VVER

VVER
Utvikler / produsent:	OKB Gidropress
Utviklingsland:	Sovjetunionen Sovjetunionen
Reaktordata
Reaktortype:	Reaktor med trykkvann
Type:	trykkbeholder
Moderator:	lett vann
Kjøling:	lett vann
Dampboblekoeffisient:	negativ
Effektklasser i MW (brutto):	210, 365, 440, 1000, 1160, 1200, 1300, 1500
Begrensning:	tilgjengelig fra 3. generasjon, samt med eksportversjonene WWER-440/311 og WWER-440/318
Kopier bygget:	66

Under betegnelsen WWER (vann-vannreaktor, russisk Водо-водяной энергетический реактор , vitenskapelig. Translitterering Vodo-vodjanoj ėnergetičeskij reaktor , transkr. Wodo-vodyanoi energetitscheski reaktor , ВВЭР ), visse typer av trykkvannsreaktorer med sovjetisk eller russisk kombinert typen . Begrepet vann-vann står for vann-moderert og vann-avkjølt. Komponenten, som vanligvis kalles drivstoff , er i tilfelle VVER-reaktorer drivstoffmonteringeller kort kassett ( russisk кассета ) .

Generasjoner

Det er fire generasjoner av reaktorer. Det første tallet indikerer den spesifikke typen reaktor; dette tilsvarer vanligvis den omtrentlige elektriske effekten til kraftverket i megawatt. Det andre nummeret er versjonen av reaktoren eller prosjektnavnet. De to første prototypene av denne typen reaktorer (VVER-210 og VVER-365) ble brukt og undersøkt i Novovoronezh atomkraftverk . VVER-210 ble utviklet ved Kurchatov-instituttet , alle andre da av det statseide sovjetiske, senere russiske selskapet OKB Gidropress .

Fysisk-tekniske data

De fysiske og tekniske dataene fra VVER-reaktorene (unntatt VVER-1200) er fra standardverket Atomic Energy in Science and Industry av Andranik Petrosʹjanc (1906–2005), som var formann for Statskomiteen for Sovjetunionen for bruk av atomenergi fra 1978 til 1986, tatt.

Noen data fra de nyere reaktortypene kan variere noe avhengig av kilden.

VVER-210

Prototypen til alle sovjetiske / russiske trykkvannsreaktorer var av typen VVER-210. Den ble utviklet under prosjektnavnet W-1 ved Kurchatov-instituttet og bygget som den første blokken i Novovoronesch atomkraftverk . Den fysiske starten "med lokket åpent" ble utført i desember 1963, 8. september 1964 ble reaktoren kritisk. 30. september ble den koblet til nettet, og den 27. desember 1964 nådde den sin designytelse. På den tiden var det en av de mektigste atomreaktorene i verden.

Spesielt følgende tekniske løsninger ble testet i dette reaktorprosjektet:

• Den sekskantede kassettformen,
• Materialer for kledning av drivstoffelement,
• Materialer, form, kropp og montering av reaktoren,
• Kontrollsystemer og reaktorsikkerhet og
• Temperaturkontroll og energifrigjøring .

I 1984 ble denne første enheten tatt ut av drift.

VVER-70

Fra januar 1957 utviklet OKB Gidropress en variant av trykkvannsreaktoren WWER-210 med en brutto elektrisk effekt på 70 MW for det planlagte atomkraftverket i Rheinsberg under prosjektnavnet W-2 . Denne typen reaktorer fikk navnet VVER-70. På slutten av 1958 ble den tekniske utformingen av W-2-reaktoren fullført. Det skal bemerkes at prosjektene W-1 og W-2 ble utviklet med kort tidsforsinkelse, slik at mange tekniske løsninger var like.

Byggearbeidene på atomkraftverket i Rheinsberg startet 1. januar 1960. Reaktoren ble kritisk for første gang 11. mars 1966 . Igangkjøringsseremonien fant sted 9. mai 1966. Reaktoren nådde sin designfase 11. oktober 1966. Dette startet også kontinuerlig kommersiell drift.

