначена для локализации аварий с разрывом трубопроводов первого и второго контура в пределах гермооболочки. При такой аварии в гермооболочке возрастает давление, а она по проекту рассчитана на давление не более 5 кгс/см². Чтобы не допустить её разрушения, а также связать радиоактивные [[изотопы иода]] и осуществлять аварийное заполнение бассейна выдержки топлива, спринклерная система подаёт раствор борной кислоты во множество [[Форсунка|форсунок]] под куполом гермооболочки. С помощью орошения спринклерным раствором во внутреннем объёме оболочки конденсируется пар и снижается давление. В состав системы входят центробежные и [[Гидроструйный насос|водоструйные насосы]], баки спринклерного раствора и распылительные форсунки.

''Пассивная часть системы аварийного охлаждения активной зоны'' (система гидроаккумуляторов САОЗ) предназначена для работы в условиях аварий с большими течами. Эта система пассивная, то есть не требует для выполнения своих функций подачи команд на включение и снабжения энергией. Она состоит из четырёх гидроаккумуляторов, вертикальных цилиндрических сосудов с 50 м³ раствора борной кислоты концентрацией 16 г/кг в каждом. Гидроёмкости находятся в гермооболочке, непосредственно связаны с реактором и отсечены от него [[Обратный клапан|обратными клапанами]]. Давление в ёмкостях 60 кгс/см² (создаётся закачанным в них [[азот]]ом), поэтому при нормальном давлении в первом контуре обратные клапаны закрыты, так как на них давит теплоноситель из реактора. При снижении давления в первом контуре ниже 60 кгс/см², обратные клапаны самостоятельно открываются, и раствор из ёмкостей начинает заливать реактор. После их опорожнения быстродействующие [[Задвижка|задвижки]] отсекают гидроаккумуляторы от контура для исключения попадания в него азота. В проектах после серийного в пассивную часть САОЗ добавлены ещё от 4 до 8 гидроёмкостей, так называемая вторая ступень, которые начинают работать при давлении в первом контуре 20 кгс/см².

''Система аварийного парогазоудаления'' предназначена для удаления газовой смеси из оборудования первого контура: верхних точек реактора, компенсатора давления, коллекторов парогенераторов по первому контуру. Такая необходимость может возникнуть при авариях со вскипанием теплоносителя, оголением активной зоны, возникновением [[пароциркониевая реакция|пароциркониевой реакции]] в топливе и появлением вследствие этих событий парогазовых пузырей в верхних точках оборудования установки. Введение этой системы стало реакцией проектировщиков на [[Авария на АЭС Три-Майл-Айленд|аварию 1979 года на АЭС Три-Майл-Айленд]], развившуюся в очень тяжёлую из-за отсутствия возможности парогазоудаления из первого контура установки и срыва естественной циркуляции по этой причине. Система представляет собой комплекс [[Электрический привод арматуры|электроприводной]] [[Запорная арматура|запорной арматуры]] и трубопроводов, соединяющих основное оборудование первого контура с барботажным баком системы компенсации давления, в который производится сброс парогазовой смеси в случае необходимости{{Нет АИ|6|7|2019}}.
[[Файл:RIAN archive 407190 Volgodonsk Nuclear Power Station.jpg|250px|right|thumb|Брызгальные бассейны системы технического водоснабжения потребителей группы «А» на [[Ростовская АЭС|Ростовской АЭС]]]]
''Система аварийной подпитки парогенераторов'' предназначена для работы в условиях аварий системы питательной воды второго контура, что необходимо для создания условий расхолаживания реакторной установки. Каждый канал способен подавать обессоленную воду с расходом 150 м³/ч при нормальном давлении в парогенераторе (64 кгс/см²), 125 м³/ч при давлении 70 кгс/см², 80 м³/ч при давлении 86 кгс/см². В состав системы входят насосы и баки химически обессоленной воды объёмом 500 м³ каждый.

''Система технического водоснабжения потребителей группы «А»'' совмещает функции системы безопасности (охлаждение теплообменника системы аварийного расхолаживания, охлаждение насосов систем безопасности) и системы нормальной эксплуатации (отвод тепла от так называемых ответственных потребителей: бассейна выдержки, теплообменников промконтура, ряда вентсистем и др.). Система работает по замкнутому оборотному принципу, вода охлаждается [[брызгальный бассейн|брызгальными бассейнами]] на территории промплощадки станции. В состав системы входят насосы и баки аварийного запаса техводы.

Для аварийного электроснабжения предусмотрены источники автономного электроснабжения: автоматизированные [[Дизельная электростанция|дизель-генераторы]] и агрегат бесперебойного питания на основе [[Аккумуляторная батарея|аккумуляторных батарей]]. В серийных проектах дизельных электростанций мощностью 5600 кВт каждая и напряжением 6 кВ имеется по 3 на каждый энергоблок, они разворачиваются в течение 15 секунд и способны работать 240 часов в необслуживаемом режиме. Аккумуляторные батареи эксплуатируются в режиме постоянного подзаряда, включаются практически мгновенно и рассчитаны на работу в течение 30 минут после потери источника электропитания. Кроме батарей в агрегат входят [[Выпрямитель|выпрямители]], [[Инвертор (электротехника)|инверторы]] и [[тиристор]]ные [[Коммутационный аппарат|коммутационные устройства]]<ref>{{книга
 |автор          = Самойлов О. Б., Усынин Г. Б., Бахметьев А. М.
|заглавие       = Безопасность ядерных энергетических установок
|ссылка         =https://archive.org/details/isbn_5283038025
|место          = М.
|издательство   = Энергоатомиздат
|год            = 1989
|том            =
|страницы       = [https://archive.org/details/isbn_5283038025/page/n103 205]—212
|страниц        = 280
|серия          =
|isbn           = 5-283-03802-5
|тираж          =
}}</ref>{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=304—346}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=358—404}}{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=112—117}}.

== АЭС с ВВЭР-1000 ==
{{main|АЭС с ВВЭР-1000}}
{{файл с описанием|Schema reacteur eau pressurisée.svg|500px|общий заголовок=Условная схема энергоблока с водо-водяным реактором. |рамка=простая|||{{columns-list|200px|
: 1 — реактор,
: 2 — топливо,
: 3 — регулирующие стержни,
: 4 — приводы СУЗ,
: 5 — компенсатор давления,
: 6 — теплообменные трубки парогенератора,
: 7 — подача питательной воды в парогенератор,
: 8 — цилиндр высокого давления турбины,
: 9 — цилиндр низкого давления турбины,
: 10 — генератор,
: 11 — возбудитель,
: 12 — конденсатор,
: 13 — система охлаждения конденсаторов турбины,
: 14 — подогреватели,
: 15 — турбопитательный насос,
: 16 — циркуляционный насос,
: 17 — главный циркуляционный насос,
: 18 — подключение генератора к сети,
: 19 — подача пара на турбину,
: 20 — гермооболочка}}}}
Чаще всего в генеральном плане АЭС с ВВЭР-1000 предусматривается размещение на одной площадке нескольких энергоблоков, что связано с необходимостью содержать на площадке АЭС общие для всех блоков службы, оборудование и инфраструктуру. Каждый главный корпус является моноблоком и состоит из реакторного отделения, машинного зала, деаэраторной этажерки и примыкающей к машинному залу этажерки электротехнических устройств. В главном корпусе размещается следующее основное оборудование{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=270—271}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=299—301}}:
* реактор типа ВВЭР-1000,
* [[Паротурбинная установка|турбоустановка]] типа [[К-1000-60/1500]] или подобная ей,
* [[Турбогенератор|генератор]] типа [[ТВВ-1000]].

