Просмотр кода страницы ВВЭР-440

{{Ядерный реактор
|Название реактора           = ВВЭР-440
|Другое название             = <!-- Название реактора на другом языке или альтернативное название -->
|Изображение                 = <!-- Изображение реактора -->
|Ширина изображения          = <!-- Ширина изображения реактора -->
|Подпись изображения         = <!-- Подпись под изображением -->
|Тип реактора                = [[Водо-водяной энергетический реактор]]
|Назначение реактора         = [[Теплоэнергетика]], [[электроэнергетика]]
|Топливо                     = [[Двуокись урана]]
|Теплоноситель               = [[Вода]]
|Тепловая мощность           = 1375 МВт
|Электрическая мощность      = 440 МВт
|Даты проекта                = <!-- Когда спроектировано. Пример: 1917-1920 -->
|Научная база разработки     = [[Курчатовский институт]]
|Предприятие-разработчик     = [[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ «Гидропресс»]]
|Конструктор                 = <!-- Персона главного конструктора -->
|Новизна проекта             = <!-- Чем отличается от предыдущих -->
|Даты строительства          = 1967-1971
|Местонахождение             = Нововоронеж
|Пуск                        = 1971
|Даты эксплуатации           = 1971 - настоящее время
|Всего построено             = 21
|Сайт                        = 
}}'''ВВЭР-440''' — [[Водо-водяной энергетический реактор|'''в'''одо-'''в'''одяной '''э'''нергетический '''р'''еактор]] мощностью (электрической) 440 МВт, разработанный в СССР.
Разработчик [[Гидропресс (ОКБ)|ОКБ «Гидропресс»]] (г. Подольск Московской области). Научный руководитель — [[Курчатовский институт]]. Первоначально планировался на электрическую мощность 500 МВт, но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 [[ХТГЗ]] по 220 МВт). В настоящее время у некоторых [[энергоблок]]ов за счёт модернизации номинальная мощность увеличена до 475 МВт ([[Кольская АЭС]], Россия) и на 510 МВт ([[АЭС Ловииса]], Финляндия).

== ТТД ==
{| class="wikitable"
!Характеристика||ВВЭР-440
|-
|Тепловая мощность реактора, МВт||1375
|-
|К. п. д. (брутто), % ||32,0
|-
|Давление пара перед турбиной, атм ||44,0
|-
|Давление в первом контуре, атм ||125
|-
|Температура воды, °C: ||&nbsp;
|-
|&nbsp; &nbsp; &nbsp;на входе в реактор ||269
|-
|&nbsp; &nbsp; &nbsp;на выходе из реактора ||300
|-
|Диаметр [[активная зона|активной зоны]], м ||2,88
|-
|Высота активной зоны, м ||2,50
|-
|Диаметр [[Тепловыделяющий элемент|ТВЭЛ]]а,&nbsp;мм ||9,1
|-
|Число ТВЭЛов в кассете ||126
|-
|Загрузка урана, т ||42
|-
|Среднее обогащение урана, % ||3,5
|-
|[[Среднее выгорание топлива]], МВт-сут/кг ||28,6
|}

== Характеристика реактора ВВЭР-440 ==
* 
[[Активная зона]] ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных [[Тепловыделяющая сборка|кассет]], часть которых используется как рабочие органы [[Система управления и защиты|СУЗ]]. Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых [[Тепловыделяющий элемент|тепловыделяющих элементов]] (ТВЭЛ)  диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая [[двуокись урана]] с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа — [[цирконий]], легированный [[ниобий|ниобием]] (1 %).

ВВЭР-440 работает в режиме 4—6 частичных перегрузок кассет за [[Кампания ядерного реактора|кампанию]], длящуюся примерно 3—6 лет. Через каждые 280—290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4—1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой.

В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с [[Выгорающий поглотитель|выгорающим поглотителем]] нейтронов ([[гадолиний]], [[эрбий]] — для ВВЭР, [[эрбий]] — для [[РБМК]]) который позволяет больше обогащать свежее топливо, и иметь больший запас [[Реактивность ядерного реактора|реактивности]] в течение топливной кампании, что позволяет использовать одну кассету с топливом не 3—4 года, а 5—6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.