Denne typen reaktorer ble designet for en driftstid på 20 år. I 1986, etter renoveringsarbeid, ble det forlenget med fem år, så regelmessig nedleggelse var planlagt i 1992. På grunn av alvorlige sikkerhetsproblemer ble atomkraftverket imidlertid avviklet 1. juni 1990.

VVER-365

I neste trinn ble reaktortypen VVER-365 utviklet med en termisk effekt på 1.320 MW. Arbeidet med dette begynte etter et regjeringsdekret datert 30. august 1962.

De viktigste innovasjonene til VVER-365 inkluderte:

• Den midlere temperaturøkning av moderatoren, varmebæreren og kjølemiddel vann i den aktive sone ble økt fra 19 ° C til 25 ° C,
• ytterligere to kretser ble tilsatt for å holde dimensjonene til hovedsirkulasjonspumpene konstante når flyt og trykk på kjølevæsken øker,
• prinsippet om "tørr" omlasting av kassetter ble vedtatt,
• brennbare absorbere ble brukt for første gang,
• en universell type kontrollkassett er utviklet og
• ikke-uniformiteten til nøytronstrømmen i reaktorkjernen er redusert.

I tillegg ble summen av alle overflatene til drivstoffstavene økt ved å redusere diameteren fra 10,2 til 9,1 mm. Samtidig ble kassetttypen endret. Antall drivstoffstenger per kassett ble økt fra 90 til 126 drivstoffstenger. Dette resulterte igjen i en rekke andre designendringer, både med hensyn til geometri og produksjon av kassetter og drivstoffstenger, så vel som selve reaktorkjernen.

VVER-365 ble bygget som den andre blokken i atomkraftverket Novovoronezh og ble satt i drift i 1969. Reaktoren nådde sin designytelse i april 1970. I 1990 ble VVER-365 tatt ut av drift som planlagt.

VVER-440

WWER-440: Seksjonsgrafikk av en brenselcelle som består av vann (blått) med tilsetning av borsyre , et skall laget av zirkoniumlegering (grønt), drivstoffstangen laget av sintret urandioksid (oransje) og et sentralt hulrom. Helium injiseres mellom drivstoffstangen og zirkalleringsrøret (gult). Den ytre diameteren på en drivstoffstang er 7,6 mm, den på zirkalleringsrøret 9,1 mm		Celle for detektorer laget av vann (blå) med tilsetning av borsyre og et styrerør laget av zirkalloy (grønn)

WWER-440: Seksjonsgrafikk av en drivstoffenhet med 126 brenselceller, en sentral kanal for detektorer og en holdeanordning på utsiden. Den skiftenøkkel størrelsen av sekskanten er vist her er 14,4 cm

WWER-440: Forenklet snittdiagram over den aktive sonen til reaktoren med reaktortrykkbeholderen (grå), borert vann (blått) og 349 drivstoffsenheter. Drivstoffsenhetene har tre forskjellige anrikninger av U-235, 1,6% (gul), 2,4% (oransje) og 3,6% (rød). Den ytre diameteren på ståltrykkbeholderen er 3,8 m

Serien WWER-440 inkluderer den gamle typen WWER-440/230 og den nyere typen WWER-440/213, som er forbedret på viktige områder. Det er også en spesiell type som bare ble utviklet for det finske kjernekraftverket Loviisa for å oppfylle sikkerhetskravene der. Som alle reaktorer med trykkvann, bruker WWER-440 vann både for å kjøle ned reaktorkjernen og for å generere damp samt for å moderere nøytronene. Lavanriket urandioksid brukes som drivstoff. En av de spesielle egenskapene til WWER-440/230 er oppføring av doble blokker med felles maskinhus .

Ifølge produsenten øker den radioaktive dosehastigheten i nærheten av et atomkraftverk av typen VVER-440 med mindre enn 0,5  mSv per år.