=== Принцип работы ===
Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является [[Радиоактивный распад|радиоактивным]], в него входит [[водо-водяной энергетический реактор]] ВВЭР-1000 [[тепловая мощность|тепловой мощностью]] 3000 [[Ватт|МВт]] и четыре циркуляционных петли, по которым через [[Активная зона|активную зону]] с помощью главных циркуляционных [[насос]]ов прокачивается [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоноситель]] — [[вода]] под [[давление]]м 16 [[Паскаль (единица измерения)|МПа]] (160 [[Килограмм-сила|кгс]]/[[Квадратный сантиметр|см²]]). Температура воды на входе в реактор примерно равна 289 [[Градус Цельсия|°C]], на выходе — 322&nbsp;°C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 [[тонна|т]]/[[час|ч]]. Нагретая в реакторе вода направляется по четырём [[трубопровод]]ам в [[парогенератор]]ы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового [[компенсатор давления|компенсатора давления]].

Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки (БОУ) и [[турбоагрегат]]а [[Электрическая мощность|электрической мощностью]] 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура. [[Насыщенный пар]], производимый в парогенераторах, с давлением 6,4 МПа и температурой 280&nbsp;°C подаётся в сборный [[паропровод]] и направляется к [[Паротурбинная установка|турбоустановке]], приводящей во вращение [[Электрический генератор|электрогенератор]]. Расход пара от 4 парогенераторов на турбину — примерно 6000 т/ч. Во второй контур также входят конденсатные [[насос]]ы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, [[деаэратор]], турбопитательные насосы{{sfn|ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность|2006|с=270—277}}{{sfn|АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта|2010|с=299—306}}.

=== Турбинное отделение ===
{{кратное изображение
 | зона             = right
 | направление      = vertical
 | зона_заголовка   = 
 | фон_заголовка    = 
 | изобр1           = BalNPP m st2.jpg
 | ширина1          = 250
 | подпись1         = Разобранная турбина К-1000-60/1500…
 | изобр2           = BalakovoNPP tb.jpg
 | ширина2          = 250
 | подпись2         = …и турбогенератор ТВВ-1000
}}
Во втором контуре [[пар]] с влажностью 0,5 % из четырёх парогенераторов по [[паропровод]]ам через [[Защитная арматура#Отсечная арматура|стопорно]]-[[Регулирующий клапан|регулирующие]] клапаны подводится в середину двухпоточного симметричного цилиндра высокого давления (ЦВД) турбины, где, после расширения, с давлением 1,2 МПа и влажностью 12 % направляется к четырём [[Паросепаратор|сепараторам]]-пароперегревателям (СПП), в которых после осушки пара ([[конденсат]] для использования его теплоты отводится в [[деаэратор]]) осуществляется его двухступенчатый перегрев, в первой ступени паром первого отбора с давлением 3 МПа и температурой 234&nbsp;°C, во второй — свежим паром. Образовавшийся конденсат греющего пара направляется в подогреватели высокого давления (ПВД) для передачи его теплоты питательной воде. Основной же [[перегретый пар]] при параметрах 1,13 МПа и 250&nbsp;°C поступает в две ресиверные трубы, расположенные по бокам турбины, а из них — через стопорные [[Дисковый затвор|поворотные заслонки]] — в три одинаковых двухпоточных цилиндра низкого давления (ЦНД). Далее из каждого ЦНД пар поступает в свой [[Конденсатор (теплотехника)|конденсатор]]. Регенеративная система установки состоит из четырёх подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора и двух групп ПВД. Питательная вода в ПВД подаётся двумя турбопитательными [[насос]]ами мощностью около 12 МВт каждый, их приводная турбина питается перегретым паром, отбираемым за СПП, и имеет собственный конденсатор. Турбопитательные насосы (их два на каждый энергоблок) подают питательную воду из деаэратора в парогенераторы через ПВД. Каждый насос состоит из двух, главного и бустерного, вместе они образуют единый агрегат, приводимый в действие собственной конденсационной турбиной и имеющий свою маслосистему. Производительность каждого агрегата около 3800 м³/ч, у бустерных насосов частота вращения 1800 об/мин, развиваемое давление 1,94 МПа; у основных — 3500 об/мин и 7,33 МПа. Для блоков с ВВЭР-1000 резервных насосов не предусмотрено, что связано с необходимостью прогрева турбопривода перед включением, поэтому при выходе из строя одного из них мощность энергоблока снижается на 50 %. Для аварийных режимов, режимов пуска и расхолаживания предусмотрены вспомогательные питательные электронасосы<ref>{{книга
 |автор          = [[Трухний, Алексей Данилович|Трухний А. Д.]], [[Булкин, Анатолий Ефремович|Булкин А. Е.]]
|часть          = Ч.1.Паровая турбина и турбопитательный агрегат
|заглавие       = Паротурбинная установка энергоблоков Балаковской АЭС
|ссылка         =
|место          = М.
|издательство   = Издательство МЭИ
|год            = 2004
|страницы       = 232—240
|страниц        = 276
|isbn           = 5-7046-1199-0
|тираж          =
}}</ref>{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=87—95}}.

[[Трёхфазная система электроснабжения|Трёхфазные]] [[Синхронная машина|синхронные]] турбогенераторы ТВВ-1000 предназначены для выработки электроэнергии при непосредственном соединении с [[паровая турбина|паровыми турбинами]]. Активная мощность — 1000 МВт, напряжение 24 кВ, частота вращения ротора 1500 об/мин. Генератор состоит из статора, торцевых щитов, ротора, выводов с нулевыми трансформаторами тока и гибкими перемычками, газоохладителей, опорного [[подшипник]]а, [[Уплотнительное устройство|уплотнений]] вала и фундаментных плит. Возбуждение генератора осуществляется от бесщёточного возбудителя типа БВД-1500, состоящего из синхронного генератора обращённого исполнения и вращающегося [[Трёхфазный выпрямитель|выпрямителя]]. Работу генератора обеспечивают множество вспомогательных систем. К каждому турбогенератору через генераторные выключатели подключаются два повышающих трёхфазных [[трансформатор]]а мощностью по 630 [[Вольт-ампер|МВ•А]] каждый, которые, соединённые параллельно, позволяют выдавать номинальную мощность блока в сеть{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=89—90}}.

=== Техническое водоснабжение ===
[[Файл:BalakovoNPP bv.jpg|250px|thumb|Вид на [[Балаковская АЭС|Балаковскую АЭС]] с четырьмя действующими энергоблоками со стороны подводящих каналов водоёма-охладителя]]
Техническое водоснабжение на АЭС с ВВЭР-1000 применяется оборотное, то есть техническая вода циркулирует по замкнутому кругу. В оборотных системах используются три типа охладителей: пруды-охладители, [[брызгальный бассейн|брызгальные бассейны]] и башенные [[Градирня|градирни]]. В различных проектах используются комбинации из этих типов, так как автономных систем технического водоснабжения, как правило, три: система охлаждения конденсаторов турбины, система охлаждения неответственных потребителей и система охлаждения ответственных потребителей (оборудования, в том числе и аварийного, перерыв в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы). Последняя система совмещает функции системы безопасности и нормальной эксплуатации, в ней чаще всего используются брызгальные бассейны{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=300—312}}.

