14. Устройство реактора типа ввэр, основные характеристики, усовершенствования.

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением. Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками.

В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Срок службы оборудования реактора -30 лет. Расчетный срок службы корпуса и крышки реактора - 40 лет. Устройство: привод СУЗ, крышка реактора, корпус реактора, блок защитных труб, шахта, выгородка активной зоны, топливные сборки, регулирующие стержни.

Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х гг. был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году. Следующая модификация технологии ВВЭР – проект «ВВЭР-ТОИ». ТОИ – это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проектаАЭС-2006и информационная составляющая. В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объеме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора. Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектомАЭС-2006:

• оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;

• повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250-1300 МВт;

• усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надежности ее охлаждения;

• дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

15. Устройство и характеристика реактора типа рбмк.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кгс/см². Теплоноситель — кипящая вода. Устройство: опорная металлоконструкция, индивидуальные водяные трубопроводы, нижняя металлоконструкция, боковая биологическая защита, графитовая кладка, барабан-сепаратор, индивидуальные пароводяные трубопроводы, верхняя металлоконструкция, разгрузочно-загрузочная машина, верхнее центральное перекрытие, верхнее боковое перекрытие, система контроля герметичности оболочек твэлов, главный циркуляционный насос.