VVER-440

Historie vývoje a konstrukce

VVER začal být vyvíjen v Sovětském svazu souběžně s RBMK. Na počátku 50. +more let se již uvažovalo o několika variantách reaktorových zařízení pro jaderné ponorky. Mezi nimi byla také koncepce reaktoru vodou chlazeným a vodou moderovaným, jejíž myšlenku navrhl v Kurčatovově institutu S. M. Feinberg. Tato možnost byla přijata i pro vývoj civilních energetických reaktorů. Práce na projektu začaly v roce 1954. V roce 1955 institut OKB "Gidropress" začal vyvíjet design. Vědecké vedení prováděli I. V. Kurčatov a A. P. Aleksandrov.

Zpočátku bylo prozkoumáváno několik variant, jejichž zadání pro návrh předložil Kurčatovův institut v květnu 1955. Jednalo se o: VES-1 - vodo-vodní reaktor s hliníkovou aktivní zónou pro nízké parametry páry, VES-2 - se zirkonovou aktivní zónou a zvýšenými parametry páry, EGV - vodní plynový reaktor s přehříváním páry, EG - plynový reaktor s grafitovým moderátorem. +more Dále byla zvažována možnost spojení VES-2 do jednoho energetického bloku pro výrobu saturované páry a EG pro přehřívání této páry. Ze všech možností byl pro další vývoj vybrán VES-2.

Původně měl prototypový model reaktoru VER-2 používat 110 tun přírodního uranu a 12-15 tun s obohacením okolo 25 %, ale v roce 1957 bylo rozhodnuto použít homogenní jádro s 1-3% obohacením. Zcela se změnila také konstrukce palivových souborů, změnily se geometrické rozměry reaktoru a zvýšilo se mnoho tepelných parametrů. +more Finální verzí reaktoru, který vycházel z VES-2, byl VVER-210, jehož výstavba byla zahájena v roce 1964 v Novovoroněžské jaderné elektrárně, která se stala první komerční jadernou elektrárnou s reaktorem VVER. Kolská jaderná elektrárna se dvěma VVER-440/213 a dvěma VVER-440/230 V roce 1970 byl spuštěn 2. blok novovoroněžské JE s reaktorem VVER-365 a v roce 1971 3. blok téže elektrárny s reaktorem VVER-440, který se stal sériovým sovětským reaktorem první generace. Jaderné elektrárny s VVER-440 typu V-230 se rozšířily, bylo postaveno několik energetických bloků jak v SSSR, tak v jiných zemích východního bloku včetně Československa (JE Jaslovské Bohunice). Prvním projektem VVER-440 druhé generace byl typ V-213 vyvinutý pro JE Loviisa. V letech 1977 a 1980 byly na této stanici spuštěny dva energetické bloky, při jejichž vzniku bylo využito mnoho technologických řešení, které byly později realizované v JE s VVER-1000, např. železobetonový kontejnment.

Výzkum později pokračoval vývojem VVER-1000. Do roku 1969 byly v Kurčatovově institutu připraveny zadávací podmínky pro návrh projektu, které schválil A. +moreP. Alexandrov. Do roku 1971 byl projekt VVER-1000 zhotoven institutem Gidropress pod vedením hlavního konstruktéra V. V. Stekolnikova a schválen SSSR Minsredmaš.

Konstrukce

Palivo

Palivové soubory mají 3 stupně obohacení uranu 235. +more 1,6% (žlutá), 2,4% (oranžová), 3,6% (červená). Jádro VVER-440 je tvořeno 349 hexagonálními palivovými soubory, z nichž některé jsou použity jako pracovní části bezpečnostního řídicího systému. Uvnitř každého souboru se nachází 126 palivových tyčí o průměru 9,1 mm. Tablety paliva TVEL ze sintrovaného oxidu uraničitého s 3,5% obohacením o průměru 7,5 mm jsou uzavřeny v povlaku o tloušťce 0,6 mm. Povlakový materiál kazety a palivové tyče slitina zirkonu dopovaného niobem (1%).