=== Спецводоочистка ===
У энергоблоков с ВВЭР-1000 имеется семь систем специальной водоочистки (СВО), две из которых относятся к системам реакторного отделения (СВО-1 и СВО-2, см. раздел ''[[#Вспомогательные системы|Вспомогательные системы]]''), остальные — спецкорпуса. В среднем в год на одном блоке образуется 20—30 тыс. м³ радиоактивной воды, требующей очистки и переработки.
* СВО-3 предназначена для очистки трапных вод, поступающих из системы спецканализации реакторного отделения, а также других целей. В СВО-3 используются методы упаривания, дегазации, механической фильтрации и ионного обмена. Выпарная установка обычно одна на два блока. В среднем с одного блока поступает на очистку 18 800 тонн трапных вод в год;
* СВО-4 предназначена для очистки воды бассейна выдержки отработавшего топлива, а также баков аварийного запаса раствора борной кислоты. Очистка производится механическими, H<sup>+</sup>-[[катионит]]овыми и [[анионит]]овыми фильтрами;
* СВО-5 предназначена для очистки продувочных и дренажных вод парогенераторов (поддержание водно-химического режима 2-го контура по продуктам коррозии и растворённым примесям). СВО-5 имеет систему фильтров, которые очищают воду от продуктов коррозии и примесей в ионной форме, обессоливают её. Система работает постоянно с производительностью около 60 м³/ч;
* СВО-6 предназначена для сбора и переработки боросодержащих вод до получения раздельного дистиллята и борного концентрата. Для этого используется упаривание, дегазация, механическая фильтрация и ионный обмен;
* СВО-7 предназначена для очистки вод спецпрачечной и душевых. В системе используется упаривание, конденсация, дегазация, механическая фильтрация и ионный обмен{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=281—290}}.

=== Радиоактивные отходы ===
[[Файл:BalakovoNPP NF.jpg|250px|thumb|Хранилище ТРО на Балаковской АЭС]]
Наибольшее количество [[Радиационная безопасность|радиологически значимых]] нуклидов, более 95,5 %, находятся в ядерном топливе. [[Отработавшее ядерное топливо|Отработавшее топливо]], после 3—4-летней выдержки в бассейне рядом с реактором, помещают в специальное хранилище (ХОЯТ), а затем в специальных контейнерах вывозят с территории АЭС на радиохимические комбинаты для регенерации.

После переработки жидких [[Радиоактивные отходы|радиоактивных отходов]] (ЖРО) на установках спецводоочистки (см. раздел выше) образуется до 50 тонн [[Соли|солей]] в год (в основном [[Натрий|натрия]]) в виде радиоактивных высокоминерализированных растворов с солесодержанием 200—300 г/л, также к ЖРО относятся отработавшие [[Ионообменные смолы|ионообменные материалы]] и [[сорбент]]ы. Основной вклад в [[Радиоактивный распад|радиоактивность]] отходов вносят [[Цезий-134|<sup>134</sup>Cs]] и [[Цезий-137|<sup>137</sup>Cs]] (70-90 %), вклад [[Стронций-90|<sup>90</sup>Sr]], [[Иттрий-90|<sup>90</sup>Y]], [[Кобальт-60|<sup>60</sup>Co]], [[Кобальт-58|<sup>58</sup>Co]], [[Марганец-54|<sup>54</sup>Mn]], [[Хром-51|<sup>51</sup>Cr]], [[Железо-59|<sup>59</sup>Fe]] и [[Сурьма-124|<sup>124</sup>Sb]] значительно меньше. Также вклад в несколько процентов вносит содержание [[Тритий|трития]].

Вышеуказанные растворы получаются в результате переработки жидких солевых концентратов, так называемых кубовых остатков, поступающих от выпарных аппаратов систем спецводоочистки, на [[установка глубокого выпаривания|установке глубокого выпаривания]]. Полученный в итоге концентрат солей заливают в контейнеры, в которых он, после остывания, затвердевает. Контейнеры герметизируются и направляются в хранилище твёрдых радиоактивных отходов (ТРО) на территории промплощадки станции, где они хранятся до 15 лет. При необходимости концентрат [[битумирование радиоактивных отходов|битумируют]] или [[цементирование радиоактивных отходов|цементируют]], для чего имеются специальные системы. При битумировании солевой концентрат заливают в расплавленный [[битум]], который расфасовывают в 200-литровые металлические бочки, где после остывания образуется битумный [[компаунд]].

В среднем каждый год в расчёте на один энергоблок с ВВЭР-1000 образуется твёрдых радиоактивных отходов:
* низкоактивных (от 1 мк[[Зиверт (единица измерения)|Зв]]/ч до 300 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м) — 230 м³ (из которых сжигаемых — 140 м³, прессуемых — 70 м³, не перерабатываемых — 20 м³). Низкоактивные ТРО представляют собой: дерево, бумагу, [[Спецодежда|спецодежду]], [[пластикат]], [[Теплоизоляция|теплоизоляцию]], металлическую [[Стружка|стружку]], демонтированные металлоконструкции, оборудование и др.;
* среднеактивных (от 0,3 мЗв/ч до 10 мЗв/ч на расстоянии 0,1 м) — 55 м³. К ним относится использованное оборудование для нейтронных измерений, ионизационные камеры, фильтры спецвентиляции, демонтированное оборудование, [[Отверждение|отверждённые]] ЖРО, спецодежда;
* высокоактивных (свыше 10 мЗв/ч на расстоянии 0,1 м) — 0,5 м³. Это элементы оборудования 1-го контура, оборудования для нейтронных измерений, а также часть битумных компаундов, отработавшие ионообменные смолы из фильтров и [[Зола|зольный]] остаток, получаемый в результате сжигания ТРО.

Для переработки ТРО используется:
* [[сжигание радиоактивных отходов|сжигание]] (уменьшение объёма в 50—100 раз). Образующуюся золу превращают в [[Пульпа (смесь)|пульпу]] и производят её отверждение, обычно цементированием. Сжиганию не подлежат пластикаты;
* [[переплавка радиоактивных отходов|переплавка]]. Перед переплавкой металл [[Дезактивация|дезактивируют]], в процессе неё металл очищается за счёт перехода части радионуклидов в [[шлак]]. В значительной степени происходит очистка от [[Цезий-137|<sup>137</sup>Cs]], [[Кобальт-60|<sup>60</sup>Co]] практически полностью сохраняется. Переплавленный металл заливается в контейнеры ([[Изложница|изложницы]]), шлак — в отдельные контейнеры;
* [[прессование радиоактивных отходов|прессование]] (уменьшение объёма в 3—6 раз). Прессование легковесных отходов осуществляется прямо в 200-литровых бочках, где они в дальнейшем и хранятся. Спрессованные металлические отходы и пакеты с прессованным пластикатом помещают в бетонные контейнеры и заливают цементом.

Временное хранение ТРО (низко- и среднеактивных — 10 лет, высокоактивных — 30 лет) осуществляется в хранилище на спецкорпусе или в отдельно стоящем хранилище (ХТРО), которое чаще всего представляет собой заглублённую бетонированную ёмкость с гидроизоляцией от осадков и подземных вод, вокруг которой пробурены специальные скважины для периодических проверок на наличие радионуклидов{{sfn|Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000|2002|с=266—298}}.

