Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Глава 1. Атомная энергетика
30
нитрата кадмия, которое он должен был вылить на «кучу» в случае чрезвы-
чайной ситуации. Функцию аварийной защиты выполняла система SCRAM
(Safety Cut Rope Axe Man), то есть человек с топором, который должен был
обрубить веревку, удерживающую поглощающие стержни.
Итальянский ученый Энрико Ферми, создатель этого реактора, про-
изводил измерения и отдавал команды человеку, который подтягивал или
ослаблял веревки, менял положение регулирующих стержней. Критичность
была достигнута.
В СССР первым реактором стал реактор Ф-1 («физический первый»).
Для экономии материалов область уран-графитовой решетки должна
была иметь форму шара радиусом 3 м, окруженного сферической гра-
фитовой изоляцией и вмонтированного для устойчивости в графитовый
цилиндр.
Как и в первом американском реакторе, построенном под руководством
Ферми, в реакторе Ф-1 использовался металлический уран с природным со-
держанием
235
U. Для стержней системы управления предусматривались три
вертикальных канала (один регулирующий и два аварийных), а также шесть
горизонтальных экспериментальных каналов.
Уран-графитовая активная зона реактора вместе с графитовым отража-
телем набирались послойно. Для этого послойно укладывали графитовые
. 1.4. Модель реактора Chicago Pile-1
1.5. Эволюция ядерных реакторов
31
брикеты размером 100×100×600 мм с тремя цилиндрическими отверстиями,
в которые вставляли урановые блочки. Всего было просверлено 30 тыс. от-
верстий для урана с образованием пространственной решетки с определен-
ным шагом.
25 декабря 1946 года в 14 часов стало ясно, что реактор достиг критичности.
Начался осторожный подъем кадмиевых стержней регулирования шагами
по 10–20 см с измерением скорости счета нейтронов и построением графи-
ка зависимости скорости счета от положения стержня. Саморазвивающаяся
цепная ядерная реакция с экспоненциально растущей плотностью потока
нейтронов была получена в 18 часов 25 декабря 1946 года. Этот момент счи-
тается временем пуска реактора Ф-1.
Первой же в мире атомной станцией, подключенной к электриче-
ской сети, стала АЭС (с графитовым реактором АМ-1) в г. Обнинске,
СССР. Главным конструктором реактора был «Гидросектор», общий про-
ект АЭС разрабатывался Ленинградским ГСПИ-11, парогенераторы — ОКБ
«ГИДРОПРЕСС».
В окончательном проекте конструкция реактора АМ-1 выглядела сле-
дующим образом (рис. 1.5, 1.6). Графитовая кладка реактора диаметром
3000 мм и высотой 4500 мм состояла из блоков двух типов. Активная зона
. 1.5. Конструкция графитового реактора АМ-1
Глава 1. Атомная энергетика
32
высотой 1,7 м и диаметром 1,5 м была набрана из вертикально стоящих
шестигранных блоков с центральными отверстиями диаметром 65 мм,
в которые вводились топливные каналы (128 сборок с 514 твэлами),
в конструкции которых использовались дисперсионные твэлы на основе
уран-молибденового сплава (9% молибдена) с магнием. В качестве кон-
струкционного материала для топливных каналов, каналов системы управ-
ления и защиты и оболочек твэлов была использована нержавеющая сталь
1Х18Н9Т. Отражатель был выполнен в виде горизонтальных блоков, на-
низанных на 24 вертикальных стояка, по которым циркулировала вода для
отвода выделяемого в графитовом отражателе тепла. Кампания реактора
на номинальной мощности — 120–140 суток. Согласно расчетам, загрузка
топлива определялась в 500–600 кг.
9 мая 1954 года в 19 часов 7 минут при загрузке 61 топливного канала
реактор достиг критичности и затем был загружен полным числом каналов
13
14
1
2
10
12
11
3
5
4
8
6
7
9
. 1.6. Конструкция Обнинской АЭС.