For transport og mellomlagring av drivstoffsenhetene kan for eksempel Castor- fat fra GNS , som er spesielt utviklet for VVER-440-serien, brukes. Fatet av typen CASTOR 440/84 har plass til 84 drivstoffelementer. Den er 4,08 m lang og 2,66 m i diameter og veier 116 tonn.

WWER-440 har en spesielt slank reaktortrykkbeholder. Reaktorkjernen er derfor nær stålveggene, det vannfylte gapet mellom dem er bare seksten centimeter bredt, noe som er mye smalere enn i de fleste atomkraftverk bygget i vest. Nøytronene reduseres mindre kraftig i dette smale spalten, slik at strålingseksponeringen til stålet blir høyere og det eldes derfor raskere eller blir sprøtt .

Et EU-finansiert forskningsprosjekt kalt "Long Life" undersøkte sprøytingsprosessene til forskjellige stållegeringer under påvirkning av nøytroner fra 2010 til 2014. Det ble koordinert av forskere fra Helmholtz Center Dresden-Rossendorf under ledelse av Eberhard Altstadt . Helmholtz-senteret undersøkte også stålprøver fra tre blokker av Greifswald-atomkraftverket av VVER-typen, som ble drevet fra 1973 til 1990 . På grunn av de forskjellige driftstidene til blokkene ble stålet som ble brukt i dem, bestrålt med nøytroner i ulik grad. Krympingen av stålet kan således bestemmes avhengig av nøytronbombardementet og sammenlignes med de tidligere veiledningsverdiene for aldring av stål i atomkraftverk.

WWER-440/230

Reaktorene i den første VVER-generasjonen 230 har en rekke sikkerhetsmangler:

• lav redundans av sikkerhetsinnretningene
• ingen sikkerhetscontainer
• Utilstrekkelig nødkjøling hvis en hovedkjølemiddelledning går i stykker
• dårlig romlig separasjon av de (overflødige) sikkerhetsinnretningene
• Forvirrende og utdatert kontrollteknologi og kontrollutstyr

VVER-440/230-reaktorer var i drift i blant andre Kozloduj og Bohunice . Den europeiske unionen hadde erklært at VVER-440/230 reaktorer "ikke kan oppgraderes til det nødvendige sikkerhetsnivået" og derfor må avvikles når de respektive landene blir med i EU - tilsvarende VVER-440/230 ble avviklet innen 2007. I DDR var denne typen reaktorer i bruk i Greifswald og ble - som alle andre atomkraftverk i DDR - stengt i løpet av gjenforeningen.

WWER-440/213

Tallrike mangler er rettet i typen WWER440 / 213. Nødkjølesystemet er nå i stand til å gripe inn effektivt i tilfelle feil i kjølevæskeleverandøren. I tillegg ble sikkerhetssystemene designet med trippel redundans og brannbeskyttelsen ble betydelig forbedret. Denne serien har også en påsatt boblekondensator . Dette gir den radioaktive dampen som frigjøres av en lekkasje - til og med en stor - mer plass og kan også kondensere i vannmagasiner før designtrykket er nådd.

I tillegg til WWER-440/230 var også en reaktor av typen WWER-440/213 i drift i Greifswald - denne ble også stengt etter 1989. Tre til var under konstruksjon, men gikk aldri online. VVER-440/213-reaktorer er lokalisert i EU i Dukovany , Bohunice , Mochovce og Paks .

WWER-440/318

En eksportversjon av WWER-440/213 er WWER-440/318. Den skulle brukes i kjernekraftverket i Juraguá . I motsetning til standardserien 213 har WWER-440/318 en inneslutning .