=== Список ===
{{кратное изображение
 | зона             = right
 | направление      = vertical
 | заголовок        = Кроме [[Атомная энергетика России|России]], ВВЭР-1000 используются на крупнейших АЭС нескольких стран:
 | зона_заголовка   = 
 | фон_заголовка    = #E6E6FA
 | изобр1           = Kernkraftwerk Saporischschja.JPG
 | ширина1          = 300
 | подпись1         = [[Запорожская АЭС]] на [[Атомная энергетика Украины|Украине]]
 | изобр2           = Kozlodoj power plant.JPG
 | ширина2          = 300
 | подпись2         = [[АЭС Козлодуй]] в [[Атомная энергетика Болгарии|Болгарии]]
 | изобр3           = Temelin-Nuclear Power Station.jpg
 | ширина3          = 300
 | подпись3         = [[АЭС Темелин]] в [[Атомная энергетика Чехии|Чехии]]
}}
{{также|Список АЭС с реакторами ВВЭР}}
'''''Действующие энергоблоки'''''<ref>{{cite web
 |url         = http://www.tc.by/download_files/doklads/nikitenko.ppt
 |title       = Реакторная установка для головных блоков АЭС-2006. Опыт решения целевых задач проектирования
 |author      = Рыжов С. Б., Мохов В. А., Щекин И. Г., Никитенко М. П.
 |date        = 2009-03
 |website = 
 |publisher   = [[Гидропресс (ОКБ)|Гидропресс]]
 |access-date  = 2011-10-29
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0dZ0A5?url=http://www.tc.by/download_files/doklads/nikitenko.ppt
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref>:
{|
|-
!АЭС||№ блока||Проект РУ
|-
|{{Флаг России}}[[Нововоронежская АЭС]]|| 5 ||В-187
|-
|rowspan="2" |{{Флаг России}}[[Калининская АЭС]]|| 1,2 ||В-338
|-
|3,4 ||В-320
|-
|{{Флаг России}}[[Балаковская АЭС]]||1,2,3,4|| В-320
|-
|{{Флаг России}}[[Ростовская АЭС]]||1,2,3,4 ||В-320
|-
|rowspan="3" |{{Флаг Украины}}[[Южно-Украинская АЭС]]||1 ||В-302
|-
|2 ||В-338
|-
|3 ||В-320
|-
|{{Флаг Украины}}[[Запорожская АЭС]]||1,2,3,4,5,6|| В-320
|-
|{{Флаг Украины}}[[Ровенская АЭС]]||3,4 ||В-320
|-
|{{Флаг Украины}}[[Хмельницкая АЭС]]||1,2|| В-320
|-
|{{Флаг Болгарии}}[[АЭС Козлодуй]]||5,6 ||В-320
|-
|{{Флаг Ирана}}[[АЭС Бушер]]||1|| В-446
|-
| rowspan="2" |{{Флаг Китая}}[[Тяньваньская АЭС]]||1,2||В-428
|-
|3,4
|В-428M
|-
|{{Флаг Чехии}}[[АЭС Темелин]]||1,2|| В-320
|-
|{{Флаг Индии}}[[АЭС Куданкулам]]||1,2 ||В-412
|}

'''''Строящиеся энергоблоки'''''{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=36—38}}<ref name="Мохов" />:
{|
|-
!АЭС||№ блока||Проект РУ
|-
|{{Флаг Украины}}[[Хмельницкая АЭС]]||3,4||В-392Б
|-
|{{Флаг Индии}}[[АЭС Куданкулам]]
|3,4
|В-412
|-
|{{Флаг Ирана}}[[АЭС Бушер]]
|2
|В-528
|}

== Сравнение с аналогами ==
ВВЭР-1000 относится к наиболее распространённому в мире типу ядерных реакторов — [[Водо-водяной ядерный реактор|водо-водяному]] (англоязычный термин — реактор с водой под давлением, PWR). Несмотря на в целом близкую к западным образцам конструкцию, ВВЭР-1000 имеет и ряд существенных отличий.

=== Ядерное топливо ===
[[Файл:Сравнение активных зон реакторов.svg|400px|right|thumb|Активные зоны ВВЭР-1000 и распространённого PWR [[Westinghouse Electric Company|Westinghouse]] мощностью 950—1250 МВт. {{Comment|''Масштаб''|В рисунке соблюдён относительный масштаб}}]]
[[Тепловыделяющая сборка|Тепловыделяющие сборки]] западных реакторов имеют в разрезе квадратную форму, в отличие от шестиугольной формы ТВС в ВВЭР. Типичная для PWR, близких к ВВЭР-1000 по мощности, структура ядерного топлива — 193 ТВС со стороной 214 мм, в каждой 264 [[Тепловыделяющий элемент|твэла]] (эти значения могут существенно разниться). Такая активная зона имеет несколько большие размеры, положительным качеством этого является меньшая удельная тепловая нагрузка — около 100 кВт/л (в ВВЭР-1000 — 110 кВт/л). Корпус таких PWR тоже больше — наружный диаметр около 4,83 м и более. Для ВВЭР-1000 выбор более компактного корпуса (4,535 м), и, соответственно, активной зоны был навязан разработчикам условием возможности транспортировки по [[Железнодорожный транспорт СССР|железным дорогам СССР]]{{sfn|Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций|2004|с=239}}<ref>{{книга
 |автор         = Anthony V. Nero, jr.
|заглавие      = A Guidebook to Nuclear Reactors
|ссылка        = https://books.google.com/books?id=O0YB-T9usjIC&printsec=frontcover&hl=ru#v=onepage&q&f=false
|место         = Berkeley, Los Angeles, London
|издательство  = [[University of California Press]]
|год           = 1979
|pages         = 77—81
|allpages      = 281
|серия         =
|isbn          = 0-520-03482-1
|тираж         =
}}</ref><ref name="Systems">{{cite web| url        =http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/teachers/04.pdf| title        =Pressurized Water Reactor (PWR) Systems| author        =| date        =|website = | publisher        =[[Nuclear Regulatory Commission]]| access-date        =2011-10-25| lang        =en| archive-url        =https://www.webcitation.org/64t0jd7W1?url=http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/teachers/04.pdf| archive-date        =2012-01-22}}</ref><ref>{{cite web
 |url         = http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-06-engineering-of-nuclear-systems-fall-2010/lectures-and-readings/MIT22_06F10_lec06a.pdf
 |title       = PWR Description
 |author      = Buongiorno J.
 |date        = 2010
 |website = 
 |publisher   = [[Массачусетский технологический институт|Massachusetts Institute of Technology]]
 |access-date  = 2011-10-25
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0k3vcK?url=http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-06-engineering-of-nuclear-systems-fall-2010/lectures-and-readings/MIT22_06F10_lec06a.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref>.

Квадратная упаковка твэлов несколько проигрывает треугольной в плане неравномерности расхода теплоносителя по сечению ТВС, однако в западных сборках изначально применялись решётки-интенсификаторы для перемешивания теплоносителя в пределах поперечного сечения. Для сборок ВВЭР этот вопрос менее актуален, однако в конце 2000-х годов в России начались работы по внедрению в конструкцию ТВС перемешивающих решёток<ref>{{cite web
 |url         = http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/f83.pdf
 |title       = Сравнение теплогидравлических характеристик ТВС реакторов типа ВВЭР и PWR на основе экспериментов
 |author      = Большаков В.В., Кобзарь Л.Л., Семченков Ю.М.
 |date        = 2007
 |website = МТНК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
 |publisher   = [[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ Гидропресс]]
 |access-date  = 2011-10-25
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0kWbPp?url=http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/f83.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref>.

