Ввэр 440 тепловая мощность

Безопасный ядерный реактор. Анализ положительных и отрицательных сторон каждого, из самых распространённых типов реакторов , страница 2

В России в основном используются реакторы типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, а также БН-600.Теперь рассмотрим конструктивные особенности каждого типа реактора и определим самый безопасный из них.

1.1. Водо-водяной энергетический реактор на 440 МВт (ВВЭР-440)

ВВЭР-440 – это водо-водяной энергетический реактор мощностью в 440 МВт. Такая ядерная энергетическая установка стоит на двух российских атомных станциях: на Кольской АЭС (4 блока) и на Нововоронежской АЭС (2 блока).

ВВЭР-440 обладает тепловой мощностью 1370 МВт. На первом контуре имеет шесть циркуляционныхпетель. Каждая петля состоит из главного циркуляционного насоса, парогенератора, двух запорных задвижек с электроприводами и контурных трубопроводов из аустенитной стали с внутренним диаметром 500 мм. Схемой предусмотрена возможность отключения, разогрева, расхолаживания, опорожнения изаполнения каждой циркуляционной петли (рис.1).

В качестве теплоносителя изамедлителя применяется обычная вода под давлением. Рабочее давление на выходе из активнойзоны—12 МПа. Топливо перегружается под слоем воды при остановленном реакторе.

Предусмотрена возможностьпрофилактическихработ параллельно с перегрузкойтоплива.

Парогенераторы генерируют около 3000т в час сухого насыщенного пара давлением 4,6 МПа. Принятая технологическая схема обеспечивает пуск, остановку и нормальную работу АЭС в различных режимах.

На АЭС с четырьмя водо-водяными реакторами электрической мощностью 440 МВт предусмотрена установка восьми турбин номинальной мощностью 220 МВт каждая.

Активная зонадиаметром 2,88 м и высотой 2,5 м расположена в цилиндрическом корпусе реактора. Она собрана из 349 шестигранных кассет, из них 312 — рабочие, остальные – подвижные органы регулирования (рис.2 и 3). Кассеты подвижного органа регулирования выполняют функции управления и защиты реактора. Введениемили выведением их из активной зоны осуществляется аварийная защита, регулирование мощности в заданных пределах, компенсирование реактивности и т. д. Каждая рабочая кассета содержит 126 цилиндрических твэлов диаметром 9,1 мм. В центре кассеты размещается трубка, которая является конструкционным узлом системы дистанционирования твэлов.

В реакторе используются твэлы из UO2 с циркониевой оболочкой. Длина твэла – 2500 мм, его внешний диаметр – 9,1 мм, толщина оболочки – 0,65 мм. Оболочка выполняется из сплава Zr + 1% Nb, который имеет хорошие механические свойства и не корродирует в потоке воды в реакторе. Твэлы устанавливаются в кассете шестигранного сечения с диаметром вписанной окружности или с размером под ключ 144 мм. Твэлы расположены по треугольной решетке. Для предотвращения взаимного касания твэлов, а также их колебания по высоте кассеты предусмотрены дистанционирующие решетки на расстоянии 250 мм одна от другой. Кассета имеет кожух из циркония толщиною 2 мм. Зазор в 3 мм между кассетами в активной зоне обеспечивает возможность свободной установки и извлечения каждой из них /1/.

В реакторе ВВЭР-440 достигается выгорание топлива до 28000 МВ·сут/т U. В связи с этим обогащение догружаемого топлива принято равным 3,5%. Догрузка топлива производится один раз в год, причем по определенной программе заменяется одна третья от всех кассет. После очередной догрузки новых кассет избыток, реактивности реактора максимален. Он компенсируется раствором борной кислоты HВО3 в воде. По мере выгорания топлива концентрация раствора периодически понижается за счет поглощения его в ионообменном фильтре.

Для компенсации реактивности используются также 37 компенсирующих кассет, которые связаны с электрическими приводами системы регулирования, расположенными над верхней крышкой реактора. Каждая из компенсирующих кассет состоит из двух частей: нижней и верхней.

