ВВЭР- 1. 00. 0 — Википедия. ВВЭР- 1. 00. 0 — ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1. МВт, тепловой — 3. МВт. В настоящее время данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии — 3. ВВЭР), что составляет 7,5 % от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов. Реактор энергетический, водо- водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.

Ядерное топливо — тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из тепловыделяющих элементов (твэлов), содержащих таблетки из диоксида урана, слабообогащённого по 2. Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) — изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами (трубками с карбидом бора), а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура. Первым энергоблоком с реактором ВВЭР- 1. Нововоронежской АЭС (реакторная установка. В- 1. 87), запущенный в мае 1. Наиболее распространённой модификацией является серийная реакторная установка В- 3. Строительство блоков с ВВЭР- 1.

В начале 1. 95. 0- х гг. Среди них имелась и водо- водяная установка, идея которой была предложена в Курчатовском институте. С. Этот вариант был принят и для разработки гражданских энергетических реакторов. Работы над проектом начались в 1. ОКБ «Гидропресс» приступило к разработке конструкции. Научное руководство осуществляли И. Курчатов и А. Александров.

В их число входили: ВЭС- 1 — водо- водяной с алюминиевойактивной зоной для низких параметров пара, ВЭС- 2 — с циркониевой активной зоной и повышенными параметрами пара, ЭГВ — водогазовый реактор с перегревом пара, ЭГ — газовый реактор с графитовым замедлителем. Также рассматривался вопрос о комбинировании в одном энергоблоке ВЭС- 2 для производства насыщенного пара и ЭГ для перегрева этого пара. Из всех вариантов для дальнейшей разработки был выбран ВЭС- 2. Одной из основных причин этого стала поэтапная модификация ядерного топлива: первоначально предполагалась загрузка 1. Также полностью поменялась конструкция топливных сборок, изменились геометрические размеры реактора, увеличились многие теплотехнические параметры.

СНГ и соглашением от 19.05.92 о сотрудничестве и взаимодействии между. Инструкция о порядке выдачи разрешения на изготовление, ремонт и. К обслуживанию ресиверов воздушных (воздухосборников) допускаются лица, достигшие 18 лет. Условия эксплуатации воздухосборника: - высота .

Итоговый вариант установки с реактором ВВЭР- 2. Программа Для Расчета Кубатуры Пиломатериалов. Нововоронежской АЭС, ставшей первой АЭС с ВВЭР. АЭС с ВВЭР- 4. 40 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- 1. Финляндии проект энергоблока АЭС Ловииса с ВВЭР- 4. В 1. 97. 7 и 1. 98.

АЭС с ВВЭР- 1. 00. Александров. К 1.

ВВЭР-1000 — ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической. Корпус реактора работает в очень жёстких условиях: высокое давление. Эксплуатация реакторов, в том числе на номинальной мощности. Правил устройства и безопасной эксплуатации паровых и водогрейных котлов. Инструкция по диагностике воздухосборников в условиях . Воздухосборники устанавливаются в линии сжатого воздуха. Руководство по эксплуатации Воздухосборники серии RV (220 kB, Pdf document) - .

ВВЭР- 1. 00. 0 был разработан ОКБ «Гидропресс» под руководством главного конструктора В. Стекольникова и утверждён Минсредмашем СССР. Объём активной зоны был расширен примерно в 1,5 раза за счёт увеличения её высоты (условие возможностей транспортирования по железным дорогам СССР накладывало ограничения на поперечные размеры реактора). Однако мощность возросла более чем в 2 раза, что потребовало увеличения средней энергонапряжённости активной зоны примерно на 4. При этом разработчикам удалось снизить коэффициенты неравномерности энерговыделения примерно на 3. Скорость теплоносителя в реакторе возросла с 4,1 до 5,7 м/с, давление в первом контуре со 1.

Таким образом, мощность каждой петли стала 2. МВт вместо прежних 7. 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 0,5. 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). В целом, энергоблоки были серьёзно усовершенствованы в строительной части за счёт компоновочных и других проектных решений. В дальнейшем реактор существенно дорабатывался, основное оборудование реакторной установки также претерпевало некоторые изменения, в основном, в части упрощения компоновки, а затем — улучшения систем безопасности.

Все проектные разработки реакторов ВВЭР- 1. Модернизированы тепловыделяющие сборки, приводы СУЗ, выгородка реактора; В- 3.

Модернизирован верхний блок реактора, днище шахты, датчики внутриреакторного контроля; В- 3. В- 3. 92. Б, В- 4. В- 4. 28, В- 4. 46, В- 4. Б — реакторы повышенной безопасности. Модернизирована активная зона, верхний блок, корпус реактора.

Последние разработки реакторных установок на основе ВВЭР- 1. Тяньваньской АЭС (проект В- 4.

ВВЭР- 1. 20. 0 (проект АЭС- 2. Эти реакторы собираются использовать на сооружаемых в настоящее время Нововоронежской АЭС- 2 и Ленинградской АЭС- 2.

Нагретый теплоноситель поступает с помощью циркуляционных насосов в парогенераторы, где отдаёт часть своего тепла воде второго контура. Производимый в парогенераторах пар поступает в паротурбинную установку, приводящую в движение турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.

Сверху он закрыт герметичной крышкой, закреплённой шпильками, на которой располагаются электромагнитные приводы механизмов органов регулирования и защиты реактора (приводы СУЗ) и патрубки для вывода кабелейдатчиков внутриреакторного контроля. В верхней части корпуса в два ряда находятся восемь 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). 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. Также усилия от корпуса воспринимаются упорной фермой через шпоночное соединение. Внутрикорпусной 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 1. ТВС с шагом 2. 36 мм (1. В- 1. 87), 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. Кроме того, вода, даже очень высокой степени очистки, является коррозионно- активной средой.