В американском и европейском топливе практически изначально использовались [[сплавы циркония]] в качестве конструкционных материалов — опытная эксплуатация ТВС полностью из сплава [[циркалой]]-2 была начата в [[1958 год]]у на [[АЭС Шиппингпорт]], с конца 1980-х годов использовался циркалой-4. В топливе ВВЭР-1000 циркониевый сплав [[Э110]] (разработан в 1958 году) использовался в качестве материала оболочек твэлов, полностью ТВС стали изготавливать из Э110 лишь в начале 1990-х годов — в 1993 году на [[Балаковская АЭС|Балаковской АЭС]] началась опытная эксплуатация усовершенствованных сборок. Сплав Э110 содержал в качестве основного легирующего элемента [[ниобий]], в отличие от циркалоя, где использовалось [[олово]]. Такой состав делал сплав Э110 более коррозионно стойким, однако менее прочным, чем циркалой. В конце 1990-х годов на основе Э110 во Франции был разработан и начал использоваться сплав [[М5 (сплав)|М5]]. Российские же разработчики топлива с начала 2000-х годов стали использовать сплав [[Э635]] (разработан в 1971 году), легированный и ниобием, и оловом. Американская компания Westinghouse ещё в 1990 году на основе Э635 создала сплав [[ZIRLO]], активно использующийся с конца 1990-х годов. Японская Mitsubishi в начале 2000-х годов создала сплав [[MDA (сплав)|MDA]], также близкий по составу к Э635. Таким образом, распространённые современные западные сплавы циркония основаны на Э110 и Э635, и в плане конструкционных материалов тепловыделяющих сборок реакторы ВВЭР в 1990-е и 2000-е годы за счёт применения старых советских разработок полностью ликвидировали отставание<ref name="Пилипенко" /><ref name="Васильченко" /><ref>{{cite web
 |url         = http://www.antinternational.com/fileadmin/Products_and_handbooks/IZNA/First_chapter_IZNA_7_STR_Weld.pdf
 |title       = Welding of Zirconium Alloys
 |author      = Rudling P., Strasser A., Garzarolli F.
 |date        = 2007-10
 |website = IZNA7 special topics report
 |publisher   = Advanced Nuclear Technology International
 |access-date  = 2011-10-25
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0mcJMK?url=http://www.antinternational.com/fileadmin/Products_and_handbooks/IZNA/First_chapter_IZNA_7_STR_Weld.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref>.

Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии и повышения [[Коэффициент использования установленной мощности|КИУМ]] — увеличение продолжительности [[Кампания ядерного реактора|кампании ядерного реактора]]. Первоначально все водо-водяные реакторы перегружали топливо раз в 12 месяцев. В середине 1980-х годов в США на одной из станций с реактором Westinghouse 4-loop (193 ТВС) была начата реализация удлинённой кампании, с итоговым переходом к 18-месячной. После научного обоснования опытной эксплуатации, все АЭС с PWR в США начали переход на 18-месячный топливный цикл (закончив его полностью к 1997—1998 годам), немногим позже этот процесс начался на всех блоках мира с водо-водяные реакторами, кроме российских. Например, во Франции, к концу 1990-х годов все реакторы мощностью свыше 900 МВт перешли на 18-месячную кампанию. В конце 1990-х и начале 2000-х годов многие западные PWR начали переход на 24-месячный цикл, однако большинство таких реакторов имеют мощность 900 МВт и меньше. Таким образом, для западных PWR с близкой к ВВЭР-1000 мощностью почти два десятилетия характерна 18-месячная топливная кампания, с тенденцией к переходу на 24-месячную. Реакторы ВВЭР-1000 начали переход на 18-месячный топливный цикл лишь в 2008 году (1-й блок Балаковской АЭС), планируется, что этот процесс полностью завершится в 2014 году<ref>{{cite web
 |url         = http://www.antinternational.com/fileadmin/Products_and_handbooks/Zirat/Zirat8_Str_High_Bu_Issues_Sample.pdf
 |title       = High Burnup Fuel Issues
 |author      = Adamson R., Cox B., Garzarolli F., Strasser A., Rudling P., Wikmark G.
 |date        = 2003-12
 |website = ZIRAT-8 special topics report
 |publisher   = Advanced Nuclear Technology International
 |access-date  = 2011-10-29
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0o7JNJ?url=http://www.antinternational.com/fileadmin/Products_and_handbooks/Zirat/Zirat8_Str_High_Bu_Issues_Sample.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref><ref>{{cite web
 |url         = http://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC51/GC51InfDocuments/English/gc51inf-3-att5_en.pdf
 |title       = Current Trends in Nuclear Fuel for Power Reactors
 |author      = 
 |date        = 2007-09-21
 |website = IAEA General Conference, NTR2007 Supplement
 |publisher   = [[IAEA]]
 |access-date  = 2011-10-29
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0pEndd?url=http://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC51/GC51InfDocuments/English/gc51inf-3-att5_en.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref><ref>{{cite web
 |url         = http://www.ornl.gov/sci/nsed/outreach/presentation/2011/Sunderland.pdf
 |title       = Reflections Reflections on 25 years of LWR fuel modeling on 25 years of LWR fuel modeling, challenges and contemporary issues
 |author      = 
 |date        = 2011-06-08
 |website = Nuclear Science and Technology Interaction Program
 |publisher   = [[Национальная лаборатория Ок-Ридж|Oak Ridge National Laboratory]]
 |access-date  = 2011-10-29
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0phFvH?url=http://www.ornl.gov/sci/nsed/outreach/presentation/2011/Sunderland.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref><ref>{{книга
 |заглавие      = Technological innovation and economic performance
|автор         = Steil B., Victor D. G., Nelson R. R.
|ссылка        = https://books.google.ru/books?id=ndiYguRu66oC&printsec=frontcover&hl=ru#v=onepage&q&f=false
|место         = New Jersey
|издательство  = [[Princeton University Press]]
|год           = 2002
|pages         = 403
|allpages      = 477
|isbn          = 0-691-08874-8
}}</ref><ref>{{статья
 |автор         = Provost J.-L.
|заглавие      = Fuel utilisation improvements in current reactors
|ссылка        = https://books.google.ru/books?id=C-PAjiU7KDEC&printsec=frontcover&hl=ru#v=onepage&q&f=false
|язык          = en
|издание       = Back-end of the fuel cycle in a 1000 GWe nuclear scenario
|место         = Paris
|издательство  = [[Организация экономического сотрудничества и развития|OECD]] publications
|год           = 1999
|страницы      = 33—43
|isbn          = 92-64-17116-9
}}</ref><ref>{{статья|автор=Шкаровский А., Рябинин Ю. |заглавие=Повышая эффективность. Внедрение 18-месячного топливного цикла на АЭС с ВВЭР |ссылка=http://www.readoz.com/publication/read;jsessionid=45033CE86F8259F20F8C5CF0B0FCFFD5?i=1027875 |издание=журнал «Концерн Росэнергоатом» |тип= |год=2010 |номер=7 |страницы=32—42 |url-status=dead |archive-url=https://web.archive.org/web/20121120153843/http://www.readoz.com/publication/read;jsessionid=45033CE86F8259F20F8C5CF0B0FCFFD5?i=1027875 |archive-date=2012-11-20}}</ref>.

В [[2010 год]]у [[Международное агентство по атомной энергии|МАГАТЭ]] выпустило отчёт «Обзор дефектов топлива в водоохлаждаемых реакторах» ({{lang-en|Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors}}), содержащий статистическую информацию об инцидентах с разгерметизацией твэлов с 1994 по 2006 год. За этот период в среднем на 1000 выгруженных ТВС водо-водяных реакторов приходится сборок с разгерметизировавшимися твэлами:
* в мире (кроме ВВЭР) — '''13,8'''
* Япония — 0,5
* Франция — 8,8
* Южная Корея — 10,6
* Европа (за вычетом Франции) — 16,0
* США — 20,9
* [[Водо-водяной энергетический реактор|ВВЭР]] — 15,1, ВВЭР-1000 — '''39,8'''
Средний ежегодный процент<sup>%</sup> водо-водяных реакторов, из которых не было выгружено ни одной дефектной сборки:
* в мире (кроме ВВЭР) — '''76,6'''
* Япония — 98
* Франция — 75,6
* Европа (за вычетом Франции) — 68,6
* США — 62,7
* ВВЭР — 57,6, ВВЭР-1000 — '''43,4'''
В конечном для отчёта 2006 году количество дефектных сборок на 1000 выгруженных из реакторов ВВЭР-1000 сократилось до примерно 9 (среднее для всех западных PWR в этом году — 10, для США — 17)<ref>{{книга
 |заглавие     = Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors
 |ссылка       = http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1445_web.pdf
 |место        = Vienna
 |издательство = [[IAEA]]
 |год          = 2010
 |страницы     = 20—31
 |страниц      = 178
 |серия        = IAEA Nuclear Energy Series
 |язык         = en
 |isbn         = 978-92-0-102610-1
 |тираж        = 
 |archive-date  = 2011-08-12
 |archive-url   = https://web.archive.org/web/20110812230346/http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1445_web.pdf
}}</ref>.