VVER-440 pracuje v režimu průběžné výměny paliva, během které se vždy vymění pouze část paliva. Kampaň může trvat 3-6 let, nejčastěji 5 let. +more Většina elektráren VVER-440 používá 12 až 18měsíční palivový cyklus. Každých 12-18 měsíců se vymění 1/4-1/6 kazet. Nejprve se vyjmou kazety ze středu aktivní zóny a na jejich místo se vloží kazety z periferie aktivní zóny. Uvolněné prostory na okraji aktivní zóny jsou vyplněny kazetami s čerstvým palivem. Kazety s vyhořelým palivem se ukládají do chladicího bazénu, ve kterém voda odvádí zbytkové teplo a zároveň působí jako stínění ionizujícího záření. V současné době reaktory VVER často používají palivo se spalovacími jedy (gadolinium a erbium), které umožňují vyšší obohacení čerstvého paliva a větší rezervu reaktivity během palivové kampaně, což umožňuje prodloužení palivové kampaně na 5-6 let při téměř stejných nákladech, což umožňuje snížit náklady na palivo o cca 40 %.

VVER mají záporný teplotní i výkonový koeficient. To znamená, že v případě nutnosti dodávky elektřiny je možné palivový cyklus prodloužit postupným snižováním výkonu. +more Při sníženém výkonu se snižuje teplota paliva i moderátoru a zvyšuje jejich hustota. To má za následek vyšší množivý koeficient, který může reaktor udržet v provozu o několik dní déle.

Po rozpadu Sovětského svazu se dodavatelé ze západní geopolitické části světa pokusili pokrýt část trhu s jaderným palivem VVER. Vzhledem k odlišné geometrii palivových článků, šestiúhelníkové u VVER oproti čtyřúhelníkovému u západních tlakovodních reaktorů, muselo být vynaloženo velké úsilí na přizpůsobení metod výpočtu a výroby. +more Největší technologický rozdíl je v konstrukci palivového článku. Palivové články ruské výroby mají tuhou konstrukci, zatímco palivové tyče nejsou pevně upnuty a jsou pohyblivé, aby poskytly větší prostor pro expanzi zirkoniových plášťových trubek. Západní palivové soubory mají na druhou stranu pružnější konstrukci, ale palivové tyče jsou pevně upnuty. Zavedení západních návrhů palivových souborů do reaktorů VVER proto vyžadovalo mnoho výzkumu a testování, aby se eliminovaly jakékoli úniky z návrhu. Zatímco palivové články VVER-1000 mohly být v aktivní zóně snadněji seřizovány pomocí srovnatelné hydrauliky, problém představoval zejména vývoj palivových článků VVER-440, které mají vzhledem k uložení palivových článků odlišné hydraulické chování. Adaptace západního paliva také představuje problém z hlediska materiálů, protože ruské palivové články používají 99% zirkonium s přídavkem 1% niobu jako materiál pláště. Západní články používají jako materiál Zircalloy 4.

O první diverzifikované dodávky paliva pro VVER-440 požádaly v roce 1992 ČEZ pro jadernou elektrárnu Dukovany a Slovenské Elektrárne pro jadernou elektrárnu Bohunice.