  • АлтГТУ 419
  • АлтГУ 113
  • АмПГУ 296
  • АГТУ 267
  • БИТТУ 794
  • БГТУ «Военмех» 1191
  • БГМУ 172
  • БГТУ 603
  • БГУ 155
  • БГУИР 391
  • БелГУТ 4908
  • БГЭУ 963
  • БНТУ 1070
  • БТЭУ ПК 689
  • БрГУ 179
  • ВНТУ 120
  • ВГУЭС 426
  • ВлГУ 645
  • ВМедА 611
  • ВолгГТУ 235
  • ВНУ им. Даля 166
  • ВЗФЭИ 245
  • ВятГСХА 101
  • ВятГГУ 139
  • ВятГУ 559
  • ГГДСК 171
  • ГомГМК 501
  • ГГМУ 1966
  • ГГТУ им. Сухого 4467
  • ГГУ им. Скорины 1590
  • ГМА им. Макарова 299
  • ДГПУ 159
  • ДальГАУ 279
  • ДВГГУ 134
  • ДВГМУ 408
  • ДВГТУ 936
  • ДВГУПС 305
  • ДВФУ 949
  • ДонГТУ 498
  • ДИТМ МНТУ 109
  • ИвГМА 488
  • ИГХТУ 131
  • ИжГТУ 145
  • КемГППК 171
  • КемГУ 508
  • КГМТУ 270
  • КировАТ 147
  • КГКСЭП 407
  • КГТА им. Дегтярева 174
  • КнАГТУ 2910
  • КрасГАУ 345
  • КрасГМУ 629
  • КГПУ им. Астафьева 133
  • КГТУ (СФУ) 567
  • КГТЭИ (СФУ) 112
  • КПК №2 177
  • КубГТУ 138
  • КубГУ 109
  • КузГПА 182
  • КузГТУ 789
  • МГТУ им. Носова 369
  • МГЭУ им. Сахарова 232
  • МГЭК 249
  • МГПУ 165
  • МАИ 144
  • МАДИ 151
  • МГИУ 1179
  • МГОУ 121
  • МГСУ 331
  • МГУ 273
  • МГУКИ 101
  • МГУПИ 225
  • МГУПС (МИИТ) 637
  • МГУТУ 122
  • МТУСИ 179
  • ХАИ 656
  • ТПУ 455
  • НИУ МЭИ 640
  • НМСУ «Горный» 1701
  • ХПИ 1534
  • НТУУ «КПИ» 213
  • НУК им. Макарова 543
  • НВ 1001
  • НГАВТ 362
  • НГАУ 411
  • НГАСУ 817
  • НГМУ 665
  • НГПУ 214
  • НГТУ 4610
  • НГУ 1993
  • НГУЭУ 499
  • НИИ 201
  • ОмГТУ 302
  • ОмГУПС 230
  • СПбПК №4 115
  • ПГУПС 2489
  • ПГПУ им. Короленко 296
  • ПНТУ им. Кондратюка 120
  • РАНХиГС 190
  • РОАТ МИИТ 608
  • РТА 245
  • РГГМУ 117
  • РГПУ им. Герцена 123
  • РГППУ 142
  • РГСУ 162
  • «МАТИ» — РГТУ 121
  • РГУНиГ 260
  • РЭУ им. Плеханова 123
  • РГАТУ им. Соловьёва 219
  • РязГМУ 125
  • РГРТУ 666
  • СамГТУ 131
  • СПбГАСУ 315
  • ИНЖЭКОН 328
  • СПбГИПСР 136
  • СПбГЛТУ им. Кирова 227
  • СПбГМТУ 143
  • СПбГПМУ 146
  • СПбГПУ 1599
  • СПбГТИ (ТУ) 293
  • СПбГТУРП 236
  • СПбГУ 578
  • ГУАП 524
  • СПбГУНиПТ 291
  • СПбГУПТД 438
  • СПбГУСЭ 226
  • СПбГУТ 194
  • СПГУТД 151
  • СПбГУЭФ 145
  • СПбГЭТУ «ЛЭТИ» 379
  • ПИМаш 247
  • НИУ ИТМО 531
  • СГТУ им. Гагарина 114
  • СахГУ 278
  • СЗТУ 484
  • СибАГС 249
  • СибГАУ 462
  • СибГИУ 1654
  • СибГТУ 946
  • СГУПС 1473
  • СибГУТИ 2083
  • СибУПК 377
  • СФУ 2424
  • СНАУ 567
  • СумГУ 768
  • ТРТУ 149
  • ТОГУ 551
  • ТГЭУ 325
  • ТГУ (Томск) 276
  • ТГПУ 181
  • ТулГУ 553
  • УкрГАЖТ 234
  • УлГТУ 536
  • УИПКПРО 123
  • УрГПУ 195
  • УГТУ-УПИ 758
  • УГНТУ 570
  • УГТУ 134
  • ХГАЭП 138
  • ХГАФК 110
  • ХНАГХ 407
  • ХНУВД 512
  • ХНУ им. Каразина 305
  • ХНУРЭ 325
  • ХНЭУ 495
  • ЦПУ 157
  • ЧитГУ 220
  • ЮУрГУ 309