1 – реактор; 2 – центральный зал; 3 – сервоприводы стержней управления; 4 – бас-
сейн выдержки; 5 – коллектор первого контура; 6 – центральный пульт управления;
7 – парогенератор; 8 – привод задвижки первого контура; 9 – коридор коммуникаций
первого контура; 10 – циркуляционный насос; 11 – насосный узел станции; 12 – подпи-
точный насос первого контура; 13 – физическая лаборатория; 14 – лаборатория для
получения изотопов
1.5. Эволюция ядерных реакторов
33
(128 штук). После физического пуска и программы испытаний на водо-во-
дяном режиме, в ночь на 24 июня реакторная установка переводится в нор-
мальный паровой режим. Режим выхода: мощность 10%, работа на этой
мощности 17 часов, пар подается на технологический конденсатор, подъем
мощности до 25%, работа на этой мощности в течение 2 часов, постепенный
подъем мощности до уровня 57%, на котором 26 июня 1954 года в 17:30 пар
переведен на турбину, и генератор синхронизирован с сетью Мосэнерго.
Первая в мире АЭС встала под промышленную нагрузку. Этот день по праву
стал считаться днем рождения мировой атомной энергетики.
Говоря об эволюции реакторостроения, выделяют 4 поколения ядерных
реакторов:
• Реакторы поколения I — ранние опытные образцы энергетических
реакторов. В начале атомной эры разрабатывались ядерные уста-
новки с различными видами теплоносителей. На основе этих пер-
вых проектов были построены и эксплуатировались некоторые
прототипы АЭС. Примерами являются: в СССР — промышленные
уран-графитовые реакторы (АДВ, АМБ и др.), ВВЭР-440/230, БР-5
и др., в мире ‒ Shippingport, Magnox, AGR, Fermi 1 и Dresden 1 и др.
Продолжительность работы реакторов около 30–40 лет.
• Реакторы поколения II — коммерческие реакторы, построенные
до конца 1990-х годов. Среди них прототипы и более старые версии
реакторов PWR, CANDU, BWR, AGR, РБМК и ВВЭР-440, ВВЭР-1000
первых «досерийных» проектов.
• Реакторы поколения III — ядерные реакторы, появившиеся в резуль-
тате эволюции реакторов поколения II. Характерными чертами этих
реакторов являются более высокая топливная эффективность, улуч-
шенный тепловой КПД, значительное усовершенствование систем
безопасности (включая пассивные системы) и стандартизация кон-
струкций и оборудования для снижения капитальных затрат и затрат
на техническое обслуживание.
• Реакторы поколения III+ представляют собой эволюционное развитие
реакторов поколения III, предлагающие более высокий уровень без-
опасности при эксплуатации. Производители начали разработку си-
стем поколения III+ в 1990-х годах, опираясь на опыт эксплуатации
легководных реакторов в России, США, Японии и Западной Европе.
Атомная промышленность стремилась в проектах поколения III+ обе-
спечить три ключевых направления: безопасность, снижение стоимо-
сти и новые технологии.
Заметным улучшением систем поколения III+ по сравнению с кон-
струкциями второго и третьего поколений является включение в про-
екты АЭС технологических систем и оборудования, работающих по
пассивному принципу (не требуют активных элементов управления
или вмешательства оператора).
Глава 1. Атомная энергетика
34
Многие из ядерных реакторов поколения III+ имеют ловушку распла-
ва или устройство/системы удержания кориума в корпусе реактора
с внешним охлаждением. Если оболочки твэлов и корпус реактора,
а также связанные с ними трубопроводы расплавятся, кориум попадет
в ловушку расплава, которая удержит расплавленный материал и смо-
жет его охлаждать.
Также на реакторах поколения III+ применяются пассивные реком-
бинаторы водорода, предназначенные для снижения концентрации
водорода под герметичной оболочкой.
