Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-440 Предназначен для атомных электростанций, работающих по двухконтурной схеме. Реактор ВВЭР-440 относится к типу корпусных реакторов на тепловых нейтронах, где замедлителем нейтронов и теплоносителем является химически чистая, обессоленная вода. Первый контур включает ядерный реактор ВВЭР-440 тепловой мощностью 1375 МВт и 6 циркуляционных петель, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса, парогенератора, двух запорных задвижек с электроприводами и контурных трубопроводов диаметром 500 мм. Второй контур установки состоит из паропроизводящей части - парогенераторов, турбогенераторов, вспомогательного оборудования машинного отделения и паропроводов. В схему второго контура входят также подогреватели сетевой воды для отопления зданий и сооружений АЭС. Вода первого контура (теплоносителя) нагревается в реакторе и поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло воде второго контура. Получаемый в парогенераторах пар подается в турбины АЭС. Второй контур ядерной установки АЭС является нерадиоактивным. Реактор ВВЭР-440 состоит из следующих основных узлов: корпус реактора, внутрикорпусные устройства (шахта реактора, днище шахты, корзина и блок защитных труб), верхний блок, кассеты активной зоны, приводы системы управления и защиты (СУЗ). Активная зона с помощью внутрикорпусных устройств укреплена внутри корпуса реактора и состоит из 349 шестигранных кассет, из которых 312 рабочих установлены неподвижно, а 37 управляющих кассет перемещаются в вертикальном направлении. Управляющие кассеты имеют в нижней части тепловыделяющую сборку, а в верхней – поглощающую надставку. По мере выгорания ядерного топлива в рабочих кассетах в активную зону вводится тепловыделяющая часть управляющих кассет. Аварийная защита корпуса выполняется путем быстрого вывода из активной зоны тепловыделяющей части и ввода поглотителя нейтронов управляющих кассет. Электромеханические приводы СУЗ реечного типа размещаются в чехлах СУЗ верхнего блока и перемещают в вертикальном направлении в активной зоне управляющие кассеты при пуске ядерного реактора, регулировании мощности, компенсировании выгорания топлива, аварийной защите и остановке реактора. Теплоноситель поступает в реактор по шести циркуляционным петлям через входные патрубки корпуса реактора, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой и, проходя через днище шахты, поднимается к кассетам активной зоны, омывая тепловыделяющие элементы кассет, нагревается в активной зоне и через отверстия перфорации верхней части шахты поступает в шесть выходных патрубков корпуса реактора. Разделение потоков “холодного” и “горячего” теплоносителей осуществляется по поверхности, образованной разделительным кольцом корпуса реактора и кольцевым выступом шахты. Контроль за физическими процессами, происходящими в активной зоне реактора, осуществляется датчиками и приборами дистационного контроля, связанными с пультом управления энергоблоком. Расхолаживание реактора производится за счет естественной циркуляции теплоносителя первого контура. Перегрузка топлива (рабочих и управляющих кассет) производится на остановленном реакторе после его расхолаживания и разуплотнения.

Технические характеристики

Тепловая мощность, МВт	1375000
Электрическая мощность(блока) кВт	440000
Количество циркуляционных петель	4
Давление в реакторе, (кгс/см)
Номинальное рабочее	125
Максимально допустимое (расчетное)	140
Средняя температура теплоносителя на
выходе из реактора (С)	297 2
подогрев в реакторе, С	27 2
Скорость перемещения управляющей кассеты см/с
Рабочая	2
Аварийная	20-30
Число петель	6
Расход теплоносителя через реактор, см/ч	45000
Масса реактора, т, не более
Сухого	573
С водой	683
Масса загруженного топлива по металлическому урану, т	42

Корпус реактора Корпус реактора представляет собой цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и состоит из цельнокованых точеных цилиндрических обечаек, сваренных между собой кольцевыми швами. Верхняя часть корпуса выполнена из двух обечаек, каждая из которой имеет 6 патрубков диаметром 500 мм: нижний ряд патрубков предназначен для входа теплоносителя, верхний – для выхода теплоносителя. На торце фланца имеет 60 резьбовых отверстий и две уплотнительные поверхности с кольцевыми канавками под установку уплотняющих прокладок. Корпус изготавливается из высокопрочной теплостойкой легированной стали. Внутренняя поверхность корпуса и уплотнительные поверхности на фланце имеют антикоррозионную наплавку. Внутрикорпусные устройства предназначены для компановки активной зоны реактора и системы внутриреакторного контроля, а также для распределения потока теплоносителя через активную зону. Конструкция внутрикорпусных устройств и их крепление между собой и к корпусу реактора позволяют производить извлечение всех узлов из корпуса для их периодичного осмотра во время перегрузок топлива. Материал внутрикорпусных устройств – нержавеющая сталь. Шахта Шахта представляет собой вертикальный цилиндр и устанавливается своим верхним фланцем на кольцевой бурт в горловине корпуса реактора. Верхняя часть шахты перфорирована большим количеством отверстий для выравнивания скорости теплоносителя перед выходными патрубками корпуса реактора. Днище шахты состоит из 2-х решеток: верхней и нижней дистанционирующей, связанных между собой обечайкой и 37-ю обсадными трубами. Корзина состоит из днища и приваренной к нему обечайки. В корзине размещается активная зона. Днище корзины является опорной плитой рабочих кассет, в нем имеется 312 гнезд для их установки и 37 шестигранных отверстий для прохода управляющих кассет. Блок защитных труб Блок защитных труб предназначен для фиксации головок рабочих кассет, для удержания их от всплытия