Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Введение - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

ВВЕДЕНИЕ

«Комплексная программа научно-технического прогресса стран — членов СЭВ до 2000 года», принятая 18 декабря 1985 г. в Москве на 41-м (внеочередном) заседании Сессии СЭВ на уровне глав правительств, предусматривает согласованные действия стран — членов СЭВ по созданию и использованию принципиально новых видов техники и технологии путем концентрации своих усилий и организации тесного комплексного сотрудничества в рамках СЭВ по пяти приоритетным направлениям, одним из которых является ускоренное развитие атомной энергетики [1].
Главная цель сотрудничества стран — членов СЭВ в этой области — глубокая качественная перестройка их энергетических хозяйств, повышение эффективности и надежности электроснабжения, сокращение использования органического топлива, улучшение теплоснабжения городов, охрана окружающей среды и рациональное использование энергии.
Для достижения этой цели предполагается совместными усилиями обеспечить следующие меры:

  1. совершенствование и дальнейшее сооружение АЭС с реакторами водо-водяного типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с повышенной технико-экономической эффективностью, высокой степенью стандартизации и унификации оборудования и качественно новыми высоконадежными системами управления, контроля и автоматизации технологических процессов;
  2. улучшение использования природного урана, создание новых, эффективных методов и средств обработки, транспортировки и захоронения радиоактивных отходов, а также безопасной ликвидации отработавших нормативный срок атомных энергетических установок;
  3. создание атомных теплоэлектростанций для гражданского и промышленного тепло- и электроснабжения с транспортировкой тепла на дальние расстояния;
  4. разработку оборудования для реакторов на быстрых нейтронах, воспроизводящих в процессе работы ядерное топливо, а также высокотемпературных ядерных энерготехнологических установок многоцелевого назначения, проведение исследований в целях создания научных основ нового источника энергии — управляемого термоядерного синтеза.

Осуществление «Комплексной программы» в значительной мере решит проблему наращивания энергетического потенциала стран — членов СЭВ, снизит капиталовложения в топливодобывающие отрасли промышленности, высвободит для других нужд значительные количества дефицитных видов органического топлива. В частности, ожидается следующий эффект:

  1. за счет производства электроэнергии на АЭС и АТЭЦ замещение в 1990 г. около 40 млн. т у. т. органического происхождения и в #2000 г. 100— 110 млн. т у. т. (без СССР), или всего за 15 лет свыше 1,5 млрд, т у,т.;
  2. доведение общего объема выработки тепла на ядерном топливе в странах — членах СЭВ (без СССР) в 2000 г. до 60 — 80 млн. Гкал в год, что эквивалентно ежегодному высвобождению органического топлива в количестве 10—15 млн. т у. т.;
  3. за счет увеличения коэффициента использования установленной мощности на 2 — 3% на АЭС в странах—членах СЭВ (без СССР) в 2000 г. дополнительная выработка порядка 6 — 9 млрд. кВт-ч электроэнергии, что приведет к экономии органического топлива в размере 2 — 3 млн. т у.т.