Полный список ВУЗов

  • О проекте
  • Реклама на сайте
  • Правообладателям
  • Правила
  • Обратная связь

Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).

Источник

АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМ РЕАКТОРОМ

В настоящее время в России работают два типа водо-водяных реакторов с водным теплоносителем: ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Цифры обозначают электрическую мощность АЭС. В этих реакторах на тепловых нейтронах функции замедлителя нейтронов и теплоносителя выполняет одна и та же циркулирующая через активную зону реактора вода.

Параметры ВВЭР-440. Активная зона имеет размеры: диаметр 2,88 м, высота – 2,5 м и состоит из 349 шестигранных ТВС с размерами «под ключ» 144 мм. В каждой ТВС находится 126 твэлов в гексагональной решетке. Диаметр каждого твэла 9,1 мм, толщина оболочки – 0,65 мм. Диаметр таблеток топлива – 7,6 мм. Загрузка реактора ураном – 42 т, обогащение урана по 235 U составляет 3,5%. Среднее выгорание топлива – 28 МВт.сут/кг, максимальное – 42 МВт.сут/кг. За пределами активной зоны размещается стальная обечайка – тепловая защита корпуса реактора, снижающая нагрузку на корпус за счет поглощения основной доли энергии нейтронов и гамма-квантов, покидающих активную зону. Размещение ТВС в активной зоне реактора и твэлов в ТВС показано на рис. 6.2.

Рис. 6.2. Сечение активной зоны (а) и ТВС (б) реактора ВВЭР-440

1 – ТВС; 2 – тепловая защита; 3 – опорный цилиндр; 4 – отражатель (20 см воды); 5 – стенка корпуса реактора; 6 – наплавка из нержавеющей стали; 7 – двуокись урана; 8 – циркониевая оболочка; 9 – циркониевая стенка; 10 – циркониевй разделитель.

Отвод тепла – двухконтурный. Вода с температурой 270 о С подается через 6 нижних патрубков корпуса (рис. 6.3), опускается вдоль стенки корпуса вниз, выполняя роль бокового отражателя нейтронов, а затем проходит через ТВС активной зоны снизу-вверх нагреваясь и через верхние патрубки направляется в парогенератор. Давление в корпусе реактора – 12,5 Мпа, во втором контуре – 4,7 Мпа. В парогенераторе вода второго контура превращается в пар, который с температурой около 260 о С подается в турбину. КПД АЭС – около 32%.

Корпус реактора изготавливается из высокопрочной низколегированной стали. На его внутреннюю поверхность наносится двойная восьмимиллиметровая наплавка из нержавеющей стали, предотвращающая коррозию. Толщина стенки корпуса реактора в цилиндрической части – 140 мм.

Перегрузка топлива в корпусном реакторе возможна только при снятой крышке реактора и поэтому требует остановки реактора, которая длится 3-4 недели. Работа реактора на мощности составляет 300-330 суток в году.

Через уплотнения в крышке реактора пропущены штанги приводов СУЗ, а для уменьшения их числа реактивность частично компенсируется введенным в теплоноситель первого контура бором. Подвижные элементы СУЗ состоят из двух частей: верхняя – поглощающая, нижняя топливная. При движении вверх достигается двойной эффект: поглотитель удаляется из активной зоны, а делящийся материал – вводится.

Рис. 6.3. Реакторы ВВЭР-440 (слева) и ВВЭР-1000 (справа)

1 – блок управления с приводами СУЗ; 2 – активная зона; 3 – корпус реактора.

