Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) — серия советских/российских водо-водяных корпусных энергетических ядерных реакторов с водой под давлением (представители одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире).

ВВЭР был разработан в СССР одновременно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР-70 стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР: научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва) разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) изготовитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), Атоммаш (г. Волгодонск, с начала 90-х до 2012 года производство реакторов было остановлено) и компания ŠKODA JS (Чехословакия, до начала 90-х)

Характеристики ВВЭР Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200(В-392M) ВВЭР-ТОИВВЭР-600Тепловая мощность реактора, МВт760 1325 1375 3000 321233001600К. п. д., (нетто) % 25,5 25,7 29,7 31,735,7Некоторые источники указывают цифру 34,8. 37,935Давление пара, кгс/см² перед турбиной 29,0 29,0 44,0 60,0 70,0 в первом контуре 100 105 125 160,0165,1 165.2162Температура воды, °C: на входе в реактор 250 250 269 289 298,2297,2299 на выходе из реактора 269 275 300 319328,6 328,8325Диаметр активной зоны, м 2,88 2,88 2,88 3,12—Высота активной зоны, м 2,50 2,50 2,50 3,50—3,73Диаметр ТВЭЛа, мм 10,2 9,1 9,1 9,1 9,1 9,1Число ТВЭЛов в кассете (ТВС) 90 126 126 312 312 313 Количество кассет (ТВС)349 (312+АРК (СУЗ) 37)349 (276+АРК 73)349 (276+АРК 73), (312+АРК 37) Кольская151 (109+СУЗ 42), 163163 163121Загрузка урана, т 38 40 42 6676-85,587,3Среднее обогащение урана, % 2,0 3,0 3,5 4,264,69Среднее выгорание топлива, МВт·сут/кг 13,0 27,0 28,6 48,455,5

Достоинства и недостатки Достоинства Природная доступность замедлителя и теплоносителя (воды); Бо́льшая безопасность из-за двухконтурности, по сравнению с РБМК и кипящими реакторами (BWR). Четыре барьера безопасности: топливная таблетка, оболочка ТВЭЛ, границы первого контура, герметичное ограждение реакторного отделения. Отрицательный паровой коэффициент реактивности (при вскипании или утекании воды реакция замедляется). Отработанность технологии ВВЭР. Реакторы хорошо изучены. Современный уровень техники позволяет гарантировать безопасную работу реактора в течение минимум 60-80 лет, с последующим продлением срока эксплуатации; Меньшее количество персонала по сравнению с РБМК (если сравнить Калининскую АЭС (ВВЭР) с Курской то окажется что на Курской работает на 900 человек больше, а электроэнергии было выработано меньше); Дешёвое топливо. Есть возможность иметь несколько поставщиков из разных стран. В среднем одна ТВС используется 5—6 лет. Раз в год заменяется 15-20 % «выгоревшего» топлива. Простота хранения отработавшего топлива; Относительная простота очищения воды первого контура при выводе из эксплуатации (с помощью выпаривания количество РАО можно сократить в 50-70 раз).

Недостатки Невозможность перегрузки топлива без остановки реактора по сравнению с канальными реакторами РБМК и CANDU; Коррозийность воды и необходимость поддержания её химических параметров (химического состава, pH). Необходимость отвода водорода в первом контуре, образующегося в результате радиолиза воды; Необходимость применения борного регулирования; Необходимость поддержания высокого давления для предотвращения вскипания при Т = 300—360 °C и как следствие большая опасность при авариях по сравнению с другими реакторами (жидкометаллическими), имеющими меньшее давление; Наличие 2 контуров и необходимость парогенераторов, по сравнению с кипящими реакторами (BWR), однако наличие 2-го контура является третьим барьером на пути распространения радиоактивных веществ при эксплуатации и авариях (как, например, при аварии на АЭС Три-Майл-Айленд); Меньшая равномерность выгорания по сравнению с реакторами типа РБМК; Относительно высокое поглощение нейтронов водой что вынуждает использовать обогащённый уран и строить завод для его обогащения, по сравнению с реакторами на тяжёлой воде и природном уране.