В связи с этим стоит задача повышения эффективности использования ядерного топлива, в частности за счет увеличения глубины выгорания топлива в реакторах на тепловых нейтронах и наработки с необходимым темпом вторичного ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах мощностью 800 и 1600 МВт, что приведет к дополнительному высвобождению значительного количества органического топлива.           
Выполнение «Комплексной программы» расширит ресурсную базу ядерной энергетики, создаст основу для организации новых, крупнотоннажных производств. В связи с этим предстоит решить ряд неотложных проблем по укреплению существующей базы ядерной энергетики, в частности: совершенствование индустриальных методов и сокращение затрат на строительстве АЭС; усовершенствование оборудования и технологии его производства для АЭС, АТЭЦ и ACT; разработка мероприятий и средств для реконструкции действующих АЭС; совершенствование организации и проведения ремонтных работ на АЭС; разработка систем диагностики и контроля состояния металла основного оборудования ядерно-энергетических установок.
Осуществление «Комплексной программы» повысит экономичность, надежность и безопасность АЭС. В этом направлении необходимо решить ряд конкретных задач: совершенствование государственного надзора за проектированием, строительством и эксплуатацией ядерных энергетических установок; разработка и осуществление комплекса мер по повышению безопасности АЭС с учетом опыта их эксплуатации; разработка и внедрение безопасных систем отпуска тепла от ядерных энергетических установок (ACT, АТЭЦ, АЭС с отбором тепла); повышение маневренных характеристик АЭС; уменьшение удельной численности эксплуатационного персонала АЭС примерно в 1,5 раза; разработка единого комплекса нормативно-технической документации в области ядерной энергетики; создание современных программ, тренажеров и технических средств для повышения качества и ускорения подготовки квалифицированных эксплуатационных кадров для ядерной энергетики, в значительной мере определяющих безопасность и эффективность работы ядерных энергетических установок.
Осуществление «Комплексной программы» подготовит важные предпосылки для создания практически неисчерпаемого источника энергии на базе управляемой термоядерной реакции.
Ядерная энергетика прошла более чем 30-летний путь развития. Достигнуты существенные успехи. Атомные электростанции (АЭС) вносят уже заметный вклад в электроэнергетику. Достаточно сказать, что в 1985 г. мощность АЭС в СССР составляла 28 тыс. МВт, а производство электроэнергии на них достигло 10% общей выработки в стране. Планами XII пятилетки (1986 —1990 гг.) предусматривается ввод в строй еще 41,5 тыс. МВт мощностей на АЭС, что позволит довести производство электроэнергии атомными станциями страны в 1990 г. до 390 млрд. кВт-ч. В перспективе эта цифра возрастет к 2000 г. в 5 — 7 раз, и тогда атомная энергетика займет одно из ведущих мест в энергетическом балансе страны, обеспечивая 40% всей выработки электроэнергии [2].
В настоящее время формирование базы для дальнейшего развития ядерно-энергетической программы осуществляется в основном сооружением АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, потребляющих природное или обогащенное урановое топливо. Среди таких реакторов широкое распространение во всем мире, в том числе в СССР и других странах — членах СЭВ, получили водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) [3, 4]. Основные сведения по конструкции оборудования реакторных установок и технологическим системам отечественных энергетических блоков с ВВЭР можно найти в опубликованной литературе [5 — 8].
Промышленное использование ВВЭР в отечественной ядерной энергетике началось 30 сентября 1964 г., когда был включен в энергосистему I блок Нововоронежской АЭС (НВАЭС) с реактором ВВЭР-210 [5 — 9]. На 1 января 1986 г. в СССР, странах — членах СЭВ и Финляндии эксплуатировалось 36 энергоблоков ВВЭР электрической мощностью от 70 до 1000 МВт. Сроки ввода в эксплуатацию энергоблоков ВВЭР на АЭС в нашей стране приведены в табл. В. 1.
При рассмотрении этапов развития АЭС с отечественными реакторами водо-водяного типа принято подразделять эти реакторы на три поколения: 1) ВВЭР-210 (I блок НВАЭС) и ВВЭР-70 (АЭС «Райнсберг», ГДР); 2) ВВЭР-440; 3) ВВЭР-1000. Промежуточной между первым и вторым поколениями является реакторная установка ВВЭР-365 II блока НВАЭС, реактор которой по существу относится ко второму поколению, а основное оборудование установки — к первому.

Первый блок НВАЭС послужил опытно-промышленной базой для проверки правильности заложенных в нем научных и технических основ, проектно-конструкционного их осуществления и технологических режимов эксплуатации, связанных как с топливным и теплосиловым циклами, так и с вопросами обеспечения безопасности всего процесса трансформации энергии деления в электрический ток. Аналогичные технические решения прошли эксплуатационную проверку и на другом реакторепервого поколения (ВВЭР-70), сооруженном в ГДР с участием СССР на АЭС «Райнсберг» и введенном в строй в 1966 г.