Дополнительные системы безопасности (а точнее, системы преодоле-
ния запроектных аварий) были внесены в конструкцию под влиянием
катастрофы, произошедшей на АЭС Фукусима в 2011 году. Например,
были добавлены резервные передвижные дизель-генераторные уста-
новки и автономные питательные насосные установки (для дополни-
тельного охлаждения топлива в случае отказа электроснабжения всех
систем станции).
В 2017 году АО «Концерн Росэнергоатом» начал промышленную экс-
плуатацию реактора ВВЭР-1200 энергоблока № 1 Нововоронежской
АЭС-2, что стало первым в мире запуском реактора поколения III+.
В 2018 году подключен к энергосистеме страны энергоблок № 1
Ленинградской АЭС-2 (Поколение III+, ВВЭР-1200).
• Реакторы поколения IV — набор концепций ядерных реакторов, кото-
рые в настоящее время исследуются на предмет коммерческого при-
менения Международным форумом поколения IV. Целью проектов
является повышение безопасности, устойчивости, эффективности
и снижение стоимости.
Современная классификация ядерных реакторов представлена МАГАТЭ:
• PWR (pressurized water reactor) — реактор с водой под давлением, в ко-
тором легкая вода является и теплоносителем и замедлителем (напри-
мер, ВВЭР);
• BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор, в котором в отличие
от PWR образование пара, подаваемого на турбины, происходит непо-
средственно в реакторе;
• FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых ней-
тронах, не требующий наличия замедлителя;
• GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор. В качестве за-
медлителя используется как правило графит;
• LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор, напри-
мер РБМК;
• PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор;
• HTGR (high-temperature gas-cooled reactor) — высокотемпературный
газоохлаждаемый реактор;
1.5. Эволюция ядерных реакторов
35
• HWGCR (heavy-water-moderated, gas-cooled reactor) — газоохлаждае-
мый реактор с тяжеловодным замедлителем;
• HWLWR (heavy-water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) —
реактор охлаждаемый некипящей легкой водой под давлением с за-
медлителем из тяжелой воды;
• PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) — модульный реактор с шаровы-
ми твэлами;
• SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water Reactor) — кипящий тяжело-
водный реактор.
Подводя итог классификации реакторов и их поколений, можно сделать
следующие выводы:
1. Поколение II реакторов было направлено в основном на повышение
экономичности и увеличение срока службы реакторов поколения I,
в последующем – в равной степени на экономичность и безопасность.
В целом развитие концепций безопасности между поколениями опреде-
лялось тремя крупнейшими ядерными авариями (на Three Mile Ireland,
на Чернобыльской АЭС, на Fukusima), после которых обнаруживались
и устранялись недостатки тех или иных концепций/решений.
2. Разнообразная классификация реакторов обусловлена не только
различными физическими принципами, на которые они опирают-
ся, но и особенностями развития технологий той или иной страны,
наличием у нее источников природного урана, а также влиянием
внешних и внутренних сдерживающих факторов, в том числе и по-
литических.
Так, в Англии сразу был сделан упор на реакторы с газовым охлаждени-
ем в виду отсутствия крупных рек и водоемов вдали от городов.
В США технологии быстрых реакторов не получили развития.
Администрации президентов США во второй половине 1970-х годов про-
возгласили принцип нераспространения приоритетным в развитии ядерной
энергетики. В апреле 1977 года президент США Д. Картер призвал отложить
на неопределенный срок строительство коммерческих быстрых реакторов.
Федеральное правительство запретило использование плутония в ком-
мерческих силовых установках из-за угрозы режиму нераспространения.
Работы по созданию замкнутого ядерного топливного цикла прекратились.