Ovládací systémy

VVER-440 má dva systémy pro ovládání reaktivity: systém havarijních regulačních kazet (HRK) a systém regulace bóru. První systém se skládá z 37 HRK, 30 se využívá pouze v havarijních situacích nebo pro odstavení reaktoru, zbylých 7 se využívá pro regulaci výkonu během běžného provozu. +more Spodní vrstva HRK je kazeta s palivovými tyčemi. Horní vrstva HRK je vyplněna prvky ze slitiny boru. V případě potřeby je do aktivní zóny spouštěna část s absorpčním materiálem s pomocí elektromotoru, která vytlačí palivovou část dolů. HRK jsou namontovány na tyčích procházejících nahoru skrz víko reaktoru. Tento mechanismus ovládání je celosvětový unikát, který se vyskytuje pouze u některých VVER, konkrétně VVER-440 a jeho předchůdci. Druhým systémem pro ovládání reaktivity je změna koncentrace kyseliny borité v primárním okruhu. Chladivo průběžně cirkuluje zařízením pro ovládání chemického složení a objemu chladiva (anglicky: chemical and volume control system CVCS). V tomto zařízení dochází k čištění vody a zároveň k přimíchávání roztoku kyseliny borité podle potřeby. kyselina boritá se ve vodě rozpustí a rovnoměrně rozprostře po celém primárním okruhu. Výhodou této regulace je rovnoměrné rozprostření absorbátoru, nevýhodou však je pomalá rychlost regulace (změna koncentrace se typicky pohybuje v jednotkách ppm za hodinu) a změna chemických vlastností vody, zejména změna pH, která musí být kompenzována přidáním LiOH.

Pomalé změny reaktivity (vyhoření jaderného paliva, otrava štěpnými produkty atd. ) jsou kompenzovány systémem regulace bóru. +more Pro větší změny výkonu se používá 7 regulačních HRK. Pro úplné odstavení reaktoru slouží zbylých 30 HRK.

Reaktorová nádoba

Tlaková nádoba reaktoru VVER-440/213 Aktivní zóna VVER-440 je spolu s absorbujícími tyčemi a elektronikou uložena v tlakové nádobě reaktoru. +more Ta má vnější průměr 3,8 m, výšku 11,2 m a je navržena pro provoz pod tlakem 12,5 MPa. Nádoba má šest párů otvorů pro vstup a výstup chladicí kapaliny všech šesti palivových smyček. Horní část nádoby je uzavřena víkem reaktoru.

Stěna nádoby je postupem času poškozována neutronovým a γ zářením, které na ni dopadá. Dávka záření způsobuje změnu vlastností materiálu nádoby, nejčastěji křehnutí, a tepelné namáhání. +more Fluence neutronů je proto redukována vodou a ocelovými clonami umístěnými mezi aktivní zónou a stěnou reaktorové nádoby. Tloušťka vodní clony je 20 cm, tloušťka ocelové clony je 9 cm.

Primární okruh

V primárním okruhu cirkuluje chladivo - voda pod tlakem cca 12,5 MPa, což zabraňuje jejímu varu. Chladivo vstupuje do reaktoru o teplotě přibližně 269 °C, ohřeje se v něm na 300 °C a je posíláno 6 cirkulačními smyčkami do parogenerátorů, kde předává své teplo sekundárnímu okruhu. +more Z parogenerátorů se voda vrací zpět do reaktoru hlavními oběhovými čerpadly. Pro udržení stability tlaku a kompenzaci změn objemu chladicí kapaliny při jejím zahřívání nebo ochlazování se používá speciální kompenzátor tlaku (kompenzátor objemu). Hlavní cirkulační potrubí o vnitřním průměru 494 mm propojuje zařízení primárního okruhu. V místech napojení jsou instalovány omezovače průtoku ke snížení úniků v případě prasknutí potrubí.

Kompenzátor objemu

Součástí primárního okruhu je i kompenzátor objemu, který je připojený mezi studenou a horkou část dvou smyček. Kompenzátor objemu má objem 44 m3, během provozu je spodní část naplněna 26 m3 vody a 18 m3 vodní páry. +more Uvnitř se nachází trysky pro vstřikování vody a elektrické ohříváky. S pomocí těchto zařízení se uvnitř nádoby mění teplota, čímž se reguluje tlak v celém primárním okruhu.

Hlavní oběhová čerpadla

Hlavní oběhová čerpadla (MCP) zajišťují nucenou cirkulaci chladiva primárním okruhem. Jedná se o vertikální jednostupňové odstředivá čerpadla typu GCEN - 317 s těsněním hřídele, která využívají trojfázový asynchronní elektromotor. +more Výkon motoru je 1 400 kW, celková hmotnost čerpadla činí 42 t. Součástí čerpadel je i mnoho pomocných zařízení jako například: spodní radiální ložisko, systém přívodu oleje pro ložiska, systém zahlcování posledního stupně těsnění hřídele, systém kontroly těsnosti přírubových spojů a antireverzační (zarážecí) zařízení. Každá chladicí smyčka má právě jedno hlavní cirkulační čerpadlo.

