VVER - VVER

Classe de reator VVER
Vista do local da Central Nuclear de Balakovo , com quatro reatores VVER-1000 operacionais.
Geração	Reator Geração I Reator Geração II Reator Geração III Reator Geração III +
Conceito de reator	Reator de água pressurizada
Linha do reator	VVER (reator Voda Voda Energo)
Tipos de reator	VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI
Parâmetros principais do núcleo do reator
Combustível ( material físsil )	235 U ( LEU )
Estado de combustível	Sólido
Espectro de energia de nêutrons	Térmico
Método de controle primário	Hastes de controle
Moderador principal	Água
Refrigerante primário	Líquido ( água leve )
Uso do reator
Uso primário	Geração de eletricidade
Potência (térmica)	VVER-210: 760 MW th VVER-365: 1.325 MW th VVER-440: 1.375 MW th VVER-1000: 3.000 MW th VVER-1200: 3.212 MW th VVER-TOI: 3.300 MW th
Energia (elétrica)	VVER-210: 210 MW el VVER-365: 365 MW el VVER-440: 440 MW el VVER-1000: 1.000 MW el VVER-1200: 1.200 MW el VVER-TOI: 1.300 MW el

O reactor enérgico-água água ( WWER ), ou WER (a partir de russo : водо-водяной энергетический реактор ; translitera como vodo-vodyanoi energetichesky reaktor ; reactor poder-água água ) é uma série de reactor de água pressurizada desenhos originalmente desenvolvido na União Soviética , e agora a Rússia , por OKB Gidropress . A ideia de tal reator foi proposta no Instituto Kurchatov por Savely Moiseevich Feinberg . O VVER foi originalmente desenvolvido antes da década de 1970 e tem sido atualizado continuamente. Como resultado, o nome VVER está associado a uma ampla variedade de projetos de reatores, desde reatores de geração I até projetos de reatores de geração III + modernos . A potência de saída varia de 70 a 1300 MWe , com projetos de até 1700 MWe em desenvolvimento. O primeiro protótipo VVER-210 foi construído na Usina Nuclear Novovoronezh .

As usinas VVER foram instaladas principalmente na Rússia e na antiga União Soviética, mas também na China, República Tcheca, Finlândia, Alemanha, Hungria, Eslováquia, Bulgária, Índia, Irã e Ucrânia. Os países que estão planejando introduzir reatores VVER incluem Bangladesh, Egito, Jordânia e Turquia.

História

Os primeiros VVERs foram construídos antes de 1970. O modelo VVER-440 V230 era o projeto mais comum, fornecendo 440 MW de energia elétrica. O V230 emprega seis loops de refrigerante primários, cada um com um gerador de vapor horizontal . Uma versão modificada do VVER-440, Modelo V213, foi um produto dos primeiros padrões de segurança nuclear adotados pelos projetistas soviéticos. Este modelo inclui resfriamento de núcleo de emergência e sistemas auxiliares de água de alimentação , bem como sistemas atualizados de localização de acidentes.

O VVER-1000 maior foi desenvolvido após 1975 e é um sistema de quatro circuitos alojado em uma estrutura do tipo de contenção com um sistema de supressão de vapor de spray ( Sistema de Resfriamento de Núcleo de Emergência ). Os projetos de reatores VVER foram elaborados para incorporar sistemas de controle automático, segurança passiva e contenção associados aos reatores da geração III Western .

O VVER-1200 é a versão atualmente oferecida para construção, sendo uma evolução do VVER-1000 com potência aumentada para cerca de 1200 MWe (bruto) e fornecendo recursos adicionais de segurança passiva.

Em 2012, a Rosatom afirmou que, no futuro, pretendia certificar o VVER com as autoridades regulatórias britânicas e americanas, embora fosse improvável que se candidatasse a uma licença britânica antes de 2015.

A construção da primeira unidade VVER-1300 (VVER-TOI) 1300 MWE foi iniciada em 2018.

Projeto

Um WWER-1000 (ou VVER-1000 como uma transliteração direta do russo ВЭР-1000), um reator nuclear russo de 1000 MWe do tipo PWR.
1: acionamentos da haste de controle
2: tampa do reator ou cabeça do vaso
3: vaso de pressão do reator
4: bocais de entrada e saída
5: cilindro do núcleo do reator ou cobertura do núcleo
6: núcleo do reator
7: barras de combustível

O arranjo de conjuntos hexaédricos de combustível em comparação com um design Westinghouse PWR. Observe que há 163 montagens neste arranjo hexaédrico e 193 no arranjo Westinghouse.