Остановились и разработки реакторов на быстрых нейтронах, в которых
США занимали передовые рубежи. Готовое оборудование АЭС с реактором
на быстрых нейтронах в Клинч-Ривер демонтировали. Стали накапливаться
проблемы с хранением отработавшего ядерного топлива и радиоактивных
отходов. А главное — произошла потеря опыта и ядерных знаний. Отказ
от развития этого направления, как показывает исторический анализ,
не был продиктован научными или технологическими трудностями; он был
Глава 1. Атомная энергетика
36
мотивирован политически и до сих пор сказывается на международных от-
ношениях.
В СССР первоначально возникали технологические трудности по реа-
лизации технологии корпусных реакторов, поэтому первостепенное актив-
ное развитие и исследования возникли именно в направлении канальных
графитовых реакторов.
1.6.
PWR
1.6.1. - ()
Наиболее развитой и отработанной технологией реакторных устано-
вок (РУ) в мировой и отечественной атомной промышленности является РУ
с легкой водой под давлением в первом контуре в качестве теплоносителя и за-
медлителя, в мировой практике называемая PWR (Pressurized Water Reactor —
реактор с водой под давлением), в отечественной промышленности — ВВЭР
(водо-водяной энергетический реактор). Данное направление развития мир-
ных ядерных технологий признано наиболее удачным и успешным как с эко-
номической, так и с технологической точки зрения. ВВЭР разрабатывался
в СССР параллельно с реакторами канального типа (РБМК).
ВВЭР — корпусной водо-водяной энергетический реактор на тепловых
нейтронах. Характерной особенностью данной технологии является ис-
пользование обычной (легкой) воды и в качестве замедлителя (для замед-
ления нейтронов до тепловых энергий), и в качестве теплоносителя (для
аккумуляции тепла, выделяющегося при цепной ядерной реакции деления,
и передачи его рабочей среде второго контура). При разработке была выбра-
на именно легкая вода в силу ее приемлемых нейтронно-физических харак-
теристик, дешевизны.
АЭС с реакторами ВВЭР двухконтурные, в первом из которых водой
отводится тепло, возникшее в результате деления ядерного топлива. Тепло
от первого контура ко второму передается с помощью парогенераторов,
в которых вода второго контура нагревается до парообразного состояния.
Пар используется в качестве рабочего тела в турбине. В качестве базового
ядерного топлива используется диоксид урана.
Технология ВВЭР появилась в 1950-х годах (почти одновременно с аме-
риканскими PWR), она аналогична зарубежным PWR.
ВВЭР имеет определенные черты, установленные практически с самого
появления этой технологии.
1. Габариты основных элементов первого контура, прежде всего паро-
генераторов (ПГ) и реактора, допускают их перевозку железнодорож-
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
37
ным транспортом. Это было одно из ключевых условий при разработке
первых ВВЭР, и оно сохранилось при создании всех действующих
и внедряемых до настоящего времени реакторов этого семейства.
2. Для ВВЭР характерны ТВС шестигранного сечения (в отличие от ква-
дратного почти у всех зарубежных PWR).
3. В реакторных установках ВВЭР применяются горизонтальные паро-
генераторы (в зарубежных проектах — ПГ вертикального типа).
4. У ВВЭР отсутствуют отверстия в корпусе ниже уровня активной
зоны (АЗ). Это снижает вероятность оголения ТВС вследствие утечки
теплоносителя из корпуса в определенных аварийных ситуациях.
5. Приводы СУЗ, каналы систем контроля в реакторах ВВЭР проходят
через крышку реактора, тогда как у зарубежных PWR часть контроль-
ных систем подводятся к АЗ снизу.
6. Обечайки корпусов реакторов ВВЭР изготавливаются ковкой из низ-
колегированной стали, без использования вертикальных сварных
швов. Это обеспечивает бльшую надежность конструкции, умень-
шает риски образования локальных дефектов в металле в результате
радиационного воздействия.
7. Для ВВЭР характерны компенсаторы давления бльшего объема, чем
у зарубежных PWR сопоставимой производительности. Это дает до-
полнительные возможности для нивелирования отклонений параме-
тров первого контура.
