Vodo-vodní energetický reaktor VVER-1000 () je jaderný reaktor řady VVER s jmenovitým elektrickým výkonem kolem 1000 MW a tepelným výkonem 3000 MW. Tento typ reaktoru je od října 2018 nejrozšířenějším tlakovodním reaktorem. Z 60 celosvětově provozovaných reaktorů VVER je 37 reaktorů právě typu VVER-1000, což je 7,5 % z celkového počtu energetických reaktorů na světě.
Jedná se o reaktor energetický, tlakovodní, heterogenní, s tepelnými neutrony. Voda slouží jako chladivo, moderátor a reflektor neutronů.
Jaderné palivo je obsaženo v palivových souborech, sestávající z palivových tyčí obsahujících tablety (pelety) oxidu uraničitého, mírně obohaceného izotopem uranu-235.
Prvním energetickým blokem s reaktorem VVER-1000 byl pátý blok Novovoroněžské JE (reaktor V-187), spuštěný v květnu 1980. Nejběžnější modifikací je sériový reaktor V-320. Výstavba bloků VVER-1000 v současnosti probíhá pouze v Íránu a Indii.
Tvůrci reaktorů VVER vědecký poradce: Kurčatovův Institut (Moskva), hlavní designér: OKB „Gidropress“ (Podolsk), výrobce: Ižorské závody (Kolpino, Rusko) a Škoda JS (Plzeň, ČR). Do začátku 90. let a později znovu od roku 2012 vyrábí reaktory také obnovený závod Atommaš (Volgodonsk, Rusko).
Historie vývoje a konstrukce
Počátky VVER začal být vyvíjen v Sovětském svazu souběžně s RBMK. Na počátku 50. let se již uvažovalo o několika variantách reaktorových zařízení pro jaderné ponorky. Mezi nimi byla také koncepce reaktoru vodou chlazeným a vodou moderovaným, jejíž myšlenku navrhl v Kurčatovově institutu S. M. Feinberg. Tato možnost byla přijata i pro vývoj civilních energetických reaktorů. Práce na projektu začaly v roce 1954. V roce 1955 institut OKB „Gidropress“ začal vyvíjet design. Vědecké vedení prováděli I. V. Kurčatov a A. P. Aleksandrov.
Zpočátku bylo prozkoumáváno několik variant, jejichž zadání pro návrh předložil Kurčatovův institut v květnu 1955. Jednalo se o: VES-1 – vodo-vodní reaktor s hliníkovou aktivní zónou pro nízké parametry páry, VES-2 – se zirkonovou aktivní zónou a zvýšenými parametry páry, EGV – vodní plynový reaktor s přehříváním páry, EG – plynový reaktor s grafitovým moderátorem. Dále byla zvažována možnost spojení VES-2 do jednoho energetického bloku pro výrobu saturované páry a EG pro přehřívání této páry. Ze všech možností byl pro další vývoj vybrán VES-2.
Původně měl prototypový model reaktoru VER-2 používat 110 tun přírodního uranu a 12–15 tun s obohacením okolo 25 %, ale v roce 1957 bylo rozhodnuto použít homogenní jádro s 1–3% obohacením. Zcela se změnila také konstrukce palivových souborů, změnily se geometrické rozměry reaktoru a zvýšilo se mnoho tepelných parametrů. Finální verze reaktoru, která vycházela z VES-2 byl VVER-210, jehož výstavba se uskutečnila v roce 1964 v Novovoroněžské jaderné elektrárně, která se stala první komerční jadernou elektrárnou s reaktorem VVER.
V roce 1970 byl spuštěn 2. blok novovoroněžské JE s reaktorem VVER-365 a v roce 1971 3. blok téže elektrárny s reaktorem VVER-440, který se stal sériovým sovětským reaktorem první generace. Jaderné elektrárny s VVER-440 se rozšířily, bylo postaveno mnoho energetických bloků jak v SSSR, tak v jiných zemích východního bloku včetně Československa. Prvním projektem druhé generace, který zahrnuje bloky s VVER-1000, byl energetický blok JE Loviisa s VVER-440 vyvinutý pro jadernou energetiku Finska. V letech 1977 a 1980 byly na této stanici spuštěny dva energetické bloky, při jejichž vzniku bylo využito mnoho technologických řešení, které byly později realizované v JE s VVER-1000, např. železobetonový kontejnment. alt=Památník I. V. Kurčatova|náhled|Památník I. V. Kurčatova Práce na vývoji VVER-1000 začaly v roce 1966. Do roku 1969 byly v Kurčatovově institutu připraveny zadávací podmínky pro návrh projektu, které schválil jeho vědecký vedoucí A. P. Alexandrov. Do roku 1971 byl projekt VVER-1000 zhotoven institutem Gidropress pod vedením hlavního konstruktéra V. V. Stekolnikova a schválen SSSR Minsredmash.