A abreviatura russa VVER significa 'reator de energia água-água' (ou seja, reator de energia moderada por água resfriada por água). O projeto é um tipo de reator de água pressurizada (PWR). As principais características distintivas do VVER em comparação com outros PWRs são:

• Geradores de vapor horizontais
• Conjuntos hexagonais de combustível
• Sem penetrações no fundo do vaso de pressão
• Pressurizadores de alta capacidade, fornecendo um grande estoque de refrigerante do reator

Sala do reator VVER-440 na Usina Nuclear de Mochovce

As barras de combustível do reator são totalmente imersas em água mantida a (12,5 / 15,7 / 16,2) MPa de pressão, respectivamente, para que não ferva nas temperaturas normais de operação (220 a mais de 320 ° C). A água no reator serve como refrigerante e moderador, o que é um importante recurso de segurança . Se a circulação do refrigerante falhar, o efeito de moderação de nêutrons da água diminui devido ao aumento do calor que cria bolhas de vapor que não moderam nêutrons, reduzindo assim a intensidade da reação e compensando a perda de resfriamento , uma condição conhecida como coeficiente de vazio negativo . Versões posteriores dos reatores são encerradas em vasos de pressão de reator de aço maciço. O combustível é pouco enriquecido (ca. 2,4–4,4% ²³⁵ U) de dióxido de urânio (UO ₂ ) ou equivalente prensado em pelotas e montado em barras de combustível.

A reatividade é controlada por hastes de controle que podem ser inseridas no reator por cima. Essas hastes são feitas de um material absorvente de nêutrons e, dependendo da profundidade de inserção, dificultam a reação em cadeia . Se houver uma emergência, um desligamento do reator pode ser executado pela inserção completa das hastes de controle no núcleo.

Circuitos de resfriamento primários

Layout dos quatro circuitos de resfriamento primários e o pressurizador de um VVER-1000

Construção de um reator VVER-1000 em Atommash .

Como afirmado acima, a água nos circuitos primários é mantida sob uma pressão elevada constante para evitar sua ebulição. Como a água transfere todo o calor do núcleo e é irradiada, a integridade desse circuito é crucial. Quatro componentes principais podem ser distinguidos:

1. Recipiente do reator: a água flui através dos conjuntos de combustível que são aquecidos pela reação em cadeia nuclear.
2. Compensador de volume (pressurizador): para manter a água sob pressão constante, mas controlada, o compensador de volume regula a pressão controlando o equilíbrio entre o vapor saturado e a água por meio de aquecimento elétrico e válvulas de alívio.
3. Gerador de vapor: no gerador de vapor, o calor da água do refrigerante primário é utilizado para ferver a água do circuito secundário.
4. Bomba: a bomba garante a circulação adequada da água no circuito.

Para fornecer o resfriamento contínuo do núcleo do reator em situações de emergência, o resfriamento primário é projetado com redundância .

Circuito secundário e saída elétrica

O circuito secundário também consiste em diferentes subsistemas:

1. Gerador de vapor: a água secundária é fervida retirando calor do circuito primário. Antes de entrar na turbina, a água restante é separada do vapor para que o vapor seque.
2. Turbina: o vapor em expansão aciona uma turbina, que se conecta a um gerador elétrico. A turbina é dividida em seções de alta e baixa pressão. Para aumentar a eficiência, o vapor é reaquecido entre essas seções. Reatores do tipo VVER-1000 fornecem 1 GW de energia elétrica.
3. Condensador: o vapor é resfriado e condensado, liberando o calor residual em um circuito de resfriamento.
4. Desaerador: remove gases do refrigerante.
5. Bomba: as bombas de circulação são acionadas, cada uma, por sua própria pequena turbina a vapor.

Para aumentar a eficiência do processo, o vapor da turbina é levado para reaquecer o refrigerante antes do desaerador e do gerador de vapor. A água neste circuito não deve ser radioativa.

Circuito de resfriamento terciário e aquecimento urbano

O circuito de resfriamento terciário é um circuito aberto que desvia água de um reservatório externo, como um lago ou rio. Torres de resfriamento evaporativo, bacias de resfriamento ou lagoas transferem o calor residual do circuito de geração para o meio ambiente.