8. Конструкция и технология изготовления зоны патрубков российских
и зарубежных реакторов с водой под давлением заметно различают-
ся. У ВВЭР — две отдельные обечайки с входными и выходными па-
трубками небольшого вылета (образуют два ряда патрубков). Каждая
обечайка представляет собой единое целое с патрубками, изготовлен-
ными вытягиванием из стали обечайки методом горячей штамповки.
В зарубежных PWR обычно используются вварные патрубки c более
значительным, чем у ВВЭР, вылетом; при этом в большинстве зару-
бежных PWR входные и выходные патрубки образуют общий ряд.
Особенности патрубков ВВЭР обеспечивают удобство их транспор-
тировки. Двухрядное расположение патрубков российских реакторов
позволяет более четко разграничить потоки теплоносителя на входе
и выходе из реактора (ровной, кольцеобразной разделительной пе-
регородкой) и избежать некоторых локальных термических напряже-
ний, характерных для реакторов с однорядной зоной патрубков;
9. У ВВЭР — штампованное эллиптическое днище, у зарубежных PWR —
как правило, полусферическое.
10. Корпус реактора ВВЭР фиксируется (для исключения осевых смеще-
ний) с помощью кольцеобразного выступа на корпусе (бурта), нахо-
дящегося под нижним рядом патрубков. В зарубежных PWR корпусы
Глава 1. Атомная энергетика
38
реакторов крепятся фиксаторами к специальным наплавкам под па-
трубками.
11. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) ВВЭР выемные. В частности,
для ВВЭР характерны массивная выгородка и выемная внутрикор-
пусная шахта с перфорированными стенками в районе патрубков
и эллиптическим днищем. Радиус кривизны шахты меньше, чем
у днища корпуса. В зарубежных PWR применяются цилиндрические
шахты с плоским днищем и проходками большого диаметра для те-
плоносителя, сопряженные с выходными патрубками. Благодаря
этим особенностям несколько различается гидродинамика тепло-
носителя.
ВВЭР эволюционировали в сторону упрощения первого и второго
контуров. Например, во внедренных в разное время советских конструк-
циях число петель первого контура сократилось с шести-восьми до четы-
рех. Современные ВВЭР и PWR сравнимы по числу петель и основных
агрегатов (ПГ и ГЦН), данные показатели колеблются в пределах от двух
до четырех.
Общая картина развития технологии ВВЭР представлена на рис. 1.7
в виде своеобразного генеалогического древа. Стоит отметить, что в I
и II поколениях, конструкторами, как правило, улучшались технико-эко-
номические параметры реакторов, включая объемы загружаемого топлива.
Начиная с поколения III (включая поздние проекты поколения II) разра-
ботчиками бльшее внимание уделялось разработке и внедрению активных
и пассивных систем безопасности реакторных установок.
Концепция ВВЭР основывалась на проекте РУ, которая разраба-
тывалась для атомных подводных лодок (АПЛ, 1952 год). Научным ру-
ководителем проекта был Анатолий Петрович Александров, главным
конструктором РУ — Николай Антонович Доллежаль. По сути, этот ре-
актор является прародителем технологии ВВЭР. Проект РУ для АПЛ ба-
зировался на двух реакторах корпусного типа с водой под давлением
(ВВР ‒ водо-водяной реактор), как достаточно компактных и с относитель-
но небольшой загрузкой обогащенного урана.