Мощностный [[коэффициент реактивности]] ВВЭР — отрицательная величина. На [[Нововоронежская АЭС|Нововоронежской АЭС]] он используется для увеличения интервала между перегрузками кассет во время максимального потребления электроэнергии осенью и зимой. Перед частичной перегрузкой реактор переводят на некоторое время в режим саморегулирования. Мощность реактора медленно понижается, вследствие чего освобождается [[реактивность]]. Она и расходуется на компенсацию дополнительного выгорания топлива.

Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой.

На внутреннюю стенку корпуса падают [[нейтрон]]ное и [[Гамма-излучение|γ-излучение]]. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20&nbsp;см, стального — 9 .

СУЗ ВВЭР-440 имеет две независимые системы: систему [[Аварийная регулирующая кассета|АРК]] и [[Система борного регулирования|систему борного регулирования]]. Первая система из 37 АРК обеспечивает управление реактором в нестационарных режимах и выключение реактора. Нижним ярусом АРК служит кассета с ТВЭЛами. Верхний ярус АРК заполнен элементами из [[Бор (элемент)|бористого]] сплава. АРК укреплены на штоках, выходящих наверх через крышку корпуса. Они перемещаются в вертикальном направлении электродвигателями и в аварийных случаях сбрасываются в нижнюю часть корпуса. После сбрасывания место топливного яруса АРК в активной зоне занимает поглотитель из бористого сплава.

Медленные изменения [[реактивность ядерного реактора|реактивности]] (выгорание ядерного топлива, [[Отравление ядерного реактора|отравление]], шлакование и др.) компенсирует система борного регулирования. Применение системы борного регулирования упростило СУЗ реактора, и количество АРК уменьшилось с 73 (ВВЭР-365) до 37 (ВВЭР-440).

Схема энергоблока с реактором ВВЭР-440 состоит из двух контуров, первый из которых относится к реакторной установке, а второй - к паротурбинной. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 257 °C), вращающего турбогенераторы.

== Реакторные установки с реактором ВВЭР-440 ==

Существует несколько проектов [[Реакторная установка|реакторных установок]] на ВВЭР-440, отличающиеся, в основном, компоновками аппаратных отделений и системами безопасности.

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-230 ===
* В179 — 3, 4 блоки [[Нововоронежская АЭС|Нововоронежской АЭС]] (Россия);
* В230 — 1, 2 блоки [[Кольская АЭС|Кольской АЭС]] (Россия);
* 1, 2, 3, 4 блоки [[АЭС Козлодуй]] (Болгария);
* 1, 2, 3, 4 блоки [[АЭС Грайфсвальд]] (Германия);
* 1, 2 блоки [[АЭС Богунице]] (Словакия);

Реакторные установки проекта В230 первоначально не имели гидроёмкостей САОЗ, 2 комплектов аварийных защит, поканального разделения систем безопасности и электропитания, поэтому не соответствовали ПБЯ, ужесточённым после [[Чернобыльская авария|Чернобыльской аварии]]. После проведения реконструкции, первоначальный проект подвергся серьёзным изменениям с целью добиться выполнения современных требований ПБЯ. Единственное серьёзное отличие модернизированного проекта В230 от В213 — установка [[Струйно-вихревой конденсатор|струйно-вихревого конденсатора]] (СВК) для защиты от чрезмерного повышения давления в гермообъёме, вместо шахты локализации аварии (ШЛА) и отсутствие гидроёмкостей САОЗ, функцию которых выполняют аварийные питательные насосы (АПН) и дизельная насосная установка (на Кольской АЭС).

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-213 ===
* 3, 4 блоки [[Кольская АЭС|Кольской АЭС]] (Россия); 
* [[АЭС Пакш]] (Венгрия);
* [[АЭС Дукованы]] (Чехия);
* 1, 2 блоки [[АЭС Ловииса]] (Финляндия);
* 3, 4 блоки [[АЭС Богунице]] (Словакия);
* 1, 2 блоки [[Ровенская АЭС|Ровенской АЭС]] (Украина);
* 5, 6, 7, 8 блоки [[АЭС Грайфсвальд]] (Германия)
В более позднем проекте [[реакторная установка|реакторной установки]] В213 присутствует 3 канала системы безопасности, включающие пассивную систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Реакторные установки этого проекта практически полностью соответствуют современным требованиям правил ядерной безопасности (ПБЯ).