Параметры ВВЭР-1000. Активная зона имеет диаметр 3,12 м и высоту 3,5 м. Размещается в корпусе примерно того же диаметра, что и ВВЭР-440. Большая мощность достигнута за счет увеличения высоты активной зоны, выравниванию поля энерговыделения и увеличения средней линейной нагрузки на твэлы со 131 до 176 Вт/см. Обогащение топлива увеличено до 4,4%. Твэл имеет такую же геометию, как в ВВЭР-440, но большей длины. Загрузка урана – 66 т, средняя глубина выгорания – около 40 МВт.сут/кг. В активной зоне располагается 163 шестигранных ТВС с размером «под ключ» 238 мм. В каждой ТВС по 317 твэлов и по 18 направляющих трубок для движущихся поглотителей. Повышена температура теплоносителя на выходе реактора до 321 о С, давление в первом контуре до 16 Мпа, толщина цилиндрической части корпуса реактора до 210 мм, а около патрубков – до 255 мм. Во втором контуре вырабатывается пар при давлении 6 Мпа с температурой 275 о С. КПД АЭС увеличен до 33%.

Особенности энергетических ядерных реакторов. Для энергетических ядерных реакторов особенно важны 2 аспекта:

· Безопасность: из-за расположения в районах потребления электроэнергии и тепла с высокой плотностью населения безопасность населения должна быть обеспечена техническими решениями и организацией эксплуатации;

· Экономика: цены на отпускаемую электроэнергию и тепло должны конкурировать с ценами на продукцию других способов производства энергии; здесь необходимо учитывать капитальные и эксплуатационные затраты, а также затраты на вывод из эксплуатацию.

Капитальные затраты на сооружение АЭС с ядерными реакторами весьма высоки – 2-4 тыс. $ за 1 кВт установленной мощности и растут с каждым годом из-за увеличения расходов на дополнительные системы безопасности. Однако цена отпускаемой энергии для АЭС все же ниже, чем для тепловой энергетики из-за значительно меньшей топливной составляющей. Однако до настоящего времени не проработаны до конца вопросы вывода из эксплуатации АЭС и захоронения радиоактивных отходов.

К особенностям АЭС относится то, что они работают в базовом режиме отпуска электроэнергии, т.е. работают на номинальном уровне мощности почти весь год, за исключением нескольких недель, в течение которых производится перегрузка топлива и планово-предупредительные ремонты оборудования. Все пиковые нагрузки потребления электроэнергии покрываются тепловыми и гидростанциями.

Дата добавления: 2015-06-17 ; просмотров: 1721 ; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ

Источник

ВВЭР-440

1971 — настоящее время (2016)

ВВЭР-440водо-водяной энергетический реактор мощностью (электрической) 440 МВт, разработанный в СССР.

Разработчик ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской области). Научный руководитель — Курчатовский институт. Первоначально планировался на электрическую мощность 500 МВт, но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт). В настоящее время у некоторых энергоблоков за счёт модернизации номинальная мощность увеличена. Максимально на финской АЭС Ловииса (510 МВт).

Содержание

Характеристика ВВЭР-440
Тепловая мощность реактора, МВт 1375
К. п. д., % 32,0
Давление пара перед турбиной, атм 44,0
Давление в первом контуре, атм 125
Температура воды, °C:
на входе в реактор 269
на выходе из реактора 300
Диаметр активной зоны, м 2,88
Высота активной зоны, м 2,50
Диаметр ТВЭЛа, мм 9,1
Число ТВЭЛов в кассете 126
Загрузка урана, т 42
Среднее обогащение урана, % 3,5
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 28,6

Характеристика реактора ВВЭР-440

Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет, часть которых используется как рабочие органы СУЗ. Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа — цирконий, легированный ниобием (1 %).

ВВЭР-440 работает в режиме 4—6 частичных перегрузок кассет за кампанию, длящуюся примерно 3—6 лет. Через каждые 280—290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4—1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой.

В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с выгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний, эрбий — для ВВЭР, эрбий — для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо, и иметь больший запас реактивности в течение топливной кампании, что позволяет использовать одну кассету с топливом не 3—4 года, а 5—6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.