Таблица В.1. Сроки ввода в эксплуатацию энергоблоков ВВЭР в СССР (по состоянию на 01.01.86)


Название АЭС, блок

Тип реактора

Физический пуск (достижение критичности)

Энергетический пуск (включение в Энергосистему)

Освоение
100%
мощности

Нововоронежская:

 

 

 

 

I блок

ВВЭР-210

17.12.63

30.09.64

31.12.64

II »

ВВЭР-365

23.12.69

27.12.69

14.04.70

III »

ВВЭР-440

22.12.71

27.12.71

29.06.72

IV »

ВВЭР-440

25.12.72

28.12.72

24.03.73

V »

ВВЭР-1000

30.04.80

30.05.80

20.02.81

Кольская

 

 

 

 

I блок

ВВЭР-440

26.06.73

29.06.73

28.12.73

II »

ВВЭР-440

30.11.74

09.12.74

21.02.75

III »

ВВЭР-440

07.02.81

24.03.81

02.12.82

IV »

ВВЭР-440

07.10.84

11.10.84

06.12.84

Армянская: I блок

ВВЭР-440

22.12.76

28.12.76

06.10.79

II »

ВВЭР-440

04.01.80

06.01.80

31.05.80

Ровенская: I блок

ВВЭР-440

17.12.80

22.12.80

21.09.81

II »

ВВЭР-440

19.12.81

22.12.81

29.07.82

Южно-Украинская

 

 

 

 

I блок

ВВЭР-1000

09.12.82

22.12.82

18.10.83

II »

ВВЭР-1000

30.12.84

06.01.85

08.04.85

Калининская:

 

 

 

 

I блок

ВВЭР-1000

10.04.84

09.05.84

12.06.85

Запорожская: I блок

ВВЭР-1000

09.1J.84

10.12.84

14.04.85

II »

ВВЭР-1000

28.06.85

02.07.85

15.02.86

Балаковская:

 

 

 

 

I блок

ВВЭР-1000

12.12.85

25.12.85

19.04.86

Научно-технические исследования, проведенные на I и более усовершенствованном II блоках НВАЭС [5], позволили перейти к проектированию и сооружению серийных энергетических блоков электрической мощностью 440 МВт с реакторами ВВЭР-440 второго поколения. Головные энергетические блоки с реакторами ВВЭР-440 введены в эксплуатацию на НВАЭС (III и IV блоки) [7].
Опыт сооружения и освоения мощности энергетических блоков с реакторами ВВЭР-440, накопленный на НВАЭС, позволил осуществить, начиная с 1973 г., программу ускоренного ввода в эксплуатацию серийных блоков этого типа не только в СССР, но и на АЭС в ГДР («Норд»), НРБ («Козлодуй»), ЧССР («Богунице», «Дукованы»), ВНР («Пакт»), а также в Финляндии («Ловиса»).
Новым этапом в развитии отечественной ядерной энергетики является энергетический блок электрической мощностью 1000 МВт с реактором ВВЭР-1000 третьего поколения с улучшенными техникоэкономическими показателями [9, 10]. Головным блоком из этой серии является V блок НВАЭС.     

Таблица В.2. Основные технические характеристики энергоблоков ВВЭР


. Характеристика

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

 

IV блок НВАЭС

Унифицированный блок

V блок НВАЭС

Серийный
блок

Реактор
Тепловая мощность, МВт

1375

1375

3000

3000(3200)

Количество циркуляционных петель (насосов, парогенераторов), шт.

6

6

4

4

Расход теплоносителя через реактор, м3/ч

42 000

43 000

80 800

84 800

Рабочее давление теплоносителя над активной зоной, кгс/см2 *

125

125

160

160

Средняя температура теплоносителя на входе в реактор, С

267

270

290

289,7

Средний подогрев теплоносителя в активной зоне, ° С

28,8

30

31,9

30,3

Поверхность теплоотдачи от твэлов, м2

3150

3150

4850

5150

Масса топлива в активной зоне, т:

 

 

 

 

ио2

46,4

47,6

75,2

80,0

и

41,0

42,0

66,3

70,5

Количество тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне, шт.