Nominální výkon reaktorů VVER se zvýšil ze 440 na 1000 MW v důsledku zvětšení aktivní zóny, zvýšení hustoty energie paliva a zvýšení průtoku chladiva reaktorem. Objem aktivní zóny se zvětšil asi 1,5krát v důsledku zvýšení její výšky (podmínka pro možnost přepravy železnicí SSSR ukládala omezení příčných rozměrů reaktoru). Výkon se však zvýšil více než 2krát, což si vyžádalo zvýšení průměrné hustoty aktivní zóny jádra o cca 40 %. Zároveň se vývojářům podařilo snížit koeficienty nerovnoměrného uvolňování energie o cca 30 %. Rychlost chladicí kapaliny v reaktoru se zvýšila ze 4,1 na 5,7 m/s, tlak v primárním okruhu z 12,5 MPa na 16 MPa.
Změněna byla i některá technologická řešení, např. počet smyček pro cirkulaci chladiva byl snížen ze šesti ve VVER-440 na čtyři u VVER-1000. Výkon každé smyčky se tak stal 750 MWth (tepelných) namísto předchozích 250 MWth. Jednotková kapacita hlavních oběhových čerpadel, parogenerátorů a dalších komponent se tedy zvýšila více než 3krát. Vnitřní průměr hlavního potrubí primárního okruhu se zvětšil z 0,50 na 0,85 m. V souvislosti s použitím nových cirkulačních čerpadel s elektromotorem na dálkové ovládání, které měly prodlouženou dobu doběhu v důsledku vážených setrvačníků, bylo jednodušší řešit problém se spolehlivostí napájení pro vlastní potřebu, protože nebylo potřeba složitých přídavných zařízení (pomocné generátory nezávislé na vnějším energetickém systému).
Významnou novinkou, již testovanou na některých blocích s reaktorem VVER-440, bylo umístění hlavního zařízení bloku do silného ochranného pláště z předpjatého železobetonu s vnitřní plynotěsnou výstelkou, takzvaného kontejnmentu. Obecně byly bloky, co se týče stavební části vážně vylepšeny z důvodu dispozičního a dalšího konstrukčního řešení.
Prvním důležitým projektem elektrárny byla modifikace V-187 realizovaný na 5. bloku Novovoroněžské JE. Později byl reaktor výrazně vylepšen, hlavní zařízení reaktorového bloku také doznalo některých změn, především ve smyslu zjednodušení dispozičního řešení a následně zlepšení bezpečnostních systémů.
Veškerý konstrukční vývoj reaktorů VVER-1000 lze rozdělit do několika modifikací:
V187 – pilotní reaktor, prototyp dalších sériových projektů; V302 a V338 – tzv. „malá série“. Modernizované palivové soubory, pohony regulačních tyčí, přepážka reaktoru; V320 – „velká série“, sériové reaktory. Modernizován horní blok reaktoru, dno šachty, senzory řízení uvnitř reaktoru; V392, V392B, V412, V428, V446, V466B – reaktory III. generace se zvýšenou bezpečností. Aktivní zóna, horní blok a nádoba reaktoru byly modernizovány.
Nejnovější vývoj elektráren s reaktory VVER-1000 se zlepšenými bezpečnostními charakteristikami, z nichž jeden byl implementován v elektrárně Tchienwan (projekt V-428), vytvořil základ nových reaktorů VVER-1200 (projekt AES-2006). První z těchto bloků byly použity v Novovoroněži a Leningradu, které jsou stále v provozu. +Vývojové řady VVER-1000Vývojový modelPočet postavených jednotek (ve výstavbě)PopisVVER-1000/1871Prototyp v Novovoroněži, první VVER-1000VVER-1000/3021Předchůdce 338VVER-1000/3383Náhrada za 302, kvůli chybnému výpočtu potřebných regulačních tyčíVVER-1000/32025 (+2) (6 dlouhodobě mimo provoz) Sériový VVER-1000 (velká série)VVER-1000/3410Zamýšleno pro 3. blok LoviisaVVER-1000/3920Sériový model, nástupce VVER-1000/320 s úpravami, seismická odolnostVVER-1000/392B0Založeno na 320 a 392, modernizovaný kontejnmentVVER-1000/4100Založeno na 392VVER-1000/4122Indie, založeno na 392VVER-1000/412M0 (+4)Indie, založeno na 392 a 412VVER-1000/4130Zamýšleno pro 3. blok LoviisaVVER-1000/428(M)4ČínaVVER-1000/4461VVER-1000 zabudovaný v německém kontejnmentu, ÍránVVER-1000/4660AES-91/99, sériový modelVVER-1000/466B0Zamýšleno pro Belene v roce 2008 jako náhrada za 320VVER-1000/5110Založeno na VVER-TOI, potenciální projektVVER-1000/5280 (+2)Írán
