Валерий Легасов: Высвечено Чернобылем

Характерным эпизодом в работах по ЛПА на ЧАЭС явилось изучение возможности падения горячих остатков реактора в бассейн-барботер с последующим паровым взрывом. Для предотвращения подобного исхода была организована связанная с большим риском откачка воды из помещений ББ.

БЭР, биологический эквивалент рентгена – внесистемная единица эквивалентной дозы (см. Доза эквивалентная) ионизирующего излучения.

ВВЭР, водо-водяной энергетический реактор – ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя нейтронов и одновременно теплоносителя используется обычная вода. Благодаря тому, что вода является наиболее эффективным замедлителем нейтронов, полный объем активной зоны такого реактора (топливо + замедлитель + теплоноситель) оказывается минимальным по сравнению с объемами активных зон с другими замедлителями. Компактность активной зоны дает реактору такого типа целый ряд преимуществ, в том числе – возможность использования на морских судах. Малый объем активной зоны упрощает контроль и управление, сокращает строительные объемы.

Поскольку вода как замедлитель эффективна лишь в плотном, т. е. в жидком состоянии, то необходимым условием поддержания цепной ядерной реакции является предотвращение кипения воды. Это достигается созданием в реакторе высокого давления (отсюда англоязычное название для реакторов такого типа – реактор с водой под давлением, Pressurized Water Reactor, PWR). Удержание высокого давления приводит к необходимости применения массивного прочно-плотного корпуса, сложного в изготовлении и транспортировке.

Тепловая схема АЭС с ВВЭР является двухконтурной. Первый контур – реакторный, предназначен для съема тепла в активной зоне. После выхода из активной зоны теплоноситель направляется в парогенераторы, где через теплопередающую поверхность, образованную множеством теплообменных труб, отдает тепло кипящей котловой воде второго контура. Второй контур – паросиловой, образован потоками пара и турбинного конденсата.

Реактор ВВЭР-1000: Разрез (а) со схемой движения теплоносителя и общий вид (б).

1. Патрубки с приводами органов регулирования

2. Шпильки крепления верхнего блока к корпусу.

3. Верхний блок с крышкой

4. Корпус реактора.

5. Внутрикорпусная шахта

6. Разделитель входящего и выходящего потоков теплоносителя

7. Выгородка активной зоны 8, 9 Тепловыделяющие сборки активной зоны.

ВВЭР/PWR – самый распространенный тип реакторов в современной атомной энергетике.

Лит.: Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002; История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР. М.: ИздАТ, 2002; АЭС с реактором типа ВВЭР-1000: от физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С.А. Андрушечко, А.М. Афронов, Б.Ю. Васильев [и др.]. Логос, 2010.

ВНИПИЭТ, Всесоюзный научно-исследовательский и проектный институт энергетической технологии – предприятие-разработчик проектов предприятий ядерного оружейного комплекса и атомной энергетики и промышленности, подведомственных Министерству среднего машиностроения СССР. Проект предприятия (промышленного объекта) отличается от проекта отдельного сколь угодно сложного технического устройства (в частности, ядерного реактора) тем, что должен содержать проектные решения по всему производственному циклу, включая выбор серийно выпускаемого оборудования, по размещению оборудования, прокладке трубопроводов и кабелей, а также помимо технологических решений должен содержать архитектурно-строительные решения.

ВНИПИЭТ явился разработчиком проектов Первой в мире АЭС в г. Обнинске, Ленинградской АЭС, а также проектов реакторных отделений энергоблоков №№ 1 и 2 Чернобыльской АЭС.

В 2014 г. был объединен с Санкт-Петербургским «Атомэнергопроектом», занимавшимся разработкой проектов гражданских объектов – тепловых и атомных электростанций. Объединенное предприятие получило наименование АО «Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий “АТОМПРОЕКТ”».