В соответствии с патентом ННИИ на реакторы ВВЭР-1200

Эволюционный путь совершенствования реакторных установок характеризуется существенным изменением основных параметров и характеристик реакторов: повышением средней энергонапряженности топлива от 19,5 до 45,5 кВт/кг U, электрической мощности от 210 до 1200 МВт, возрастанием давления теплоносителя в корпусе реактора от 10 до 15,7 МПа; увеличением скорости теплоносителя для охлаждения твэлов от 2 до 5 м/с. Выгорание топлива увеличено с 12 до 50 МВт сут/кг U (в перспективе среднее выгорание по ТВС будет увеличено до 70 МВт сут/кг U). Важным является создание высоконадежных корпусов реактора из материалов повышенной радиационной стойкости.

 В результате планомерной работы ресурс оборудования и срок эксплуатации станций увеличен от 20 до 60 лет. Из-за особенностей физических свойств воды в докритическом состоянии, а именно – слабой зависимости температуры насыщения от давления в интервале свыше 12 МПа – изменения температуры теплоносителя на выходе из реакторов ВВЭР не столь значительны, от 292 до 325°С.

Наш энергетический реактор ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепловой энергии за счет цепной реакции деления атомных ядер. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным теплоносителем-замедлителем (вода 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. Применение в конструкции реактора ВВЭР-1200 корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой.

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям 1 контура за счет работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Вода 1 контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). Твэлы заполнены слабообогащенной двуокисью урана-235. В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1200 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение четырех кампаний.

Создаваемый блок ВВЭР-1200 - не только реактор высокой мощи, он имеет и улучшенные характеристики ядерной безопасности. Достоинством является также вдвое больший, по сравнению с ВВЭР-1000, гарантированный срок службы - 60 лет. За счет компактных систем, которыми будет оснащен блок, санитарно-защитная зона станции сокращается в несколько раз, до размеров промышленной площадки.

ВВЭР-1200 имеет глубокоэшелонированную четырехкратную защиту на пути выхода радиоактивной продукции в случае аварии. Причем, эта защита вводится в действие автоматически и представляет сочетание активных систем, связанных с запуском насосных агрегатов, работающих на электроэнергии извне, а также пассивных систем, не требующих подвода электроэнергии, а срабатывающих за счет энергии, накопленной в них самих.
Одна из инженерных идей, выраженных в проекте реактора ВВЭР-1200: блок будет оснащен системой пассивного отвода тепла. С помощью подобной системы можно, совершенно безопасно для населения и персонала, отводить тепло, лишенное какого-либо присутствия СО2, в воздушное пространство, являющееся практически бесконечным поглотителем тепла. Оригинальной «новинкой» атомного блока является также то, что все оборудование и радиоактивные вещества будут сконцентрированы под двойной железобетонной оболочкой, абсолютно герметичной. В случае ЧП это позволит удержать всю «грязь» внутри, в полной изоляции от внешнего мира. Двойная оболочка - еще и антитеррористический прием, она рассчитана выдержать падение самолета. На случай нештатной ситуации в конструкции предусмотрена и ловушка для расплавленного топлива.

С уважением, ведущий научный сотрудник ННИИ Агеев Дмитрий