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水-水高能反应堆
壓水反應爐 来自维基百科，自由的百科全书
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水-水高能反应堆（俄语：Водо-водяной энергетический реактор，缩写俄语：ВВЭР，罗马化：VVER，英语：Water-water energetic reactor，简写：WWER）[1]，为俄罗斯国家原子能公司旗下液压机实验设计局所研发的压水反应堆[2]。VVER最初是在1970年代之前开发的，并且一直在不断更新。 因此，名称VVER与从第一代反应堆到现代第三代以上反应堆设计的各种反应堆设计相关。功率输出范围从70到1300 MWe，正在开发的设计高达1700 MWe[3][4]。 第一台VVER-210原型机是在新沃罗涅日核电站建造的。
 | 此条目需要扩充。 (2018年4月30日) |
VVER电站主要安装在俄罗斯和前苏联，但也安装在中国、芬兰、德国、匈牙利、捷克共和国、斯洛伐克、保加利亚、印度和伊朗。 计划引进VVER反应堆的国家包括孟加拉国、埃及、约旦和土耳其。
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历史
最早的VVER建于1970年之前。 V230采用六个主冷却剂回路，每个回路均配有水平蒸汽发生器。 VVER-440的修改版本V213是苏联设计师采用的第一个核安全标准的产品。该模型包括增加的紧急核心冷却和辅助给水系统以及升级的事故定位系统。[5]
较大的VVER-1000是1975年后开发的，是一个四回路系统，位于核反应堆安全壳结构中，配有喷雾蒸汽抑制系统（紧急炉心冷却系统）。 VVER反应堆设计经过精心设计，融入了与西方第三代反应堆相关的自动控制、非能动安全和安全壳系统。
VVER-1200是目前用于施工的版本，是VVER-1000的演变版本，功率输出增加至约 1200 MWe（总功率），并提供额外的被动安全功能。
2012年，俄罗斯国家原子能公司 (Rosatom) 表示，未来打算向英国和美国监管机构认证VVER，但不太可能在2015年之前申请英国许可证。[6][7]
第一个 VVER-1300 (VVER-TOI) 1300 MWE 机组的建设于2018年开始。
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设计
俄语缩写VVER代表“水-水高能反应堆”（即水冷水控能源反应堆）。 该设计是一种压水反应堆（PWR）。 与其他压水反应堆相比，水-水高能反应堆的主要区别特征是：
反应堆燃料棒完全浸入保持在15 MPa压力的水中，因此它不会在正常（220至300°C以上）工作温度下沸腾。 反应堆中的水既用作冷却剂又用作减速剂，这是重要的安全功能。 如果冷却剂循环失效，水的中子减速作用就会减弱，从而降低反应强度并补偿冷却损失，这种情况以空泡系数（英语：Void coefficient）衡量。 更高版本的反应堆装在大型钢制压力壳中。 燃料是低浓度（约2.4–4.4％235U）的二氧化铀（UO2）或类似物，被压成小球并组装成燃料棒。
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VVER和美式压水反应堆（简写PWR）不同之处有
第一座水-水高能反应堆（VVER-210）于1964年运转，至今全世界有67座俄式反应堆在俄罗斯、乌克兰、斯洛伐克、匈牙利、保加利亚、捷克和芬兰等国运转[8]。
在2019年6月，VVER-TOI型水-水高能反应堆被认证符合欧洲核电厂安全标准。[4]
核反应堆的一个典型设计特征是分层安全屏障，防止放射性物质逸出。 VVER反应堆有三层：
- 燃料棒：氧化铀烧结陶瓷燃料芯块周围的密封锆合金（Zircaloy）包层提供了耐热和高压的屏障。
- 反应堆压力容器壁：一个巨大的钢壳密封地包裹着整个燃料组件和一次冷却剂。
- 反应堆建筑：包围整个第一回路的混凝土安全壳建筑，其强度足以抵抗第一回路破裂可能造成的压力突波。
与切尔诺贝利核事故中涉及的RBMK反应堆相比，VVER采用本质上更安全的设计，因为冷却剂也是慢化剂，并且其设计本质上与所有压水反应堆一样具有负空隙系数。它不存在石墨慢化的RBMK在发生冷却剂损失事故时反应性增加和高功率瞬变的风险。由于尺寸原因，RBMK反应堆的成本也很高，因此也没有建造安全壳结构; VVER核心小得多。[9]
参阅
参考资料
外部链接
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