VVER-1000

VVER-1000 trykkvannsreaktor

WWER-1000 er en videreutvikling av WWER-440 med forbedrede sikkerhetsinnretninger - inkludert en sikkerhetsbeholder  - og høyere elektrisk kraft (1000 MW), med velprøvde komponenter fra WWER-440. VVER-1000-reaktorene kan oppgraderes til et høyere sikkerhetsnivå med en tilsvarende innsats. Hele kontrollteknologien, så vel som treg datamaskiner, må byttes ut. Videre moderniseres noen av de fortsatt uvennlige overvåkingssystemene og -skjermene. WWER-1000 bruker kjølepumper av typen GCNA-1391 med et internt krav på 5 MW per pumpe. Pumpehastigheten er 1000 omdreininger per minutt. Den dampgenerator av den VVER-1000 er av den type som ПГВ-1000М.

VVER-1000/320-serien reaktorer er lokalisert i Balakovo (Russland), Kalinin (Russland), Kozloduy (Bulgaria), Temelín (Tsjekkia), Khmelnyzkyj (Ukraina), Rivne-3 og Rivne-4 (Ukraina) og Zaporizhia (Ukraina) ).

Reaktorene til VVER-1000/392 funnet i atomkraftverk betegnet AES-91 , og AES-92 brukt (se Atomstroiexport ) . Det første kjernekraftverket av typen AES-91 ble bygget i Tianwan (Folkerepublikken Kina) med en reaktor VVER-1000/428 tilpasset dette prosjektet. Versjonen tilpasset India kalles WWER-1000/412 og brukes i atomkraftverket Kudankulam av typen AES-92. Begge har blitt utstyrt med vestlige kontrollsystemer; mer passive sikkerhetsinnretninger ble gitt for AES-92-varianten. I motsetning til AES-92-typen har AES-91 atomkraftverk ytterligere beskyttelse mot jordskjelv.

Ifølge produsenten er utbrudd av korium (blanding av drivstoff og materiale av drivstoffstangkledningen) etter en kjernesmelting umulig med VVER fra serien VVER-1000/320 . For dette formål blir reaktortrykkbeholderen avkjølt fra utsiden ved passive tiltak, slik at stålet i reaktortrykkbeholderen fremdeles har tilstrekkelig styrke til å holde smelten inne. Siden forskning på kjernesmelting bare er på det grunnleggende vitenskapelige stadiet, kan det ikke gis noen garanti angående kontrollerbarheten til kjernesmeltingsscenarier.

I noen tid har det også blitt utført eksperimenter med nye typer drivstoffsenheter for alle VVER-reaktorer. Planen er å resirkulere brukte drivstoffelementer fra RBMK- reaktorene og bruke dem som drivstoffelementer for VVER-reaktorer. Disse er opptil 2,5% mer effektive enn konvensjonelle VVER-drivstoffelementer. Drivstoffet brukes for øyeblikket eksperimentelt i reaktorene til Kalinin atomkraftverk . Elementene for brukt drivstoff kan igjen bearbeides til MOX-drivstoffelementer , som har vært brukt i Belojarsk atomkraftverk siden begynnelsen av 2008 .

Ifølge produsenten øker den radioaktive dosehastigheten i nærheten av et atomkraftverk av typen VVER-1000 med mindre enn 0,5  mSv per år.

VVER-1200

Novovoronezh II atomkraftverk med to VVER-1200/491 ( AES-2006 )

Reaktoren WWER-1200 er en videreutvikling av reaktoren WWER-1000 og AES-91 og AES-92. Grunnlaget for utviklingen av reaktoren var byggingen av Tianwan atomkraftverk og Kudankulam atomkraftverk. VVER-1200/491 ble deretter utviklet fra deres teknologi og sikkerhetssystemer, og en ytelse økte. Denne typen reaktorer skal brukes i et nydesignet atomkraftverk AES-2006 , en generasjon III + reaktor . Reaktoren ble utviklet av OKB Gidropress i samarbeid med Atomstroiexport , et selskap grunnlagt i 1998 . De første reaktorene i Novovoronezh og Leningrad er allerede ferdigstilt. WWER-1200-reaktoren er designet for en levetid på 60 år. Det som vil være nytt med disse VVER-ene er høyhastighetsdampturbinen, som bare brukes i nye typer atomreaktorer. Som med WWER-1000 brukes også pumper av typen GCNA-1391 og dampgeneratorer av typen PGV-1000 MKP i WWER-1200.