=== Основное оборудование ===
[[Файл:Сравнение парогенераторов.svg|400px|right|thumb|Горизонтальный ПГВ-1000 и вертикальный ПГ распространённого четырёхпетлевого PWR Westinghouse (950—1250 МВт). {{Comment|''Масштаб''|В рисунке соблюдён относительный масштаб}} <br><small>1 — коллектор питательной воды (вход 2-го контура) <br>2 — теплообменные трубки (внутри 1-й контур) <br>3 — вертикальные коллектора (горизонтальный ПГ) и горизонтальная трубная доска (вертикальный ПГ), вход и выход теплоносителя 1-го контура <br>4 — наиболее вероятные места скопления шлама</small>]]
Наиболее распространённые в мире реакторы с близкой к ВВЭР-1000 мощностью, Westinghouse 4-loop (950—1250 МВт), имеют одинаковую с ним четырёхпетлевую компоновку (по четыре парогенератора и ГЦН, по четыре «холодные» и «горячие» нитки ГЦТ). При этом разработчики пришли к ней совершенно разными путями: Westinghouse от трёхпетлевой (700—900 МВт) и двухпетлевой (около 500 МВт), а ВВЭР-1000 — от шестипетлевой схемы [[ВВЭР-440]]. Однако имеются и другие концепции — реакторы компаний {{не переведено 3|Babcock & Wilcox|Babcock & Wilcox|en|Babcock & Wilcox}} (около 850 МВт) и {{не переведено 3|Combustion Engineering|Combustion Engineering|en|Combustion Engineering}} (500—1200 МВт) — имеют две «горячие» нитки от реактора до двух парогенераторов и четыре «холодные» нитки с четырьмя ГЦН<ref name="Systems" />.

Наиболее серьёзное отличие основного оборудования установок заключается в конструкции парогенераторов. В ВВЭР они горизонтальные, во всех остальных водо-водяных реакторах мира — вертикальные. Парогенераторы ВВЭР имеют горизонтальный корпус и змеевики поверхности теплообмена, заделанные в вертикальные коллекторы теплоносителя. Материал трубчатки — [[аустенит]]ная [[нержавеющая сталь]] 08Х18Н10Т. Западные парогенераторы — вертикальный корпус и U-образные теплообменные трубы, заделанные в горизонтальную трубную доску. Трубчатка из [[высоконикелевые сплавы|высоконикелевых сплавов]]<ref name="sem">{{cite web
 |url         = http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/seminar7/documents/f55.pdf
 |title       = Прошлое и будущее горизонтальных парогенераторов
 |author      = Трунов Н. Б., [[Лукасевич, Борис Иванович|Лукасевич Б. И.]], Сотсков В. В., Харченко С. А.
 |date        = 2010
 |website = 8-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам
 |publisher   = [[Гидропресс (ОКБ)|Гидропресс]]
 |access-date  = 2011-11-15
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0qPdsc?url=http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/seminar7/documents/f55.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}
</ref>.

Горизонтальные парогенераторы имеют ряд серьёзных преимуществ перед вертикальными в плане надёжности, «живучести», простоты обеспечения требуемых параметров пара и др., что доказано опытом эксплуатации. При этом они имеют меньшую стоимость за счёт материала трубчатки. Преимущество вертикальных парогенераторов заключается в примерно на 7 % большей тепловой эффективности (уменьшение теплопередающей поверхности), которая достигается за счёт длинных теплообменных труб (около 20 метров, в ПГВ-1000 — 11 метров). Количество труб в пучке меньше, а скорость теплоносителя по первому контуру примерно в 1,5 раза выше. Однако первое снижает «живучесть», так как требуется больший конструктивный запас поверхности в расчёте на глушение отдельных трубок. Скорость по второму контуру в вертикальных ПГ также выше, что может привести к вибрации и повреждению трубчатки в результате попадания посторонних предметов со стороны 2-го контура (ни одного подобного случая с ВВЭР не зафиксировано). Кроме того, в вертикальных ПГ примерно в 1,7 раза тоньше стенки трубок, что положительно сказывается на тепловой эффективности, однако отрицательно — на надёжности и безопасности, из-за увеличения вероятности их разрыва. Наиболее серьёзный и неустранимый концептуальный недостаток вертикальных ПГ — наличие горизонтальной трубной доски, где скапливается шлам, чрезвычайно усиливающий коррозию теплообменных труб. В горизонтальных парогенераторах шлам оседает в нижней части корпуса, где отсутствует трубчатка и легко организовать его удаление с помощью постоянной и периодической продувки<ref name="sem" /><ref name="Трунов1">{{статья
 |автор       = Трунов Н. Б., [[Лукасевич, Борис Иванович|Лукасевич Б. И.]], Веселов Д. О., [[Драгунов, Юрий Григорьевич|Драгунов Ю. Г]]
 |заглавие = Парогенераторы — горизонтальные или вертикальные (каким быть парогенератору АЭС с ВВЭР?)
 |ссылка     = https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2425/2402
 |издание   = [[Атомная энергия (журнал)|Атомная энергия]]
 |место       = {{М}}
 |год           = 2008
 |том           = 105
 |номер       = 3
 |страницы = 121—122
 |issn             = 0004-7163
 |archive-date      = 2021-06-22
 |archive-url       = https://web.archive.org/web/20210622151048/https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2425/2402
}}</ref><ref name="Бергункер1">{{статья
 |автор         = Бергункер В. Д.
|заглавие      = Целостность теплообменных труб вертикальных и горизонтальных парогенераторов
|ссылка        = http://elibrary.ru/item.asp?id=16344075
|издание       = [[Теплоэнергетика (журнал)|Теплоэнергетика]]
|издательство  = [[Наука (издательство)|Наука]]
|место         = {{М}}
|год           = 2011
|номер         = 3
|страницы      = 47—53
|issn          = 0040-3636
}}</ref><ref name="Трунов2">{{cite web
 |url          = http://www.atominfo.ru/news/air8869.htm
 |title        = Мифы и реальности вертикальных парогенераторов для ВВЭР
 |author       = Трунов Н. Б. и др.
 |date         = 2010-01-26
 |website      = Международная конференция по парогенераторам (Торонто, Канада, 2009 год)
 |publisher    = AtomInfo.Ru
 |access-date   = 2011-11-15
 |archive-date = 2013-10-20
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20131020123959/http://atominfo.ru/news/air8869.htm
 |url-status     = live
}}</ref><ref name="Бергункер2">{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news2/b0303.htm
 |title        = Целостность теплообменных труб вертикальных и горизонтальных парогенераторов
 |author       = Бергункер В. Д.
 |date         = 2010-06-20
 |website      = 8-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам
 |publisher    = AtomInfo.Ru
 |access-date   = 2011-11-15
 |archive-date = 2012-06-01
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20120601170229/http://www.atominfo.ru/news2/b0303.htm
 |url-status     = live
}}</ref>.