349

349

151

163

Количество органов регулирования (ОР) СУЗ, шт.

73

37

109

61

Эквивалентный диаметр активной зоны, мм

2880

2880

3120

3160

Высота активной зоны в рабочем состоянии, мм

2460

2460 *

3550

3560

Удельная мощность активной зоны, кВт/л

84,4

84,4

111,1

107(115)

Количество твэлов в ТВС, шт.

126

126

317

312

Количество поглощающих элементов (ПЭЛ) в ОР СУЗ, шт.

------  

12

18

Высота корпуса реактора без верхнего блока, мм

11 800

11 800

10 880

10 897

Высота корпуса реактора в сборе с верхним блоком, мм

23 600

23 600

22 592

19 137

Наружный диаметр корпуса, мм:

 

 

 

 

максимальный

4270

4270

4570

4585

в цилиндрической части

3840

3840

4535

4535

Масса корпуса, т

200,8

217,74

304,0

323,0

Внутренний диаметр главных циркуляционных трубопроводов, мм

500

500

850

850

Парогенератор

 

 

 

 

Паропроизводительность, т/ч

455

452

1470

1470(1575)

Давление насыщенного пара, кгс/см2

47

47

64

64

Температура пара, ° С

259

259

278,5

278,5

Поверхность теплопередачи, м2

2500

2510

5200

6115

Характеристика

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

 

IV блок НВАЭС

Унифицированный блок

V блок НВАЭС

Серийный
блок

Турбогенератор

 

 

 

 

Количество турбогенераторов,
ШТ. '

2

2

2

1

Давление пара перед трубиной, кгс/см2
Давление пара в конденсаторе

44

44

60

60

0,035

0,052 **

0,06

0,05 ***

турбины, кгс/см2 .
Мощность турбогенератора, МВт

220

220

500

1000(1114)

Энергоблок

 

 

 

 

Электрическая мощность (брутто), МВт

440

440

1000

1000

КПД, %

 

 

 

 

брутто

32,0

30,0 **

33,3

32,5 ***

нетто

29,7

27,9**

31,5

30,7***

* Соотношение физических величин, используемых в книге, и СИ приведено в приложении.
** Данные по Ровенской АЭС.
*** Данные по Балаковской АЭС.

В табл. В.2 представлены основные технические характеристики самых первых и самых последних (серийных) отечественных энергоблоков ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 [7, 10, 11].
Совершенствование ВВЭР и АЭС на их основе шло по следующим направлениям:

  1. повышение единичной мощности энергетического блока, что обеспечивало необходимый темп ввода мощностей;
  2. использование более мощного и производительного оборудования;
  3. упрощение компоновки главного циркуляционного контура и АЭС в целом;
  4. снижение стоимости сооружения АЭС;
  5. оптимизация теплотехнических параметров;
  6. оптимизация топливного цикла;
  7. повышение коэффициента использования установленной мощности;
  8. снижение себестоимости вырабатываемой электроэнергии;
  9. повышение надежности и безопасности эксплуатации АЭС;
  10. обеспечение безопасной работы АЭС в сейсмических районах.