Na maioria dos VVERs, esse calor também pode ser usado para aquecimento residencial e industrial. Exemplos operacionais de tais sistemas são Bohunice NPP ( Eslováquia ) fornecendo calor para as cidades de Trnava (12 km de distância), Leopoldov (9,5 km de distância) e Hlohovec (13 km de distância), e Temelín NPP ( República Tcheca ) fornecendo calor para Týn nad Vltavou 5 km de distância. Planos são feitos para fornecer calor da NPP Dukovany para Brno (a segunda maior cidade da República Tcheca), cobrindo dois terços de suas necessidades de calor.

Barreiras de segurança

As duas unidades VVER-440 em Loviisa , Finlândia , possuem edifícios de contenção que atendem aos padrões de segurança ocidentais.

Uma característica típica do projeto de reatores nucleares são as barreiras de segurança em camadas que impedem o escape de material radioativo. Os reatores VVER têm três camadas:

1. Varetas de combustível: o revestimento hermético de liga de zircônio (Zircaloy) em torno dos grânulos de combustível de cerâmica sinterizada de óxido de urânio fornece uma barreira resistente ao calor e à alta pressão.
2. Parede do vaso de pressão do reator: um invólucro de aço maciço envolve todo o conjunto de combustível e o refrigerante primário hermeticamente .
3. Edifício do reator: um edifício de contenção de concreto que envolve todo o primeiro circuito é forte o suficiente para resistir ao aumento de pressão que uma violação no primeiro circuito causaria.

Comparado com os reatores RBMK - o tipo envolvido no desastre de Chernobyl - o VVER usa um design inerentemente mais seguro. Ele não tem o grafite - moderado risco de RBMK de um transiente de oscilação de alimentação ou acidente de criticidade . Além disso, as usinas RBMK foram construídas sem estruturas de contenção por motivos de custo. (Os elementos de combustível em um RBMK podem ser substituídos enquanto o reator está funcionando em sua saída nominal, permitindo a operação contínua e extração de plutônio em comparação com a maioria dos reatores de água pressurizada como o VVER, que precisa ser desligado para trocar os conjuntos de barras de combustível.)

Versões

VVER-440

Uma das primeiras versões do tipo VVER, que manifestou certos problemas com seu projeto de construção de contenção . Como era no início com os modelos V-230 e mais antigos não construídos para resistir à ruptura de tubo grande com base no projeto, o fabricante adicionou com o modelo mais novo V-213 uma chamada torre de condensador de bolha , que - com seu volume adicional e um número de camadas de água - tem o objetivo de suprimir as forças do vapor que escapa rapidamente sem o início de um vazamento de contenção. Como consequência, todos os países-membros com plantas de design VVER-440 V-230 e anteriores foram forçados pelos políticos da União Europeia a encerrá-las permanentemente. Bohunice Nuclear Power Plant e Kozloduy Nuclear Power Plant tiveram que fechar com estas duas, respectivamente, quatro de suas unidades. Já no caso da Central Nuclear de Greifswald , o órgão regulador alemão já havia tomado a mesma decisão após a queda do muro de Berlim .

VVER-1000

Sala de controle de um VVER-1000 em 2009, Unidade 5 de Kozloduy

Quando construído pela primeira vez, o projeto do VVER deveria estar operacional por 35 anos. Uma grande revisão de meia-idade, incluindo uma substituição completa de peças críticas, como combustível e canais da haste de controle, foi considerada necessária depois disso. Uma vez que os reatores RBMK especificaram um grande programa de substituição aos 35 anos, os projetistas decidiram que isso deveria acontecer também no tipo VVER, embora sejam de projeto mais robusto do que o tipo RBMK. A maioria das fábricas VVER da Rússia estão agora atingindo e ultrapassando a marca de 35 anos. Estudos de projeto mais recentes permitiram uma extensão da vida útil para até 50 anos com substituição de equipamentos. Novos VVERs serão nomeados com vida útil prolongada.

Em 2010, o mais antigo VVER-1000, em Novovoronezh , foi fechado para modernização para estender sua vida operacional por mais 20 anos; o primeiro a passar por tal extensão de vida operacional. A obra inclui a modernização dos sistemas de gestão, proteção e emergência e a melhoria dos sistemas de proteção e proteção radiológica.

Em 2018, a Rosatom anunciou que havia desenvolvido uma técnica de recozimento térmico para vasos de pressão do reator que ameniza os danos por radiação e prolonga a vida útil em 15 a 30 anos. Isso foi demonstrado na unidade 1 da Central Nuclear de Balakovo .