Вертикальные ПГ эксплуатируются при значительно более щадящем [[водно-химический режим АЭС|водно-химическом режиме]] второго контура, западные технологии в этой области ушли далеко вперёд. В 1990-х и 2000-х годах АЭС с ВВЭР существенно продвинулись в этом направлении, однако достижимые показатели водно-химического режима по-прежнему значительно ниже мирового уровня, в основном из-за применения более дешёвого и недостаточно [[Коррозионная стойкость|коррозионно-стойкого]] основного оборудования и трубопроводов конденсатно-питательного тракта. Несмотря на это, общая для горизонтальных и вертикальных ПГ проблема [[Коррозия|коррозии]] стоит для последних значительно острее. Серьёзные дефекты вследствие коррозии приводили к замене как горизонтальных, так и вертикальных ПГ, однако в разных масштабах. Замена парогенератора — чрезвычайно технически сложная и дорогостоящая процедура (около 50 млн [[USD]] замена одного ПГ, без учёта огромных издержек из-за длительного простоя блока)<ref name="sem" /><ref name="Трунов1" /><ref name="Бергункер1" /><ref name="Трунов2" /><ref name="Бергункер2" /><ref>{{cite web
 |url        = ftp://ftp.eia.doe.gov/features/steamgen.pdf
 |title      = Steam Generator Degradation and Its Impact on Continued Operation of Pressurized Water Reactors in the United States
 |author     = Wade K. C.
 |date       = 1995-08
 |website    = Electric Power Monthly
 |publisher  = [[Energy Information Administration]]
 |access-date = 2011-11-15
 |lang       = en
 |url-status = dead
}}</ref><ref>{{книга
 |автор         = Roberge P. R.
|заглавие      = Corrosion inspection and monitoring
|ссылка        = https://books.google.ru/books?id=JRv3e9islW4C&printsec=frontcover&hl=ru#v=onepage&q&f=false
|место         = New Jersey
|издательство  = [[John Wiley & Sons]]
|год           = 2007
|pages         = 152
|allpages      = 383
|isbn          = 978-0-471-74248-7
}}</ref>.

В конце 1986 года в парогенераторах ВВЭР-1000 впервые были обнаружены трещины на выходных коллекторах теплоносителя. В период до 1991 года по этой причине были заменены ПГ на 7 энергоблоках. Исследования показали, что коррозионное растрескивание коллекторов со стороны второго контура развивалось в результате больших остаточных напряжений в коллекторах из-за технологического процесса запрессовки теплообменных труб взрывом. Для решения проблемы была изменена технология изготовления, модифицирована конструкция, ужесточены требования к водно-химическому режиму. После 1991 года замена парогенераторов ПГВ-1000 не производилась. Современные проблемы (эрозия-коррозия питательных коллекторов, проблема соединения № 111) решаются заменой некоторых конструктивных элементов ПГ и ремонтом по специально разработанным технологиям<ref name="Трунов1" /><ref name="Трунов2" />.

Замена парогенераторов западных PWR носит массовый характер, несмотря на непрерывное совершенствование водно-химического режима и применение новых материалов (первоначально использовавшийся сплав Alloy 600 был заменён на 690, а затем 800). Согласно отчёту МАГАТЭ «Heavy Component Replacement in Nuclear Power Plants: Experience and Guidelines» за период с 1979 по 2005 год замена ПГ была произведена на 83 энергоблоках с западными PWR в различных странах. К 2010 году на АЭС США осталось лишь 5 блоков PWR с незаменёнными парогенераторами. Похожая ситуация и в других странах, например во Франции к 2011 году ПГ были заменены на 20 блоках из 58, в 2011 году было объявлено о замене ещё 44 ПГ. Кроме того, проблемы с парогенераторами могут приводить и к более серьёзным последствиям: в США с 1989 по 1998 год было шесть случаев, когда массовые дефекты теплообменных трубок парогенераторов стали основной причиной полного закрытия энергоблоков<ref name="Бергункер1" /><ref name="Бергункер1" /><ref>{{книга
 |заглавие     = Heavy Component Replacement in Nuclear Power Plants: Experience and Guidelines
 |ссылка       = http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1337_web.pdf
 |место        = Vienna
 |издательство = [[Международное агентство по атомной энергии|IAEA]]
 |год          = 2008
 |pages        = 91—92
 |allpages     = 97
 |серия        = IAEA Nuclear Energy Series No. NP-T-3.2
 |isbn         = 978-92-0-109008-9
 |archive-date  = 2012-05-18
 |archive-url   = https://web.archive.org/web/20120518195152/http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1337_web.pdf
}}</ref><ref>{{cite web
 |url         = https://www.bloomberg.com/news/2011-01-04/edf-to-replace-steam-generators-at-reactors-on-safety-concerns.html
 |title       = EDF to Replace Steam Generators at Reactors on Safety Concerns
 |author      = Tara Patel
 |date        = 2011-01-04
 |publisher   = [[Bloomberg]]
 |access-date  = 2011-11-15
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0zPGXf?url=http://www.bloomberg.com/news/2011-01-04/edf-to-replace-steam-generators-at-reactors-on-safety-concerns.html
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref>.

=== Повышение мощности ===
Повышение мощности энергоблоков сверх номинальной ({{lang-en|Power Uprates}}) — известный инструмент по повышению экономической эффективности атомных электростанций. Мощность повышают за счёт улучшения средств контроля технологических процессов, совершенствования эксплуатационных процедур, модернизации оборудования и других мероприятий.

Первое увеличение мощности было реализовано в США ещё в [[1977 год]]у. На блоках 1 и 2 [[АЭС Калверт Клифс]] с реакторами PWR мощность была повышена на 5,5 %. С этого времени в разные годы (массово процесс начался с середины 1990-х годов) мощность была повышена на всех АЭС США. Для близких по мощности к ВВЭР-1000 реакторов PWR увеличение составило от 0,4 до 8 % (для блоков меньшей мощности — до 17 %). Некоторые другие страны последовали примеру США. В Германии с 1990 по 2005 год была повышена мощность 10 энергоблоков с PWR на величину от 1 до 5,3 %. В Швеции c 1989 по 2011 год на 3 блоках [[АЭС Рингхальс]] — на величину от 8 до 19 %. В Бельгии с 1993 по 2004 год на 5 блоках с PWR — на величину от 4,3 до 10 %. В Южной Корее с 2005 по 2007 год на 4 блоках с PWR — на величину от 4,4 до 5,9 %<ref>{{cite web
 |url         = http://www.power-eng.com/articles/print/volume-111/issue-3/features/nuclear-plant-uprates.html|url-status=dead|title       = Nuclear Plant Uprates
 |author      = James Laughlin
 |date        = 2007-01-03
 |publisher   = Power Engineering
 |access-date  = 2011-11-17
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t0zzcNN?url=http://www.power-eng.com/articles/print/volume-111/issue-3/features/nuclear-plant-uprates.html
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref><ref>{{cite web|url         = http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/fact-sheets/power-uprates.html|url-status         = dead|title         = Power Uprates for Nuclear Plants|publisher         = [[Комиссия по ядерному регулированию|US NRC]]|access-date         = 2011-11-17|lang         = en|archive-url         = https://web.archive.org/web/20111026175200/http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/fact-sheets/power-uprates.html|archive-date         = 2011-10-26}}</ref><ref>{{cite web
 |url         = http://www.antinternational.com/fileadmin/Products_and_handbooks/LCC/First_chapter_-_LCC3_STR_Consequeces_of_power_uprating.pdf
 |title       = Consequences of Power Uprating
 |author      = Lundgren K., Riess R.
 |date        = 2007-11
 |website = LCC3 special topic report
 |publisher   = Advanced Nuclear Technology International
 |access-date  = 2011-11-17
 |lang        = en
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t119eBg?url=http://www.antinternational.com/fileadmin/Products_and_handbooks/LCC/First_chapter_-_LCC3_STR_Consequeces_of_power_uprating.pdf
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref><ref>{{статья
 |автор       = Ki Sig Kan
|заглавие = Power uprates in nuclear power plants: international experiences and approaches for implementation
|ссылка     = http://article.nuclear.or.kr/jknsfile/v40/JK0400255.pdf
|язык         = en
|издание   = Nuclear engineering and technology
|место       = Korea
|год           = 2008
|том           = 40
|номер       = 4
|страницы = 255—268
|issn             = 0372-7327
|url-status=dead}}</ref><ref>{{книга
 |заглавие     = Power Uprate in Nuclear Power Plants: Guidelines and Experience
 |ссылка       = http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1445_web.pdf
 |место        = Vienna
 |издательство = [[IAEA]]
 |год          = 2011
 |страницы     = 67—84
 |страниц      = 178
 |серия        = IAEA Nuclear Energy Series No. NP-T-3.9
 |язык         = en
 |isbn         = 978-92-0-111610-9
 |archive-date  = 2011-08-12
 |archive-url   = https://web.archive.org/web/20110812230346/http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1445_web.pdf
}}</ref><ref>{{статья
 |автор               = Auh G. S., Ban C. H.
 |заглавие         = Power uprates for operating plants in Korea
 |ссылка             = http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1418_web.pdf
 |язык                 = en
 |издание           = Implications of power uprates on safety margins of nuclear power plants
 |место               = Vienna
 |издательство = [[Международное агентство по атомной энергии|IAEA]]
 |год                   = 2004
 |страницы         = 103—108
 |isbn                     = 92-0-112004-4
 |issn                     = 1011-4289
 |archive-date              = 2011-09-18
 |archive-url               = https://web.archive.org/web/20110918044705/http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1418_web.pdf
}}</ref>.

Первое увеличении мощности в России было реализовано на блоке АЭС с ВВЭР-1000 — мощность 2-го блока Балаковской АЭС была повышена на 4 % в 2008 году. На 2011 год все 4 блока Балаковской АЭС и некоторые блоки других станций с ВВЭР-1000 в России эксплуатируются на мощности 104 % от номинальной, ведутся работы по увеличению мощности всех остальных блоков. В перспективе концерн [[Росэнергоатом]] планирует повысить мощность блоков с ВВЭР-1000 на 7 %, а затем на 10 %<ref>{{статья
| автор         = Игнатов В. И., Шутиков А. В., Рыжков Ю. А., Копьев Ю. В., Рыжов С. Б., Беркович В. Я., Семченков Ю. М., Аминов Р. З., Хрусталев В. А.
| заглавие      = Повышение номинальной мощности энергоблоков Российских АЭС с ВВЭР-1000
| ссылка        = http://elibrary.ru/item.asp?id=13025470
| издание       = [[Теплоэнергетика (журнал)|Теплоэнергетика]]
| место         = {{М}}
| издательство = [[Наука (издательство)|Наука]]
| год = 2009
| номер = 11
| страницы = 63—66
| issn = 0040-3636
}}</ref><ref>{{статья
 |автор               = Ignatov V. I., Shutikov A. V., Ryzhkov Yu. A., Kop’ev Yu. V., Ryzhov S. B., Berkovich V. Ya., Semchenkov Yu. M., Aminov R. Z., Khrustalev V. A.
 |заглавие         = Increasing the rated capacity of power units installed at Russian nuclear power stations equipped with VVER-1000 reactors
 |ссылка             = http://www.springerlink.com/content/006244564t734234/
 |язык                 = en
 |издание           = Thermal Engineering
 |место               = New York
 |издательство = [[Springer Science+Business Media|Springer]]
 |год                   = 2009
 |том                   = 56
 |номер               = 11
 |страницы         = 963—966
 |issn                     = 1555-6301
|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite web
 |author      = Шутиков А. В.
 |date        = 2010-05-26
 |url         = http://reamntk.ru/files/tezisi.pdf
 |title       = Освоение и опыт эксплуатации АЭС на повышенном уровне мощности. Перспективы дальнейшего повышения мощности до 110% и 112%
 |website = Седьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность,эффективность и экономика атомной энергетики». Тезисы докладов
 |publisher   = [[Росэнергоатом]]
 |access-date  = 2010-09-13
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/615nfZMyd?url=http://reamntk.ru/files/tezisi.pdf
 |archive-date = 2011-08-21
}}</ref><ref>{{cite web
 |date        = 2010-05-26
 |url         = http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/presscenter/news.php?news_cid=61&news_id=109
 |title       = Итоговый документ МНТК 2011
 |website = Седьмая международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
 |publisher   = [[Гидропресс (ОКБ)|Гидропресс]]
 |access-date  = 2010-09-13
 |archive-url  = https://www.webcitation.org/64t179djL?url=http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/presscenter/news.php?news_cid=61
 |archive-date = 2012-01-22
}}</ref>.

== Примечания ==
{{примечания}}

== Литература ==
{{refbegin}}
* {{книга |автор=Резепов В. К., Денисов В. П., Кирилюк Н. А., [[Драгунов, Юрий Григорьевич|Драгунов Ю. Г.]], Рыжов Ю. Б. |заглавие=Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций |ссылка=http://energetiki.net/knigi/tec-i-aec/504-reaktory-vvyer-1000-dlya-ayes-vk-rezepov-vp.html |место=Подольск |издательство=[[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ «Гидропресс»]] |год=2004 |страниц=333 |серия=Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС |isbn= |тираж= |ref=Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций |archive-url=https://web.archive.org/web/20161014092444/http://energetiki.net/knigi/tec-i-aec/504-reaktory-vvyer-1000-dlya-ayes-vk-rezepov-vp.html|archive-date=2016-10-14}}
* {{книга |автор=Афров А. М., Андрушечко С. А., Украинцев В. Ф., Васильев Б. Ю., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Кокосадзе Э. Л., Иванов Е. А. |заглавие=ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность |ссылка= |место=М. |издательство=Университетская книга, Логос |год=2006 |страниц=488 |isbn=5-98704-137-6 |тираж=1000 |ref=ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность }}
* {{книга |автор=Андрушечко С. А., Афров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. |заглавие=АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта |ссылка= |место=М. |издательство=Логос |год=2010 |страниц=604 |isbn=978-5-98704-496-4 |тираж=1000 |ref=АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта }}
* {{книга |автор=[[Овчинников, Фёдор Яковлевич|Овчинников Ф. Я.]], Семёнов В. В. |заглавие=Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов |ссылка= |издание=3 изд., пер. и доп |место=М. |издательство=[[Энергоатомиздат]] |год=1988 |страниц=359 |isbn=5-283-03818-1 |тираж=3400 |ref=Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов }}
* {{книга |автор=Тевлин С. А. |заглавие=Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000 |ссылка= |место=М. |издательство=Издательство МЭИ |год=2002 |страниц=344 |isbn=5-7046-0831-0 |тираж=1000 |ref=Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000 }}
* {{книга |автор=Аминов Р. З., Хрусталёв В. А., Духовенский А. С., Осадчий А. И. |заглавие=АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность |ссылка= |место=М. |издательство=[[Энергоатомиздат]] |год=1990 |серия= |страниц=264 |isbn=5-283-03796-7 |тираж=2300 |ref=АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность }}
* {{книга |автор=[[Сидоренко, Виктор Алексеевич|Сидоренко В. А.]] |заглавие=Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР |ссылка= |место=М. |издательство=[[Атомиздат]] |год=1977 |серия=Проблемы ядерной энергетики |страниц=216 |isbn= |тираж=3000 |ref=Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР }}
{{refend}}

== Ссылки ==
{{Навигация}}
* {{youtube|YXlQj2oKESE|Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000}}
* {{cite web |url=http://www.vesti.ru/videos?vid=303692 |title=Энциклопедия атома. Внутри реактора |author= |date=2010-10-16 |website=Документальный фильм |publisher=[[Россия-24]] |access-date=2011-03-11 |lang= }}

{{Ядерные реакторы России}}
{{Избранная статья|Техника}}
{{Статья года|2011}}

[[Категория:Серии ядерных реакторов СССР]]