Konstrukce V reaktoru se energie uvolněná při řetězové reakci štěpení uranu přeměňuje na tepelnou energii chladiva v primárním okruhu. Ohřáté chladivo se pomocí cirkulačních čerpadel dostává do parogenerátorů, kde odevzdává část svého tepla vodě sekundárního okruhu. Pára vyrobená v parogenerátorech vstupuje do zařízení parní turbíny, která pohání turbínový generátor, čímž vyrábí elektřinu. alt=Porovnání aktivní zóny VVER-440 a VVER-1000|náhled|Porovnání aktivní zóny VVER-440 a VVER-1000 Obecný popis komponent:
tlaková nádoba reaktoru vnitřní zařízení reaktoru ochranný plášť blok ochranných trub šachta reaktoru aktivní zóna palivové soubory clustery absorbujících tyčí řídicího a ochranného systému vrchní blok reaktoru kanály měření uvnitř reaktoru; blok s elektronikounáhled|1 – pohony řídicího a ochranného systému2 – hlava reaktoru3 – nádoba reaktoru4 – blok ochranných trub, vstupní a výstupní trysky5 – hřídel6 – přepážka aktivní zóny7 – palivové soubory a regulační tyče
Tlaková nádoba reaktoru je vertikální válcová nádoba s vypuklým dnem, uvnitř které je aktivní zóna a vnitřní zařízení. Shora je hermeticky uzavřena víkem reaktoru, upevněným závrtnými šrouby, na kterých jsou umístěny elektromagnetické pohony regulačních tyčí a vývody kabelů vnitroreaktorových řídících a kontrolních systémů. V horní části reaktorové nádoby je ve dvou řadách osm otvorů pro přívod a odvod chladiva, dvě pro každou ze čtyř smyček, čtyři odbočky pro nouzový přívod chladiva v případě odtlakování primárního okruhu a jedna odbočka pro řídicí a měřicí přístroje.
Voda z primárního okruhu po předání tepla v parogenerátorech do druhého okruhu vstupuje spodní řadou tlakových trysek. Pevná prstencová přepážka mezi řadami spodních a horních trysek odděluje nádobu reaktoru od šachty vnitřní nádoby a tvoří pohyb proudu chladiva směrem dolů. Voda tak prochází prstencovou mezerou mezi nimi, dále perforovaným eliptickým dnem a nosnými trubkami šachty vstupuje do aktivní zóny, tedy do palivových souborů, kde dochází k ohřevu. Z palivových souborů přes děrovanou spodní desku vystupuje chladivo do jejich prstencového prostoru, dále se dostává do mezery mezi hřídelí a skříní již nad prstencovou přepážkou a výstupními otvory vystupuje z reaktoru.
Těleso přes opěrný prstenec, se kterým je spojeno perovým spojem, spočívá na nosném vazníku. Také síly z těla jsou vnímány přítlačným nosníkem přes klíčové spojení.
Vnitřní příruba hřídele dosedá na přírubu tělesa, hřídel je chráněna proti posunutí a je vystředěna hmoždinkami v horní a spodní části a ve střední části distančním kroužkem mezi vstupním a výstupním potrubím. V eliptickém dnu hřídele jsou upevněny podpěry, instalované pod každým palivovým článkem a mající otvory pro průchod chladicí kapaliny. Na úrovni aktivní zóny a kolem ní je přepážka, která je vytlačovačem a ochrannou clonou. Aktivní zóna obsahuje 163 palivových souborů s roztečí 236 mm (151 s roztečí 241 mm pro prototypový projekt V-187 v Novovoroněži), každý z nich se instaluje svým dříkem na podpěru dna hřídele.
Tlaková nádoba Tlaková nádoba reaktoru pracuje za velmi tvrdých podmínek. Musí odolat vysokému tlaku, teplotě a rychlému proudění chladiva a intenzivnímu ionizujícímu záření.
Pouzdro je vertikální válec s eliptickým dnem, uvnitř kterého je umístěno jádro a vnitřní zařízení. Skládá se z příruby, dvou středových částí, nosného pláště, dvou válcových plášťů a dna ve tvaru elipsy. Všechny části jsou spojené obvodovými svary.
Materiál hlavního těla je ocel třídy 15Kh2NMFA, tloušťka válcové části těla (bez povrchové úpravy) je 192,5 mm, hmotnost činí 324,4 tun. Celý vnitřní povrch nádoby je pokryt antikorozní povrchovou úpravou o tloušťce 7–9 mm. V místech styku s víkem, hřídelí a také těsněním má vnitřní povrch všech částí a některých dalších dílů tloušťku svaru minimálně 15 mm.