Мощностный коэффициент реактивности ВВЭР — отрицательная величина. На Нововоронежской АЭС он используется для увеличения интервала между перегрузками кассет во время максимального потребления электроэнергии осенью и зимой. Перед частичной перегрузкой реактор переводят на некоторое время в режим саморегулирования. Мощность реактора медленно понижается, вследствие чего освобождается реактивность. Она и расходуется на компенсацию дополнительного выгорания топлива.

Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой.

На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и γ-излучение. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального — 9 см.

СУЗ ВВЭР-440 имеет две независимые системы: систему АРК и систему борного регулирования. Первая система из 37 АРК обеспечивает управление реактором в нестационарных режимах и выключение реактора. Нижним ярусом АРК служит кассета с ТВЭЛами. Верхний ярус АРК заполнен элементами из бористого сплава. АРК укреплены на штоках, выходящих наверх через крышку корпуса. Они перемещаются в вертикальном направлении электродвигателями и в аварийных случаях сбрасываются в нижнюю часть корпуса. После сбрасывания место топливного яруса АРК в активной зоне занимает поглотитель из бористого сплава.

Медленные изменения реактивности (выгорание ядерного топлива, отравление, шлакование и др.) компенсирует система борного регулирования. Применение системы борного регулирования упростило СУЗ реактора, и количество АРК уменьшилось с 73 (ВВЭР-365) до 37 (ВВЭР-440).

Схема энергоблока с реактором ВВЭР-440 состоит из двух контуров, первый их которых относится к реакторной установке, а второй — к паротурбинной. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 275 °C), вращающего турбогенераторы.

Реакторные установки с реактором ВВЭР-440

Существует 3 проекта реакторных установок на ВВЭР-440, отличающиеся, в основном, компоновками аппаратных отделений и системами безопасности. Кроме того, проект В270 разрабатывался с учётом сейсмичности площадки строительства.

Реакторная установка ВВЭР-440 В-230

  • В189 — 3,4 блоки Нововоронежской АЭС
  • В230- 1,2 блоки Кольской АЭС
  • 1,2,3,4 блоки АЭС Козлодуй (Болгария);
  • 1,2,3,4,5 блоки АЭС Грейфсвальд (ГДР/ Германия);
  • 1,2 блоки АЭС Богунице (Словакия);

Реакторные установки проекта В230 первоначально не имели гидроёмкостей САОЗ, 2-х комплектов аварийных защит, поканального разделения систем безопасности и электропитания, поэтому не соответствовали ПБЯ, ужесточённым после Чернобыльской аварии. После проведения реконструкции, первоначальный проект подвергся серьёзным изменениям с целью добиться выполнения современных требований ПБЯ. Единственное серьёзное отличие модернезированного проекта В230 от В213 — установка струйно-вихревого конденсатора (СВК) для защиты от чрезмерного повышения давления в гермообъёме, вместо шахты локализации аварии (ШЛА) и отсутствие гидроёмкостей САОЗ, функцию которых выполняют аварийные питательные насосы (АПН) и дизельная насосная установка (на Кольской АЭС).

Реакторная установка ВВЭР-440 В-213

  • В213 — 3,4 блоки Кольской АЭС; Пакш (Венгрия); Дукованы (Чехия); 1,2 блоки АЭС Ловииса (Финляндия); 3,4 блоки Богунице (Словакия); 1,2 блоки Ровенской АЭС (Украина)

В более позднем проекте реакторной установки В213 присутствует 3 канала системы безопасности, включающие пассивную систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Реакторные установки этого проекта практически полностью соответствуют современным требованиям правил ядерной безопасности (ПБЯ).

Реакторная установка ВВЭР-440 В-270

  • В-270 — 1,2 блоки Армянской АЭС (Республика Армения).

Проект В-270 разрабатывался с учётом сейсмичности площадки строительства. Основой для него был проект В-230.

Реакторная установка ВВЭР-440 В-318

  • В-318 — 1,2 блоки АЭС Хурагуа (Республика Куба).

Проект В-318 разрабатывался на экспорт, с гермооболочкой. Основой для него был проект В-213. Станция была практически готова, за исключением АСУ ТП, которую должен был монтировать Siemens, но по экономическим причинам этого так и не смогли осуществить. В 1992 году строительство было остановлено [1] .