VVER-1200

O VVER-1200 (ou NPP-2006 ou AES-2006) é uma evolução do VVER-1000 sendo oferecido para uso doméstico e de exportação. O projeto do reator foi refinado para otimizar a eficiência do combustível. As especificações incluem um custo de construção noturno de US $ 1.200 por kW , tempo de construção planejado de 54 meses, vida útil de projeto de 60 anos com fator de capacidade de 90% e requerendo cerca de 35% menos pessoal operacional do que o VVER-1000. O VVER-1200 tem uma eficiência térmica bruta e líquida de 37,5% e 34,8%. O VVER 1200 produzirá 1.198 MWe de potência.

As duas primeiras unidades foram construídas na Central Nuclear II de Leningrado e na Central Nuclear II de Novovoronezh . Mais reatores com um VVER-1200/491 como o projeto Leningrado-II estão planejados ( Kaliningrado e Nizhny Novgorod NPP) e em construção. O tipo VVER-1200 / 392M instalado no NPP-II de Novovoronezh também foi selecionado para o NPP Seversk, Zentral e South-Urals. Uma versão padrão foi desenvolvida como VVER-1200/513 e baseada no design VVER-TOI (VVER-1300/510).

Em julho de 2012, um contrato foi firmado para construir dois AES-2006 na Bielo - Rússia em Ostrovets e para a Rússia fornecer um empréstimo de US $ 10 bilhões para cobrir os custos do projeto. Uma AES-2006 está sendo licitada para a Usina Nuclear de Hanhikivi, na Finlândia.

De 2015 a 2017, o Egito e a Rússia chegaram a um acordo para a construção de quatro unidades VVER-1200 na Usina Nuclear El Dabaa .

Em 30 de novembro de 2017, concreto foi lançado para a base da ilha nuclear para a primeira das duas unidades VVER-1200/523 em Rooppur em Bangladesh . A Usina Nuclear de Rooppur será uma usina nuclear de 2,4 GWe em Bangladesh . As duas unidades gerando 2,4 GWe estão planejados para estar operacionais em 2023 e 2024.

Em 7 de março de 2019, a China National Nuclear Corporation (CNNC) e a Atomstroyexport assinaram o contrato detalhado para a construção de quatro VVER-1200 , dois cada na Usina Nuclear de Tianwan e na Usina Nuclear de Xudabao . A construção terá início em maio de 2021 e a operação comercial de todas as unidades está prevista para o período de 2026 a 2028.

A partir de 2020, um ciclo de reabastecimento de 18 meses será testado, resultando em um fator de utilização de capacidade aprimorado em comparação com o ciclo de 12 meses anterior.

Características de segurança

A parte nuclear da usina está alojada em um único prédio que atua como contenção e escudo antimísseis. Além do reator e dos geradores de vapor, isso inclui uma máquina de reabastecimento aprimorada e os sistemas computadorizados de controle do reator. Da mesma forma protegidos no mesmo edifício estão os sistemas de emergência, incluindo um sistema de resfriamento de núcleo de emergência, fonte de alimentação de reserva de emergência a diesel e fonte de alimentação de água de reserva,

Um sistema passivo de remoção de calor foi adicionado aos sistemas ativos existentes na versão AES-92 do VVER-1000 usado para a Usina Nuclear de Kudankulam na Índia. Isso foi mantido para o novo VVER-1200 e projetos futuros. O sistema é baseado em um sistema de resfriamento e tanques de água construídos no topo da cúpula de contenção. Os sistemas passivos lidam com todas as funções de segurança por 24 horas e a segurança básica por 72 horas.

Outros novos sistemas de segurança incluem proteção contra colisões de aeronaves, recombinadores de hidrogênio e um coletor de núcleo para conter o núcleo do reator derretido no caso de um acidente grave. O coletor principal será implantado na Usina Nuclear Rooppur e na Usina Nuclear El Dabaa .

VVER-TOI

O VVER-TOI é desenvolvido a partir do VVER-1200. Destina-se ao desenvolvimento de projeto informativo-avançado otimizado típico de uma nova geração III + Power Unit baseada na tecnologia VVER, que atende uma série de parâmetros orientados para o objetivo usando modernas tecnologias de informação e gestão.

As principais melhorias do VVER-1200 são:

• potência aumentada para 1300 MWe brutos
• vaso de pressão atualizado
• projeto de núcleo aprimorado para melhorar o resfriamento
• novos desenvolvimentos de sistemas de segurança passiva
• menores custos de construção e operação com um tempo de construção de 40 meses
• uso de turbinas de baixa velocidade

A construção das duas primeiras unidades VVER-TOI foi iniciada em 2018 e 2019 na Central Nuclear Kursk II .

Em junho de 2019, o VVER-TOI foi certificado como compatível com os Requisitos de Utilidade Europeia (com certas reservas) para usinas nucleares.