Forskjeller mellom VVER-1200 og VVER-1000 er for eksempel:

• større diameter på reaktorbeholderen
• mer effektiv bruk av drivstoffstenger
• mulig økning i termisk reaktoreffekt fra 3200 MW til 3300 MW

I løpet av 2007–2015-prosjektet ble det utarbeidet en plan for å møte Russlands voksende energibehov og for å ta de gamle reaktorene ut av nettet. Blant annet ble VVER-1200 (AES-2006) brukt. Totalt 28 reaktorer planlegges. De første reaktorene skal bygges ved atomkraftverket Novovoronezh II . En VVER-1160, som bygges i Leningrad II , skal bygges på basis av VVER-1200.

Se også

• Liste VVER etter generasjoner
• Liste over atomkraftverk

weblenker

• VVER-1200 Reactor ( en ) - på AEM offisiell pdf (engelsk)
  • VVER 1200 Construction - på AEM offisielle YouTube-kanal
• Gidropress Podolsk, produsent og utvikler av VVER

Individuelle bevis

1. ↑ Eksporter versjon av WWER-440/213
2. ↑ Андраник Мелконович Петросьянц: Атомная энергия в науке и промышленности . Энергоатомиздат, Москва 1984, s. 158 (447 s., Biblioatom.ru ). 
3. ↑ Нововоронежская АЭС-2. (PDF) Проект «АЭС-2006». Атомэнергопроект, åpnet 24. mai 2020 .  
4. ↑ М. П. Никитенко: РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР. (PDF) ОКБ «Гидропесс», 22. oktober 2013, åpnet 24. mai 2020 .  
5. ↑ Андраник Мелконович Петросьянц: Атомная энергия в науке и промышленности . Энергоатомиздат, Москва 1984, s. 143 (447 s., Biblioatom.ru ). 
6. ↑ Реакторная установи ВВЭР-365 (В-ЗМ). Hentet 25. mai 2020 . 
7. ↑ Нововоронежская АЭС. Общая характеристика НВАЭС. Hentet 25. mai 2020 . 
8. ↑ ^{a b c} Б. А. Дементьев: Ядерные энергетические реакторы . Энергоатомиздат, Москва 1984, s. 18-21, 257 (280 s.). 
9. ↑ ^{a b} Rosenergoatom - Strålingssikkerhet for befolkningen og miljøet - data om utslipp ( Memento fra 28. februar 2014 i Internet Archive ) (engelsk)
10. ↑ Hans-Joachim Elwenspoek: Se for deg CASTOR kommer ... Press- og informasjonskontor for det tyske atomforumet, Berlin 2006. 
11. ↑ Uta Bilow: Reaktorer under konstant brann i: FAZ fra 22. september 2010
12. ↑ H. Karwat: Evaluering av inneslutning av boblekondensator av VVER-440/213 planter . Red.: Technical University of Munich, leder for reaktordynamikk og reaktorsikkerhet. 22. desember 1999, doi : 10.1016 / 0029-5493 (95) 01062-M . 
13. ↑ NEI Source Book: Fourth Edition (NEISB_3.2) ( Memento fra 30. mars 2008 i Internet Archive ) (engelsk)
14. ↑ NTI - Russland, Cuba og kjernekraftverket Juragua (engelsk)
15. ↑ ^{a b} World Nuclear Association: Nuclear Power in Russia (engelsk)
16. ↑ ^{a b} VG Asmolov et al. : Ny generasjons førsteklasses enhet - VVER-1200 designfunksjoner . I: Atomenergi og teknologi . teip 3 , nei. 4 , 2017, s. 260-269 , doi : 10.1016 / j.nucet.2017.10.003 ( online ). 
17. ↑ Detaljer om VVER ( Memento 28. september 2007 i Internet Archive ) (engelsk)