Классификация + Модели ВВЭР Поколение Имя Модель Страна Энергоблок I ВВЭР В-210 (В-1) Россия Нововоронеж-1 (закрыта) В-70 (В-2) Германия Райнсберг (KKR) (закрыта) В-365 (В-3М) Россия Нововоронеж-2 (закрыта) II ВВЭР-440 В-179 Россия Нововоронеж-3 (закрыта) Нововоронеж-4 (модернизирована) В-230 Россия Кола 1-2 (1 блок модернизирован, 2 реконструкция) Германия Грайфсвальд 1-4 (закрыта) Болгария Козлодуй 1-4 (закрыта) Словакия Богунице 1-2 (закрыта) В-213 Россия Кола 3-4 Германия Грайфсвальд-5 (закрыта) Украина Ровно 1-2 Венгрия Пакш 1-4 Чехия Дукованы 1-4 Финляндия Ловииса 1-2 Словакия Богунице 3-4Моховце 1-2 В-213+ Словакия Моховце 3Моховце 4 (идёт пусконаладка) В-270 Армения Армянская-1 (закрыта) Армянская-2 III ВВЭР-1000 В-187 Россия Нововоронеж-5 В-302 Украина Южно-Украинск-1 В-338 Украина Южно-Украинск-2 Россия Калинин 1-2 В-320 Россия Балако́во 1-4Калинин 3-4Ростов 1-4 Украина Ровно 3-4Запорожье 1-6Хмельницкий 1-2Южно-Украинск-3 Болгария Козлодуй 5-6 Чехия Темелин 1-2 В-428 Китай Тяньвань 1-2 В-428М Китай Тяньвань 3-4 В-412 Индия Куданкулам 1-2 Куданкулам 3-6 (идёт строительство) В-446 Иран Бушер-1 III+ ВВЭР-1000 В-528 Иран Бушер-2 (идёт строительство) ВВЭР-1200 В-392M Россия Нововоронеж 6-7 В-491 Россия Балтийск 1-2 (стройка заморожена)Ленинград 2 1-2Ленинград 2 3-4 (идёт строительство) БелоруссияБеларусь 1-2КитайТяньвань 7-8 (идёт строительство) Сюйдапу 3-4 (идёт строительство) В-509 Турция Аккую 1-4 (идёт строительство) В-523 Бангладеш Руппур 1-2 (идёт строительство) В-529 Египет Эль-Дабаа 1-4 (идёт строительство) Венгрия Пакш-2-1 (идёт строительство) ВВЭР-1300 В-510К Россия Курск 2 1 Курск 2 2-3 (идёт строительство)

ВВЭР-210 ВВЭР-210 (В-1), созданный в Курчатовском институте, стал первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа. Физический пуск «с открытой крышкой» был проведён в декабре 1963 года, 8 сентября 1964 года реактор был выведен в критическое состояние, 30 сентября подключён к энергосети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС). К 27 декабря реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире. На нём были отработаны традиционные технические решения: шестигранная форма кассет, материалы для оболочек твэлов, форма, материалы, корпус и опора реактора, приводы СУЗ, системы температурного контроля и энерговыделения. За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г.

В 1984 году первый блок был выведен из эксплуатации.

ВВЭР-70 В соответствии с Постановлением Совета министров СССР от 17 июля 1956 года в октябре 1956 года Институтом атомной энергии было разработано техническое задание на проект ВВЭР электрической мощностью 70 МВт для АЭС «Райнсберг» в ГДР. В январе 1957 года началась разработка ОКБ «Гидропресс» технического проекта ВВЭР-70 (В-2). В конце 1958 года технический проект реактора В-2 был закончен. Разработка проекта В-2 велась с разрывом времени менее двух лет с проектом В-1, поэтому многие технические решения были аналогичны, но были и принципиальные отличия — крышка реактора полуэллиптической формы вместо плоской, однорядное расположение патрубков Ду 500.

После успешного завершения горячей обкатки, физического и энергетического пусков АЭС «Райнсберг» была 6 мая 1966 года включена в электрическую сеть и 11 октября 1966 года сдана в эксплуатацию. Эта АЭС была в эксплуатации до 1988 года и по исчерпании проектного срока службы была снята с эксплуатации. Срок службы можно было продлить, но после объединения Германии АЭС была закрыта из-за различий в стандартах безопасности.

ВВЭР-365 Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365: увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С; сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счёт добавления 2 петель; принятие принципа «сухой» перегрузки кассет; применение выгорающих поглотителей; создание универсальных регулирующих кассет; снижение неравномерности нейтронного поля. Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счёт уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора.

Блок был построен и запущен в 1969 году. Реактор ВВЭР-365 является промежуточным между первым и вторым поколениями.

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. ВВЭР-365 выведен из эксплуатациисайт Нововоронежской АЭС .

ВВЭР-440

Разработчик — ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской области). Первоначально планировался на мощность 500 МВт (электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт).

ВВЭР-440 действуют на: 3 и 4 блоках Нововоронежской АЭС Кольской АЭС 1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС 1 и 2 блоках АЭС «Ловииса» (Финляндия) 1-4 блоках АЭС «Козлодуй» (Болгария) 1-4 блоках АЭС «Пакш» (Венгрия) 3 и 4 блоках АЭС «Богунице» (Словакия) 1 и 2 блоках АЭС «Моховце» (Словакия) 1-4 блоках АЭС «Дукованы» (Чехия) 2 блок Армянской АЭС а также действовали/строились на ныне закрытой восточно-германской АЭС «Грайфсвальд».

С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.

ВВЭР-1000

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, приводом может перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ). Сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП (Стержень выгорающего поглотителя) диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.

Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 тАтомные стройки " Реактор Ростовской АЭС — на своём месте .