Атомный реактор ввэр 1200

Очередь просмотра

Очередь

  • Удалить все
  • Отключить

YouTube Premium

Хотите сохраните это видео?

  • Пожаловаться

Пожаловаться на видео?

Выполните вход, чтобы сообщить о неприемлемом контенте.

Понравилось?

Не понравилось?

Текст видео

Как устроен, как изготавливается и как транспортируют до атомной электростанции самый мощный атомный реактор ВВЭР-1200.
Подпишись на канал Т24 ► https://www.youtube.com/c/t24tv?sub_c.
Смотри все выпуски подряд: https://www.youtube.com/playlist?list.

Рассказ о самом мощном атомном реакторе в мире — российском ВВЭР-1200. Вы узнаете, как он устроен, как изготавливается, и как происходит его транспортировка до атомной электростанции. В конце серии — небольшой рассказ о о том, какой реактор станет продолжением одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок.

Линейка «Самый-самый» посвящена наиболее выдающимся рукотворным сооружениям и машинам. Каждый выпуск рассказывает об одном из самых значимых объектов, самой быстрой, самой точной и мощной технике.
Самые-самые масштабные объекты инженерной мысли и результаты тяжелейшего труда — каждый день делают нашу жизнь удобнее и безопаснее, являются частью истории и создают основу для великого будущего.

Официальный канал "Техно 24" (Т24) — научно-познавательный канал о мужских увлечениях. Телеканал посвящён достижениям российской науки в сфере гражданских и военных технологий, разработкам российских инженеров и конструкторов; рассказывает о новейших видах российского вооружения, покорении космоса, спортивной науке, машиностроении, стратегических объектах России.

Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200(проект)
Тепловая мощность реактора, МВт 760 1320 1375 3000 3200
К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0
Давление пара перед турбиной, атм 29,0 29,0 44,0 60,0
Давление в первом контуре, атм 100 105 125 160,0
Температура воды, °С:
на входе в реактор 250 250 269 289
на выходе из реактора 269 275 300 324
Диаметр активной зоны, м 2,88 2,88 2,88 3,12
Высота активной зоны, м 2,50 2,50 2,50 3,50
Диаметр ТВЭЛа, мм 10,2 9,1 9,1 9,1
Число ТВЭЛов в кассете 90 126 126 312
Загрузка урана, т 38 40 42 66
Среднее обогащение урана, % 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4 4,71-4,85
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 13,0 27,0 28,6 40 >50
Читайте также:  Задача про часы и стрелки

ВВЭР-210, ВВЭР-365

Реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365 работали в экспериментальном режиме, на основе опыта их эксплуатации в I и II блоках Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС) были спроектированы серийные реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В настоящее время эти реакторы выведены из эксплуатации.

ВВЭР-640

Проект реактора был разработан на основе ВВЭР-1000 после аварии на Чернобыльской АЭС, соответствует всем современным требованиям безопасности [1] [2] . Предполагалось построить головной блок под Санкт-Петербургом [2] . В серию не пошёл в связи с появлением более современных проектов реакторов на быстрых нейтронах и ВВЭР-1000, −1500.

ВВЭР-440

Разработчик ОКБ "Гидропресс" (г. Подольск Московской области). Первоначально планировался на мощность 500 МВт (Электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин, был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт).

ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на Кольской АЭС, на 1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (АЭС Ловииса), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), и Германии (Норд — после объединения Германии остановленной по политическим мотивам).

ВВЭР-640 (Проект)

Разработан НИТИ, предпологалось построить взамен 1,2 блоков Кольской АЭС.

ВВЭР-1000

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете расположены 12 направляющих трубок. В направляющих трубках 109 центральных кассет одним приводом перемещается пучок из 18 поглощающих стержней. В направляющих трубках 42 периферийных кассет помещены стержни выгорающего поглотителя. Сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (Оксид европия Eu2O3 в матрице из алюминиевого сплава), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице. Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.

Читайте также:  Беспроводное подключение колонок к телевизору

Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и к. п. д. блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляет 40 МВт·сут/кг.

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура.

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

  • ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежская АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
  • ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия»
  • ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Предполагался к установке на Крымской АЭС
  • ВВЭР-1000 (В-392)
  • ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
  • ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР
  • ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС

Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.

На основе ВВЭР-1000 ведётся разработка реактора большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200

В настоящее время концерн «Росэнергоатом» разрабатывает типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1150 будет построен в 2012 году на Нововоронежской АЭС, в рамках проекта НВАЭС-2. В 2012 и 2015 годах планируется ввод в строй первого и второго блоков ЛАЭС-2, построенных в рамках этого проекта.

ВВЭР-1500 (проект)

Проект реактора заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин и генератора большой мощности.

Читайте также:  Что выбрать моноблок или системный блок

Активная зона реактора ВВЭР-1200 [22] состоит из 163 тепловыделяющих сборок, часть которых (121 шт.) содержит органы регулирования (рис. 14.8). Основные нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1200 в сравнении с АЗ ВВЭР-1000 приведены в табл. 14.8.

Рис. 14.8. Расположение групп ОР СУЗ в активной тоне для стационарной топливной загрузки (верхнее число — номер ТВС, нижнее число — номер группы ОР СУЗ)

В конструкции реактора для РУ проекта «АЭС-2006» по сравнению с серийной РУ были учтены усовершенствования, использованные ранее для РУ проекта «В-412», а также применены новые решения для увеличения проектного срока службы корпуса реактора до 60 лет:

  • • новая программа образцов-свидетелей (размещение облучаемых образцов-свидетелей непосредственно на стенке корпуса реактора);
  • • ограничение содержания никеля в сварных швах;
  • • ограничение вредных примесей в основном металле и сварных швах;
  • • снижение критической температуры хрупкости обечаек зоны патрубков до -35 °С;
  • • использование отработанной технологии изготовления.

Основные конструктивные отличия ВВЭР-1200 следующие:

• внутренний диаметр корпуса увеличен на 100 мм по отношению к корпусу реактора ВВЭР-1000;

Рис. 14.9. Общий вид корпуса реактора ВВЭР-1200

Характеристики корпусов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200