Parogenerátor

Parogenerátor Parogenerátor je určen k přenosu energie vyrobené v aktivní zóně reaktoru do sekundárního okruhu. +more Elektrárny s reaktorem VVER-440 (podobně tomu je i u ostatních VVER) využívají neobvyklé horizontální parogenerátory s trubkovou teplosměnnou plochou. Primární chladivo prochází 5536 teplosměnnými trubicemi uvnitř skříně parogenerátoru a ohřívá vodu v sekundárním okruhu. Vroucí voda sekundárního okruhu se přeměňuje na páru a protéká kombinovaným parovodem do turbíny. Pára vzniká nasycená, o teplotě 260 °C, tlaku 4,6 MPa a vlhkosti do 0,25 % při teplotě napájecí vody 220 °C. Tepelný výkon každého parogenerátoru je 230 MW, hmotnost prázdného parogenerátoru je 169 t, s podpěrami a zcela naplněného vodou pak 216 t. Parogenerátory jsou vyrobeny ze slitiny INCOLOY 800.

Turbogenerátor

Pára z parogenerátorů je přiváděna parovody na turbínu, kde tlačí na lopatky a pohání generátor. Elektrárny VVER-440 mají na každý blok jeden pár turbín K-220-44, každá o instalovaném výkonu 220 MW. +more Turbíny vyráběl Charkovský turbínový závod a později i Škoda Plzeň. Vstupní parametry páry jsou 241 °C a 4,31 MPa. Turbína se skládá z jedné vysokotlaké a dvou nízkotlakých částí. Turbína používá znovuohřev páry pro zvýšení účinnosti. Rychlost otáčení turbínu je rovna frekvenci sítě, tedy 50 Hz neboli 3 000 otáček za minutu.

Kondenzátor

Po vykonání práce vodní pára kondenzuje a je odváděna do kondenzátoru, kde je ochlazována terciárním okruhem pro vytvoření maximálního rozdílu teplot a zvýšení účinnosti. Odtud voda putuje přes odvzdušňovat zpět do parogenerátoru.

Modernizace elektráren

JE LoviisaElektrárny s VVER-440 prošly za svůj provoz, stejně jako ostatní jaderné elektrárny po celém světě mnoha modernizacemi, které zvyšují jejich účinnost, bezpečnost a spolehlivost.

Navyšování výkonu energetických bloků nad nominální (angl. Power Uprates) je známým nástrojem zvyšování ekonomické efektivity jaderných elektráren. +more Kapacita se zvyšuje díky lepší kontrole procesů, zlepšeným provozním postupům, modernizaci zařízení a dalším opatřením. Výkon JE Dukovany byl zvýšen z původních 440 MWe na 510 MWe. Na Finské JE Loviisa až na 531 MWe.

Vylepšováním bezpečnostních systémů se frekvence výskytu poškození aktivní zóny (angl. core damage frequency, CDF) snížila u modelů JE Jaslovské Bohunice V1 (V-230) z ~10−3 (1980) na ~9×10−4 (2000), u JE Dukovany (V-213) z ~10−4 (1990) na ~10−6 (2010).

Zároveň se výrazně prodloužila i životnost. Zatímco se v době vytváření projektu předpokládala životnost 30 let, dnes už se počítá s provozem elektráren minimálně 60 let.

Kompletní seznam všech provozních, budovaných, plánovaných, nedokončených a zrušených reaktorů VVER-440

Odkazy

Reference

Article made by Vaska235 and Ajrocket1

Související články

VVER * Tlakovodní reaktor

Externí odkazy

Kategorie:Jaderné reaktory Kategorie:Jaderná energetika Kategorie:Věda a technika v Sovětském svazu Kategorie:Věda a technika v Rusku