水-水高能反应堆

水-水高能反应堆（，缩写，，簡寫：WWER），為俄羅斯國家原子能公司旗下所研發的壓水反應爐。VVER最初是在1970年代之前開發的，並且一直在不斷更新。 因此，名稱VVER與從第一代反應堆到現代第三代以上反應堆設計的各種反應堆設計相關。功率輸出範圍從70到1300 MWe，正在開發的設計高達1700 MWe

較大的VVER-1000是1975年後開發的，是一個四迴路系統，位於核反应堆安全壳結構中，配有噴霧蒸汽抑制系統（緊急爐心冷卻系統）。 VVER反應堆設計經過精心設計，融入了與西方第三代反应堆相關的自動控制、非能動安全和安全殼系統。

VVER-1200是目前用於施工的版本，是VVER-1000的演變版本，功率輸出增加至約 1200 MWe（總功率），並提供額外的被動安全功能。

2012年，俄羅斯國家原子能公司 (Rosatom) 表示，未來打算向英國和美國監管機構認證VVER，但不太可能在2015年之前申請英國許可證。

第一個 VVER-1300 (VVER-TOI) 1300 MWE 機組的建設於2018年開始。

設計
俄語縮寫VVER代表“水-水高能反應堆”（即水冷水控能源反應堆）。 該設計是一種压水反应堆（PWR）。 與其他压水反应堆相比，水-水高能反应堆的主要區別特徵是：

• 臥式蒸汽產生器
• 六角形的反应组件
• 壓力容器中無底部穿透
• 大容量调压器可提供大量反應堆冷卻劑庫存

反應堆燃料棒完全浸入保持在15 MPa壓力的水中，因此它不會在正常（220至300°C以上）工作溫度下沸騰。 反應堆中的水既用作冷卻劑又用作減速劑，這是重要的安全功能。 如果冷卻劑循環失效，水的中子減速作用就會減弱，從而降低反應強度並補償冷卻損失，這種情況以空泡係數（）衡量。 更高版本的反應堆裝在大型鋼製壓力殼中。 燃料是低濃度（約2.4–4.4％235U）的二氧化鈾（UO2）或類似物，被壓成小球並組裝成燃料棒。

VVER和美式壓水反應爐不同之處
VVER和美式壓水反應爐（簡寫PWR）不同之處有
*蒸氣產生器臥置（美式为立置）
*反應棒為六角形（美式为四角形）
*調壓器的容積較大

第一座水-水高能反應堆（VVER-210）於1964年運轉，至今全世界有67座俄式反應爐在俄羅斯、烏克蘭、斯洛伐克、匈牙利、保加利亞、捷克和芬蘭等國運轉。

在2019年6月，VVER-TOI型水-水高能反應堆被认证符合歐洲核電廠安全标准。

安全屏障
洛維薩的兩個VVER-440機組擁有符合西方安全標準的安全殼建築。]]

核反應堆的一個典型設計特徵是分層安全屏障，防止放射性物質逸出。 VVER反應堆有三層：

• 燃料棒：氧化鈾燒結陶瓷燃料芯塊周圍的密封鋯合金（Zircaloy）包層提供了耐熱和高壓的屏障。
• 反應堆壓力容器壁：一個巨大的鋼殼密封地包裹著整個燃料組件和一次冷卻劑。
• 反應堆建築：包圍整個第一迴路的混凝土安全殼建築，其強度足以抵抗第一迴路破裂可能造成的壓力突波。

與切尔诺贝利核事故中涉及的RBMK反應堆相比，VVER採用本質上更安全的設計，因為冷卻劑也是慢化劑，並且其設計本質上與所有壓水反應堆一樣具有負空隙係數。它不存在石墨慢化的RBMK在發生冷卻劑損失事故時反應性增加和高功率瞬變的風險。由於尺寸原因，RBMK反應堆的成本也很高，因此也沒有建造安全殼結構; VVER核心小得多。

VVER-1000
其核蒸汽供应系统为VVER-1000/428(简称V-428)型压水堆, 汽轮机组为K-1000-60/3000型全速汽轮机，蒸汽发生器（SG-1000M型），GSN-1391型主循环泵。V-428型反应堆是根据前苏联设计制造的WWER-1000/320 (简称V-320) 系列核电机组的设计、建造和运行经验, 吸取西方压水堆改进技术而完成的改良型设计。其设计的基本原则是: 最大限度地保留经过参考电站验证的良好特性,应用验证过的成熟的改进技术, 不采用需要开发的新工艺。采用了一系列重要先进设计和安全措施，包括安全系统4通道、堆芯熔融物捕集器、全数字化仪控系统、反应堆厂房双层安全壳、其穹顶设计采用“半球型”（高22米，重370吨）而不是常见的“锅盖型”、非能动氢气复合器等，满足国际上第三代核电站的要求。每个能动安全系统由4个完全独立和实体隔离的通道（系列）组成。双层安全壳内层采用钢缆预应力张拉系统的钢筋混凝土墙体，厚1.2 米，内壁衬有 6毫米厚的钢覆面；外层采用普通钢筋混凝土墙体，厚0.6 米；内外壳之间为1.8 米的带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环形空间，能有效减少了放射性气溶胶和碘向周围环境的释放，外壳能够抵御地震、龙卷风和小型飞机等外力的撞击，从而达到有效防护的目的。双层安全壳反应堆厂房外径51.2 米，内径44 米，总高度74.2米。 田湾核电站在国际上首次设置了堆芯熔融物捕集器，其主要功能是在严重事故下收集并冷却堆芯熔融物，以防止堆芯熔融物与反应堆厂房的混凝土底板发生反应并导致底板熔穿，从而有效地防止了严重事故下放射性物质的泄漏，以缓解超设计基准事故的严重后果，该系统的设计得到国际原子能机构专家组的高度评价。

参阅
*俄羅斯核能
** 列宁格勒核电站
** 新沃羅涅日核电站
*AP1000

参考资料
外部链接
*[http://www.rosatom.ru/upload/iblock/0be/0be1220af25741375138ecd1afb18743.pdf The VVER today] , Rosatom, 2013
*[https://web.archive.org/web/20160417092325/http://www.gidropress.podolsk.ru/en/projects/wwer.php WWER-type reactor plants], OKB Gidropress