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-270 ===
* В-270 — 1, 2 блоки [[Армянская АЭС|Армянской АЭС]] ([[Армения]]).
Проект В-270 разрабатывался с учётом сейсмичности площадки строительства. Основой для него был проект В-230.

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-356 ===
* В-356 — 3, 4 блоки [[АЭС Ловииса]] (Финляндия)

С [[Гермооболочка|гермооболочкой]], недостроенные.

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-318 ===
* В-318 — 1, 2 блоки [[АЭС Хурагуа]] ([[Куба]]).
Проект В-318 разрабатывался на экспорт, с гермооболочкой. Основой для него был проект В-213 и В-356. 1-й энергоблок был практически готов, за исключением [[АСУ ТП]], которую должен был монтировать [[Siemens]], но по экономическим причинам этого так и не смогли осуществить. В 1992 году строительство было остановлено<ref>{{cite web| url        =http://www.old.rosatom.ru/ru/about/press_centre/memorable_date/date_65/index.php?from4=2&id4=18058| title        =Из истории отрасли. АЭС на Острове Свободы| author        =С. Журавлёв| date        =2010-04-12| work        =Интервью с Ларисой Мирончик| publisher        =[[Росатом (государственная корпорация)|Росатом]]| access-date        =2010-11-01| lang        =| archive-date        =2011-08-24| archive-url        =https://www.webcitation.org/61BTe3wDT?url=http://www.old.rosatom.ru/ru/about/press_centre/memorable_date/date_65/index.php?from4=2| url-status        =dead}}</ref>.

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-213М ===
Модернизированная версия В-213 с защитной оболочкой и льдом конденсатора в 1993 году, недостроенные.

=== Реакторная установка ВВЭР-440 В-213+ ===
Модернизированная версия В-213, 3, 4 блоки на [[АЭС Моховце]].

== АЭС с ВВЭР-440 ==
{{также|Список АЭС с реакторами ВВЭР}}
* 3 и 4 блоки [[Нововоронежская АЭС|Нововоронежской АЭС]] ([[Россия]]) — блок 3 остановлен
* [[Кольская АЭС]] ([[Россия]])
* 1 и 2 блоки (дубльблок) [[Ровенская АЭС|Ровенской АЭС]] ([[Украина]])
* [[АЭС Ловииса]] ([[Финляндия]])
* 1, 2, 3, 4 блоки [[АЭС Козлодуй]] ([[Болгария]]) — все блоки остановлены
* 1, 2, 3, 4, 5 блоки [[АЭС Грайфсвальд]] ([[Германия]]) — остановлена после [[Объединение Германии (1990)|объединения Германии]]
* [[АЭС Пакш]] ([[Венгрия]])
* [[АЭС Дукованы]] ([[Чехия]])
* 1, 2, 3, 4 блоки [[АЭС Богунице]] ([[Словакия]]) — блоки 1, 2 остановлены
* 1 и 2 блоки [[Армянская АЭС|Армянской АЭС]] ([[Армения]]) — блок 1 остановлен
* 1 блок [[АЭС Моховце]] ([[Словакия]]) — пущен в октябре 1998
* 2 блок АЭС Моховце ([[Словакия]]) — пущен в марте 2000

== Реконструкция АЭС с ВВЭР-440 ==

В настоящее время все РУ проекта В-230 на территории России путём реконструкции, обошедшейся примерно в 25 млн евро/1 блок, приведены в соответствие современным требованиям правил [[Ядерная безопасность|ядерной безопасности]]. В результате чего Ростехнадзор продлил их эксплуатацию на 15 лет.

В настоящее время планируется провести реконструкцию РУ проекта В-213, при этом, кроме замены автоматики, планируется заменить часть цилиндров низкого давления турбин и за счёт поднятия их КПД увеличить мощность блока до 510 МВт. Срок эксплуатации при этом планируется продлить на 20 лет.

== Примечания ==
{{примечания}}

{{Ядерные реакторы России}}

[[Категория:Серии ядерных реакторов СССР]]