Uma versão atualizada do AES-2006 com os padrões TOI, o VVER-1200/513, está sendo construída na Usina Nuclear de Akkuyu, na Turquia.

Versões futuras

Uma série de projetos para versões futuras do VVER foram feitos:

• MIR-1200 (Modernized International Reactor) - projetado em conjunto com a empresa tcheca ŠKODA JS para satisfazer os requisitos europeus
• VVER-1500 - VVER-1000 com dimensões aumentadas para produzir potência bruta de 1500 MWe, mas o projeto foi engavetado em favor do evolucionário VVER-1200
• VVER-1700 Versão com reator de água supercrítico .
• VVER-600 versão com dois circuitos de resfriamento do VVER-1200 projetado para mercados menores, com autorização de construção até 2030 na Usina Nuclear de Kola .

Usinas de energia

Consulte as páginas da Wikipedia para cada instalação para fontes.

A Rússia instalou recentemente dois reatores nucleares na China, na Usina Nuclear de Tianwan , e uma extensão que consiste em mais dois reatores acaba de ser aprovada. Esta é a primeira vez que os dois países cooperam em um projeto de energia nuclear. Os reatores são do tipo VVER 1000, que a Rússia melhorou gradativamente, mantendo o projeto básico. Esses reatores VVER 1000 estão alojados em uma carcaça de confinamento capaz de ser atingida por uma aeronave de 20 toneladas e sem danos esperados. Outros recursos de segurança importantes incluem um sistema de resfriamento de emergência e sistema de confinamento de núcleo. A Rússia entregou cargas iniciais de combustível para os reatores de Tianwan. A China planejou iniciar a fabricação de combustível nativo para a usina de Tianwan em 2010, usando tecnologia transferida da produtora russa de combustível nuclear TVEL.

A Usina Nuclear de Tianwan usa muitas peças de terceiros. Enquanto o reator e os turbo-geradores são de projeto russo, a sala de controle foi projetada e construída por um consórcio internacional. Desta forma, a planta foi trazida para atender a padrões de segurança amplamente reconhecidos; a maioria dos sistemas de segurança já estava em vigor, mas o monitoramento anterior desses sistemas não atendia aos padrões internacionais de segurança. A nova planta VVER 1000 construída na China tem 94% de seus sistemas automatizados, o que significa que a planta pode se controlar na maioria das situações. Os procedimentos de reabastecimento requerem pouca intervenção humana. Ainda são necessários cinco operadores na sala de controle.

Em maio de 2010, a Rússia assinou um acordo com o governo turco para construir uma usina de energia com quatro reatores VVER-1200 em Akkuyu , Turquia. No entanto, devido ao acidente ocorrido em Fukushima , grupos ambientalistas antinucleares protestaram fortemente contra o reator proposto em Akkuyu.

Em 11 de outubro de 2011, um acordo foi assinado para construir a primeira usina nuclear da Bielorrússia em Astravyets , usando dois reatores VVER-1200/491 (AES-2006) com sistemas de segurança ativa e passiva. Em julho de 2016, a embarcação do reator da unidade 1 atingiu o solo durante o transporte e, embora nenhum dano tenha sido sustentado, foi decidido que seria substituído para acalmar os temores públicos, atrasando o projeto em um ano. A Unidade 1 está, a partir de abril de 2020, planejada para iniciar a operação em 2020.

Em outubro de 2013, o projeto do VVER-1000 (AES-92) foi selecionado pela Comissão de Energia Atômica da Jordânia em uma licitação para a primeira usina nuclear de reator duplo da Jordânia.

Em novembro de 2015 e março de 2017, o Egito assinou acordos preliminares com a empresa nuclear russa Rosatom para uma primeira unidade VVER-1200 em El Dabaa para iniciar as operações em 2024. As discussões continuam para a aprovação final.

2.4 GWe A Usina Nuclear Rooppur de Bangladesh está em construção. As duas unidades de VVER-1200/523, gerando 2,4 GWe, estão planejadas para entrar em operação em 2023 e 2024.

Especificações técnicas

Classificação

Veja também

• Energia nuclear na Rússia
• Central nuclear flutuante russa
• VBER-300

Notas

Referências

links externos

• The VVER today , Rosatom , 2013
• Plantas de reator do tipo WWER , OKB Gidropress
• "Reator VVER-1200" (PDF) .- no pdf oficial da AEM (em inglês)
  • Construção VVER 1200 - no canal oficial da AEM no YouTube (em inglês)