АЭС с ВВЭР-440

  • 3 и 4 блоки Нововоронежской АЭС
  • 1-4 блоки на Кольской АЭС
  • 1 и 2 блоки (дубльблок) Ровенской АЭС Украина
  • АЭС Ловииса в Финляндия
  • 1, 2, 3, 4 блоки АЭС КозлодуйБолгария
  • 1, 2, 3, 4, 5 блоки АЭС Грейфсвальд Германия — остановлена после объединения Германии
  • АЭС ПакшВенгрия
  • АЭС ДукованыЧехия
  • 3,4 блоки АЭС Богунице Словакия
  • 2 блок Армянская АЭСАрмения (1 блок остановлен)
  • 1 блок АЭС Мо́ховце (Словакия, пущен в октябре 1998)
  • 2 блок АЭС Мо́ховце (Словакия, пущен в марте 2000)

Реконструкция АЭС с ВВЭР-440

В настоящее время все РУ проекта В-230 на территории России путём реконструкции, обошедшейся примерно в 25 млн евро/1 блок, приведены в соответствие современным требованиям правил ядерной безопасности. В результате чего Ростехнадзор продлил их эксплуатацию на 15 лет.

В настоящее время планируется провести реконструкцию РУ проекта В-213, при этом, кроме замены автоматики, планируется заменить часть цилиндров низкого давления турбин и за счёт поднятия их КПД увеличить мощность блока до 510 МВт. Срок эксплуатации при этом планируется продлить на 20 лет.

Примечания

  1. С. ЖуравлевИз истории отрасли. АЭС на Острове Свободы. Интервью с Ларисой Мирончик. Росатом (12 апреля 2010). Архивировано из первоисточника 24 августа 2011.Проверено 1 ноября 2010.

Wikimedia Foundation . 2010 .

Смотреть что такое «ВВЭР-440» в других словарях:

ВВЭР-1000 — Монтаж корпуса реактора ВВЭР 1000 на Балаковской АЭС Тип реактора водо водяной … Википедия

ВВЭР — (Водо водяной энергетический реактор) водо водяной корпусной энергетический ядерный реактор. Научный консультант: ИАЭ им. Курчатова Разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области). Изготовитель: Ижорские заводы (Санкт… … Википедия

ВВЭР-1200 — ВВЭР (Водо водяной энергетический реактор) водо водяной корпусной энергетический ядерный реактор. Научный консультант: Институт им. Курчатова Разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области). Изготовитель: Ижорские заводы (Санкт… … Википедия

Список АЭС с реакторами ВВЭР — Основная статья: Водо водяной энергетический реактор Список включает все атомные электростанции, в состав которых входят энергоблоки с реакторами ВВЭР действующими, закончившими работу, а также строящимися и теми, чьё строительство было… … Википедия

WWER-440 — WWER Entwickler/Hersteller: Gidropress Entwicklungsland: Russland Reaktordaten Reaktortyp … Deutsch Wikipedia

Список АЭС мира — См. также: Атомная энергетика по странам В 30 странах мира эксплуатируется 194 атомных электростанций с 437 энергоблоками общей электрической мощностью 371 762 МВт. 64 энергоблока находятся на стадии сооружения. 142 энергоблока закрыты, ещё 1 не… … Википедия

Водо-водяной энергетический реактор — См. также: Список АЭС с реакторами ВВЭР ВВЭР (Водо Водяной Энергетический Реактор) водо водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок,… … Википедия

Атомные реакторы, спроектированные и построенные в СССР — Перечень по типам стационарных энергетических установок, которые применяются на атомных электростанциях. Содержание 1 Графито водные реакторы 2 Легководные реакторы (корпусные ВВЭР) … Википедия

Атомные реакторы — Атомные реакторы, спроектированные и построенные в СССР Перечень по типам стационарных энергетических установок, которые применяются на атомных электростанциях. Содержание 1 Графито водные реакторы 2 Легководные реакторы (корпусны … Википедия

Перечень атомных реакторов — Перечень по типам стационарных энергетических установок, которые применяются на атомных электростанциях. Содержание 1 Графито водные реакторы 2 Легководные реакторы (корпусные ВВР) … Википедия

Источник

Поделиться с друзьями
Электрика и электроника
Adblock
detector