Развитие ВВЭР шло путем не только реализации новых научно-технических решений и создания нового оборудования, но и сохранения (при доработке, если это требовалось) оправдавших себя принципиальных идей и конструкций, если их изменение не вызывалось серьезными обстоятельствами. Например, мало изменились габариты корпуса реактора, обеспечивающие транспортабельность его по железной дороге; сохранена форма шестигранных ТВС, содержащих решетку из цилиндрических твэлов принципиально одной конструкции; оправдали себя в качестве стойких материалов циркониевое покрытие твэлов, двуокись урана как ядерное топливо, специальные высокопрочные сорта стали для корпусов реакторов и основного оборудования; удовлетворительны по конструкции парогенераторы горизонтального типа для производства насыщенного пара и т. д. Выбор наиболее удачных и эффективных проектных решений в процессе совершенствования реакторных установок закреплялся в очередной конструкции энергоблока и проходил эксплуатационную проверку и доработку. В итоге мы имеем (даже в пределах одной серии ВВЭР-440 и ВВЭР-1000) определенное разнообразие конструкций поглотителей и приводов ОР СУЗ, внутрикорпусных устройств, главных циркуляционных насосов, парогенераторов, турбин и т. д., отличия в компоновке различных систем и АЭС в целом. Анализ опыта эксплуатации разных АЭС позволил в настоящее время остановиться на двух проектах АЭС, принятых в качестве базовых на перспективу: с унифицированными энергоблоками ВВЭР-440 (в основном для зарубежных АЭС) и серийными энергоблоками ВВЭР-1000 (в основном для отечественных АЭС).
Проиллюстрируем этапы последовательной оптимизации физико-технических характеристик ВВЭР на примере реакторов НВАЭС.
Увеличение мощности блока связано с повышением тепловой мощности реактора и улучшением термодинамического цикла. Увеличение КПД цикла определяется возможностью повышения параметров 1-го и 2-го контуров. Давление насыщенного пара перед турбиной и КПД цикла неуклонно увеличивались по мере совершенствования реакторных установок. В сравнении эти цифры выглядят так:

  1. для ВВЭР-210, ВВЭР-70 и ВВЭР-365 давление 29 кгс/см2; КПД цикла брутто 27,7% (в парогенераторе 32 кгс/см2; 236,3 °С);
  2. для ВВЭР-440 — 44 кгс/см2, КПД брутто—до 32% (в парогенераторе 47 кгс/см2; 254,9 °С);
  3. для ВВЭР-1000 — 60 кгс/см2, КПД брутто 33,3% (в парогенераторе 64 кгс/см2; 278,5 °С).

Давление пара во 2-м контуре определяется температурным напором в парогенераторе и допустимым значением температуры теплоносителя в 1-м контуре. Последняя величина связана с принятыми запасами до температуры насыщения, определяемой давлением в 1-м контуре. Допустимая температура для оболочек твэлов из циркониевого сплава 350 °С [9]. Поэтому в ВВЭР-1000 принято рабочее давление в 1-м контуре 160 кгс/см2 (максимальная температура поверхности твэлов 350 °С) против 125 кгс/см2 (330 °С) в ВВЭР-440, 105 кгс/см2 (315 °С) в ВВЭР-365 и 100 кгс/см2 (305 °С) в ВВЭР-210.
В связи с увеличением мощности блока укрупняется основное оборудование 1-го и 2-fo контуров. Так, электрическая мощность, получаемая с одной циркуляционной петли первого контура, изменялась следующим образом (проектная/фактическая): ВВЭР-210 — 35/46 МВт; ВВЭР-365 —46/52 МВт; ВВЭР-440 — 73 МВт; ВВЭР-1000 —250 МВт.
Укрупнение оборудования требует повышения надежности его работы. Одним из путей обеспечения надежности является упрощение компоновочных решений и принципиальных схем.
Увеличение тепловой мощности ВВЭР-1000 достигается уменьшением неравномерности тепловыделения в активной зоне, повышением расхода теплоносителя через активную зону, увеличением общей длины и поверхности твэлов, уменьшением запасов между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров.

По мере увеличения мощности блока улучшается использование теплоносителя 1-го контура. Так, удельный расход теплоносителя на единицу тепловой мощности для ВВЭР-1000 снижается в 2 раза по сравнению с ВВЭР-210. Ниже приведены теплогидравлические характеристики ВВЭР НВАЭС:


Реактор........................................................

ВВЭР-210

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

Полная объемная неравномерность тепловыделения ...................................

4,8

2,4

2,35

Неравномерность мощности отдельных твэлов

2,75

1,65

1,60

Общий расход теплоносителя, ι ч....................

29 000

34 000

59 700

Удельный расход теплоносикмя, т
ч · МВт(тепл.)