Реактор, получивший индекс «ВМ-А», имел следующие конструк-
тивные особенности: кованый корпус из толстостенной высокопрочной
углеродистой стали изготавливался со вставным днищем и вставной ру-
башкой, патрубки приваривались к рубашке. Плоская крышка реактора
уплотнялась с помощью нажимного фланца. Для нового реактора было
принято оригинальное конструкторское решение активной зоны, которая
формировалась из индивидуально охлаждаемых тепловыделяющих сборок
с размещением их в экранной сборке, как в выемном блоке. Это позволяло
проводить как поканальную замену ядерного топлива, так и его полную
аварийную выгрузку.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
39
ВМ-А
ОК-150
ВВЭР-210 / В-1
ВВЭР-365 / В-3М
ВВЭР-1000 /
АЭС-92 (В-392)
ВВЭР-1200 / В-392М
ВВЭР-1200 / В-491
ВВЭР-1200 / В-523
ВВЭР-1200 / В-509
ВВЭР-1250 / В-510
ВВЭР-1200 / В-529
ВВЭР-70 / В-2
АСТ-500
ВВЭР-440 / В-179
ВВЭР-440 / В-230
ВВЭР-440 / В-213
ВВЭР-440 / В-270
ВВЭР-440 / В-213+
ВВЭР-440 / В-318
ВВЭР-1000 / В-338
ВВЭР-1000 / В-302
ВВЭР-1000 / В-187
ВВЭР-1000 / В-320
ВВЭР-С
ВВЭР-1500 / В-448
ВВЭР-1200А / В-501
ВВЭР-1800
Нововоронежская АЭС, бл. 1
Нововоронежская АЭС, бл. 2
Воронежская АСТ, бл. 1, 2
АЭС «Рейнсберг», ГДР
Нововоронежская АЭС, бл. 3, 4
Армянская АЭС, бл. 1, 2
АЭС «Моховце», бл. 3, 4
(Словакия)
АЭС «Хурагуа», бл. 1–4, Куба
Нововоронежская АЭС, бл. 5
Южно-Украинская АЭС, бл. 1 (Украина)
Южно-Украинская АЭС, бл. 2 (Украина)
;
Калининская АЭС, бл. 1, 2.
Нововоронежская АЭС-2, бл. 1, 2
Ленинградская АЭС-2, бл. 1, 2
Белорусская АЭС, бл. 1, 2
АЭС «Эль-Дабаа», бл. 1–4 (Египет)
АЭС «Руппур», бл. 1, 2 (Бангладеш)
АЭС «Аккую», бл. 1–4 (Турция)
АЭС «Ханкикиви», бл. 1 (Финляндия)
ВВЭР-1200 / В-522
ОК-900
ОК-900А
КЛТ-40
КЛТ-40М
КЛТ-40С
РИТМ-400
РИТМ-200Н
РИТМ-200
Горьковская АСТ, бл. 1, 2
АСТ-500
Ледокол «Ленин»
ВВЭР-1200 / В-491
Балтийская АЭС, бл. 3, 4
Кольская АЭС, бл. 1, 2;
АЭС «Козлодуй», бл. 1–4 (Болгария) ;
АЭС «Богунице», бл. 1, 2 (Словакия);
АЭС «Грайфсвальд», бл. 1–4 (Германия).
Кольская АЭС, бл. 3, 4;
АЭС «Моховце», бл. 1, 2 (Словакия);
АЭС «Богунице», бл. 3, 4 (Словакия);
АЭС «Дукованы», бл. 1–4 (Чехия);
АЭС «Пакш», бл. 1–4, (Венгрия);
Ровенская АЭС, бл. 1, 2 (Украина);
АЭС «Грайфсвальд», бл. 5 (Германия).
Балаковская АЭС, бл. 1–4;
АЭС «Козлодуй», бл. 5, 6 (Болгария);
Калининская АЭС, бл. 3, 4;
Ростовская АЭС, бл. 1–4;
Запорожская АЭС, бл. 1–6;
Южно-Украинская АЭС, бл. 3 (Украина);
Ровенская АЭС, бл. 3, 4 (Украина);
Хмельницкая АЭС, бл. 1, 2 (Украина);
АЭС «Темелин», бл. 1, 2 (Чехия).
ВВЭР-1000 / В-341
АЭС «Ловииса», бл. 3 (Финляндия)
ВВЭР-1000 / В-320
Балаковская АЭС, бл. 5, 6;
Башкирская АЭС, бл. 1–4;
Татарская АЭС, бл. 1–4;
Крымская АЭС, бл. 1–4;
Краснодарская АЭС, бл. 1;
Чигиринская АЭС, бл. 1–4 (Украина);
Хмельницкая АЭС, бл. 3, 4 (Украина);
Южно-Украинская АЭС, бл. 4 (Украина);
Ровенская АЭС, бл. 5, 6 (Украина);
АЭС «Темелин», бл. 3, 4 (Чехия);
АЭС Штендаль, бл. 1–4 (Германия).
ВВЭР-1000 / В-413
АЭС «Ловииса», бл. 3
(Финляндия)
ВВЭР-1000 / В-412
АЭС «Куданкулам», бл. 3–6 (Индия)
АЭС «Куданкулам», бл. 1, 2 (Индия)
Ленинградская АЭС-2, бл. 3, 4;
АЭС «Тяньвань» бл. 7, 8 (Китай);
АЭС «Сюйдапу» бл. 3, 4 (Китай).
ВВЭР-1200 / В-491
ВВЭР-СКД
ВВЭР-300 / В-478
ВВЭР-640 / В-407
ВВЭР-И-200
Курская АЭС-2, бл. 1, 2 (ВВЭР-ТОИ)
ВВЭР-600 / В-498
Проект не реализован
Работы прекращены
Введено в эксплуатацию
Ведется строительство
IIIIII
III+
«Таймыр»,
«Вайгач».
АСММ «Якутия»
«Советский Союз»,
«Ямал»,
«50 лет Победы»,
ССВ-33 «Урал»,
«Арктика»,
«Сибирь»,
«Россия».
Поколение ВВЭР
ПАТЭС
«Академик
Ломоносов»
«Севморпуть»
«Ленин»
ВВЭР-1000 / В-528
АЭС «Бушер», бл. 2, 3 (Иран)
ВВЭР-1000 / В-446
АЭС «Бушер», бл. 1 (Иран)
ВВЭР-1000 / В-466Б
АЭС «Белене», бл. 1, 2 (Болгария)
1954 год
III
(повышенной
безопасности)
ВВЭР-1000 / В-412М
«Арктика»
проект 22220
ВВЭР-440 / В-213
АЭС «Ловииса», бл. 1, 2,
(Финляндия)
У
никальное исполнение блока
1966 год
1969 год
1983 год
1988 год
Год начала разработки
1982 год
2020 год
ВЭС-2 ВЭС-1
ВВЭР-440 / В-213
АЭС «Грайфсвальд», бл. 6–8 (Германия);
АЭС «Жарновец», бл. 1–4 (Польша).
АТЭЦ (ВВЭР-1000)
Минская АТЭЦ, бл. 1, 2 (Белоруссия);
Одесская АТЭЦ, бл. 1, 2 (Украина);
Харьковская АТЭЦ, бл. 1, 2 (Украина).
1976 год
Концепция
Судовые реакторные
установки
Теплофикационные АС
Атомные станции
малой мощности
Атомные тепловые
элекроцентрали
©
Яуров С.В.
РИТМ-200С
2022 год
Модернизированный
плавучий энергоблок
проект 20871
Реакторы для АПЛ
1952 год
1970 год
ВВЭР-1000 /
АЭС-91 (В-392)
ВВЭР-1000 / В-428
АЭС «Тяньвань», бл. 1, 2 (Китай)
ВВЭР-1000 / В-428М
АЭС «Тяньвань», бл. 3, 4 (Китай)
ВВЭР-1200 / В-527
АЭС «Пакш», бл. 5, 6 (Венгрия)
2006 год
АЭС-2006
2005 год
.1.7. Этапы развития технологии ВВЭР (генеалогическое древо)
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)