38,2

24,7

19,9

Общая длина твэлов, м..................................

77 000

110 000

170 000

Общая поверхность твэлов, м2........................

2460

3150

4850

Снижение неравномерности тепловыделения по активной зоне достигается оптимальным размещением топлива в реакторе и усовершенствованием системы регулирования мощности.
Увеличение общей длины твэлов и снижение объемной неравномерности тепловыделения позволяют сохранить в допустимых пределах линейную тепловую нагрузку твэлов и тем самым избежать плавления их сердечников при увеличении мощности реактора.
Увеличение расхода теплоносителя через реактор, как правило, сдерживается двумя факторами: несоответствием между ростом мощности и производительности насосных агрегатов, что ведет к увеличению доли вырабатываемой электроэнергии, расходуемой на собственные нужды, и наличием практического предела увеличения скорости в пучке твэлов (6 - 7 м/с) из-за вибраций. Ниже приведены сравнительные гидравлические параметры ВВЭР НВАЭС:

Исследования показали, что предельная линейная тепловая нагрузка при отсутствии плавления сердечников твэлов из двуокиси урана равна примерно 700 Вт/см. Расчетное предельное значение линейной нагрузки для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 принято 500 Вт/см [9]. Энергонапряженность топлива в ВВЭР НВАЭС характеризуется следующими данными:

Уменьшение запасов между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров может быть принято только при следующих условиях:                                                                                 

  1. достоверное знание пределов, к которым безопасно можно приблизить реальный процесс. Эти сведения могут быть получены при углубленном исследовании протекающих в реакторе процессов (тепловых, кризисных, гидравлических) и уточнении теоретических моделей и экспериментальных зависимостей. Подобные исследования, в частности, позволили снизить коэффициент запаса до кризиса теплообмена с 3 — 5 (на первых этапах проектирования ВВЭР) приблизительно до 2 (в последующем);
  2. устранение неопределенности исходного состояния реактора. Это связано с совершенствованием системы внутриреакторных измерений и повышением точности расчетных методов. Измерения и расчет должны дополнять друг друга, с тем чтобы можно было оперативно получать достоверную информацию;
  3. повышение надежности системы теплоотвода.

В реакторной установке ВВЭР-1000 предусмотрены насосы с вынесенными электродвигателями, снабженные маховиками. Это обеспечивает устойчивую циркуляцию теплоносителя через реактор даже при значительных нарушениях электроснабжения насосов. Весь выявленный резерв надежности охлаждения направлен на повышение тепловой мощности реактора. Скорость выгорания топлива при работе на повышенной мощности требует корректировки обогащения, глубины выгорания и периодичности замены ядерного топлива. В ВВЭР-1000 загрузка увеличена до 75 т U02 с обогащением 4,4%, а глубина выгорания (в среднем) повышена до 40 000 МВт · сут/т U.
Приведенные данные свидетельствуют о качественно новом уровне развития ВВЭР.
Безопасное ведение основного технологического процесса на АЭС обеспечивается совершенной конструкцией реакторов и строгим соблюдением режимов их эксплуатации, имеющих свою специфику. ВВЭР как источник тепловой энергии при производстве пара для турбогенераторов АЭС представляет собой «теплообменник» корпусного типа с внутренними источниками тепла.
С другой стороны, режим эксплуатации реактора и АЭС в целом должен учитывать специфичность отдельных звеньев процесса получения тепловой энергии в ВВЭР. С целью повышения термодинамической эффективности паросилового цикла каждого поколения ВВЭР обеспечивалось повышение параметров 2-го и соответственно 1-го контуров, в связи с чем изменялись теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики реакторной установки.
Опыт эксплуатации ВВЭР различных поколений подтвердил правильность выбора научно-технических решений, заложенных в конструкции, и режимов эксплуатации реакторов этого типа и показал, что они являются надежными и безопасными источниками тепловой энергии для АЭС, которые по своим технико-экономическим показателям по крайней мере конкурентоспособны с традиционными источниками электроэнергии [7, 9 —12].



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети