ВВЭР-1 (ВЭС-1), В-2, ВВЭР-3М

Пер­вый, вто­рой, тре­тий…

Пер­вые концеп­ту­аль­ные про­ра­ботки по водо-водя­ным энерге­ти­че­ским реак­тор­ным уста­нов­кам стар­то­вали в СССР еще в 1954 году и бази­ро­ва­лись на раз­ра­бот­ках реак­тора для атом­ной под­вод­ной лодки. К этому моменту в рам­ках лодоч­ного направ­ле­ния уже были созданы кри­ти­че­ская сборка и пер­вый иссле­до­ва­тельский водо-водя­ной реак­тор (ВВР).

Изна­чально в ЛИПАН (Инсти­тут атом­ной энергии им. И. В. Кур­ча­това), выступавшем в каче­стве науч­ного руко­во­ди­теля направ­ле­ния, рас­смат­ри­ва­лись два вари­анта водя­ных элек­тро­станций (ВЭС): ВЭС-1 с алюми­ни­е­вой кон­струкцией актив­ной зоны для низ­ких парамет­ров пара и ВЭС-2 с заме­ной алюми­ния цир­ко­нием для выра­ботки пара более высо­ких парамет­ров. При сопо­ста­вимой теп­ло­вой мощ­но­сти (около 700 МВт) в вари­анте ВЭС-1 элек­три­че­ская мощ­ность рав­ня­лась всего 108 МВт, тогда как для ВЭС-2 этот пока­за­тель пре­вышал 160 МВт. В результате был выбран вто­рой вари­ант.

Для реак­тора ВЭС-2 изна­чально про­ра­ба­ты­вался вари­ант смешан­ной топ­лив­ной загрузки: при­род­ный уран (более 100 тонн) и уран с обогаще­нием 2 % по урану-235 (12-15 тонн). В каче­стве топ­лив­ной компо­зиции рас­смат­ри­ва­лись 3 вари­анта: метал­ли­че­ский уран, уран-маг­ни­е­вая метал­ло­ке­рамика и ставшая впо­след­ствии тра­дици­он­ной для граж­дан­ской ядер­ной энерге­тики дву­окись урана.

В июне 1955 года КБ «Гид­ропресс», кото­рое на тот момент вхо­дило в состав Подольского завода им. Орджо­ни­кидзе Мини­стер­ства тяже­лого маши­но­стро­е­ния, полу­чает с письмом, подпи­сан­ным ака­деми­ком И. В. Кур­ча­то­вым, тех­ни­че­ское зада­ние на про­ек­ти­ро­ва­ние энерге­ти­че­ского аппа­рата «ВЭС-2», т.е. реак­тора ВВЭР. Раз­ра­ботка про­екта пер­вого ВВЭР выпол­ня­лась ОКБ «Гид­ропресс» в тес­ном сотруд­ни­че­стве со спе­ци­а­ли­стами Науч­ного руко­во­ди­теля про­екта, с регу­ляр­ными (не реже одного раза в месяц) встре­чами, на кото­рых детально рас­смат­ри­ва­лись вари­анты реше­ний для выбора оптималь­ных парамет­ров. Спе­ци­а­ли­стами ЛИПАН были выпол­нены рас­четы нейтронно-физи­че­ских харак­те­ри­стик актив­ной зоны реак­тора, кото­рые впо­след­ствии стали осно­вой для опре­де­ле­ния парамет­ров и тех­ни­че­ских харак­те­ри­стик реак­тора и реак­тор­ной уста­новки в целом.

В авгу­сте 1955 года выхо­дит Поста­нов­ле­ние пра­ви­тельства СССР, кото­рым раз­ра­ботка про­екта водо-водя­ного энерге­ти­че­ского реак­тора офици­ально пору­ча­ется ОКБ «Гид­ропресс».

В сен­тябре 1955 года выпус­ка­ется уточ­нен­ное тех­ни­че­ское зада­ние на реак­тор ВЭС-2, кото­рый с этого момента уже офици­ально име­но­вался ВВЭР. Основ­ные кор­рек­ти­ровки кос­ну­лись парамет­ров топ­лив­ной загрузки: при­род­ный уран должен был загружаться в виде дву­окиси, а обогащен­ный уран — в виде метал­ло­ке­рамики, состо­ящей из дву­окиси урана и алюми­ни­е­вого сплава. При­чем уро­вень обогаще­ния был суще­ственно повышен (с 2 % до 25 % по урану-235), что поз­во­лило сокра­тить общий вес загрузки топ­лива в актив­ную зону до 80 тонн.

Работы по даль­нейшему уточ­не­нию клю­че­вых парамет­ров реак­тора про­во­ди­лись до ноября. В част­но­сти, было при­знано целе­со­об­раз­ным уменьшить диаметр твэ­лов, что поз­во­лило суще­ственно раз­вить общую поверх­ность теп­ло­съема. В связи с этим необ­хо­димая загрузка урана была сокращена прак­ти­че­ски вдвое, параметры актив­ной зоны соста­вили 2,9 метра в диаметре и 2,5 метра в высоту (про­тив началь­ных 3,7 и 3,2 метра соот­вет­ственно), а мощ­ность реак­тора уве­ли­чена до 730 МВт теп­ло­вых.

Были уточ­нены также размеры корпуса (3,8 метра — внеш­ний диаметр при длине порядка 12 мет­ров), кото­рые ока­за­лись пре­дель­ными по возмож­но­стям завода-изго­то­ви­теля и пере­возке гото­вого изде­лия желез­но­до­рож­ным транспор­том.

Таким обра­зом, в тече­ние 1955 года оста­лись неизмен­ными, по сути, лишь три клю­че­вые харак­те­ри­стики реак­тор­ной уста­новки: мате­риал обо­ло­чек твэ­лов (цир­ко­ни­е­вый сплав), темпе­ра­тура теп­ло­но­си­теля на входе в реак­тор (250 °С) и дав­ле­ние насыщен­ного пара перед тур­би­ной.

При созда­нии ВВЭР-1 кон­струк­торы и про­ек­ти­ровщики исхо­дили из сле­дующих основ­ных принци­пи­аль­ных положе­ний:

• направ­ле­ние движе­ния теп­ло­но­си­теля снизу-вверх, что гаран­ти­ро­вало охла­жде­ние топ­лив­ных элемен­тов при ава­рий­ных ситу­ациях с обес­то­чи­ва­нием глав­ных цир­ку­ляци­он­ных насо­сов;
• параметры теп­ло­но­си­теля (дав­ле­ние и темпе­ра­тура) должны обес­пе­чи­вать про­из­вод­ство в паро­ге­не­ра­то­рах сухого насыщен­ного пара;
• форми­ро­ва­ние актив­ной зоны из непо­движ­ных шестигран­ных рабо­чих кас­сет и обра­зо­ва­ние в ней шестигран­ных же кана­лов для пере­движе­ния орга­нов компен­сации реак­тив­но­сти и ава­рий­ной защиты реак­тора;
• при­ме­не­ние для топ­лив­ных кас­сет и обо­ло­чек теп­ло­вы­де­ляющих элемен­тов спла­вов цир­ко­ния, имеющих наименьшее сече­ние захвата нейтро­нов при обес­пе­че­нии необ­хо­димой меха­ни­че­ской проч­но­сти;
• при­ме­не­ние элек­троме­ха­ни­че­ских при­во­дов орга­нов управ­ле­ния реак­тора и принципа сво­бод­ного паде­ния орга­нов ава­рий­ной защиты.

В ноябре 1955 года был завершен эскиз­ный про­ект реак­тора ВВЭР-1. По про­екту реак­тор был без съем­ной крышки, на верх­нем полу­сфе­ри­че­ском куполе уста­нав­ли­ва­лись колонна диамет­ром 580 мм для перегру­зоч­ного устройства типа пан­тографа и люк диамет­ром 250 мм для выгрузки кас­сет. Этот вари­ант из-за свое­об­раз­ной формы полу­чил шуточ­ное назва­ние «Гру­зин­ский кувшин».

Мате­ри­алы эскиз­ного про­екта были направ­лены в Мин­тяж­маш 13 декабря 1955 года, где 19 декабря 1955 года он был одоб­рен на засе­да­нии спе­ци­аль­ного тех­ни­че­ского совета Мин­тяж­маша с рекомен­дацией преду­смот­реть в корпусе реак­тора съем­ную верх­нюю крышку.

Окон­ча­тель­ный тех­ни­че­ский про­ект реак­тора ВВЭР-1 был готов в 1956 году.

Про­ект преду­смат­ри­вал двух­кон­тур­ную теп­ло­вую схему реак­тора. Выходя из реак­тора, теп­ло­но­си­тель-вода про­хо­дит по цир­ку­ляци­он­ным пет­лям к паро­ге­не­ра­то­рам, и, отда­вая в них тепло воде вто­рого кон­тура, обра­зует насыщен­ный пар. Теп­ло­вая мощ­ность реак­тора — 760 МВт, коли­че­ство цир­ку­ляци­он­ных петель — 6.

По про­екту корпус реак­тора был цель­но­ко­ва­ный цилин­дри­че­ский с при­вар­ным ниж­ним эллип­ти­че­ским днищем и верх­ней съем­ной плос­кой крыш­кой. Внут­рен­ний диаметр корпуса реак­тора в цен­траль­ной части состав­лял 3,6 м при высоте 11,1 м. В актив­ной зоне высо­той 2,5 м и диамет­ром 2,88 м уста­нав­ли­ва­ется 312 теп­ло­вы­де­ляющих сбо­рок с разме­ром под ключ 144 мм, а также 37 орга­нов регу­ли­ро­ва­ния. Высота топ­лив­ного столба в твэле диамет­ром 10,2 мм рав­ня­лась 2500 мм. Сред­нее обогаще­ние топ­лива состав­ляло 2 % по урану-235, при этом преду­смат­ри­ва­лась сред­няя глу­бина выго­ра­ния топ­лива 12 МВт.сут/кг U.

В верх­нем при­ре­ак­тор­ном про­стран­стве для защиты от гамма-излу­че­ния корпуса уста­нов­лена кольце­вая метал­ли­че­ская ферма, запол­нен­ная чугун­ными пли­тами. Ниже бан­дажа размещены короба с чугун­ной дро­бью, препят­ствующие «про­стрелу» по щели между корпу­сом и при­мы­кающими кон­струкци­ями по высоте между кольце­вой фермой и кольце­вым водя­ным баком. Корпус реак­тора опо­я­сы­вает кольце­вая бетон­ная кладка толщи­ной 900 мм. Потоки ради­ации в боко­вом направ­ле­нии ослаб­ляются внутри реак­тора водо-желез­ной защи­той, состо­ящей из металла внут­ри­корпус­ных устройств (шахты, кор­зины и экрана) и кольце­вых слоев воды. Даль­нейшее воз­действие ради­ации ослаб­ля­ется стен­кой корпуса с наплав­кой, водой бака кольце­вой защиты (толщина слоя 1,0 м), а за ним бето­ном шахты реак­тора.

К началу 1957 года были полу­чены рас­чет­ные дан­ные, сви­де­тельствующие о целе­со­об­раз­но­сти суще­ствен­ного сниже­ния степени обогаще­ния урана в актив­ной зоне, а также замены при­род­ного урана на уран с обогаще­нием порядка 1 % по урану-235. Таким обра­зом, наме­ти­лось движе­ние к одно­род­ной с точки зре­ния обогаще­ния актив­ной зоне. Окон­ча­тель­ный пере­ход к одно­род­ной актив­ной зоне стал возможен благо­даря изна­чально заложен­ной в концепцию реак­то­ров типа ВВЭР гиб­ко­сти компо­новки актив­ной зоны, кото­рая и в даль­нейшем неод­но­кратно спо­соб­ство­вала совершен­ство­ва­нию тех­но­логии.

В соот­вет­ствии с поста­нов­ле­нием Пра­ви­тельства от 8 марта 1958 года на Подольском маши­но­стро­и­тель­ном заводе им. Орджо­ни­кидзе (ЗиО), как голов­ном заводе-изго­то­ви­теле и поставщике корпус­ных реак­то­ров и обо­ру­до­ва­ния 1-го кон­тура, было начато стро­и­тельство стенда кон­троль­ной сборки реак­тора. Его необ­хо­димость воз­никла в связи с тем, что корпус реак­тора, фланцы чех­лов СУЗ и ячейки кор­зины под кас­сеты обра­ба­ты­ва­лись на раз­лич­ных заво­дах, каналы же СУЗ пред­став­ляли зна­чи­тель­ную длину (около 12 м), и в них должно быть обес­пе­чено сво­бод­ное прямо­ли­ней­ное перемеще­ние меха­низмов и кас­сет орга­нов регу­ли­ро­ва­ния. На этом же стенде должны были пройти отра­ботка всех манипу­ляций перегру­зоч­ной машины с кас­се­тами, испыта­ния транспортно-тех­но­логи­че­ского обо­ру­до­ва­ния и гай­ко­верта для затяжки глав­ного уплот­не­ния реак­тора.

В связи с тем, что корпус реак­тора во избежа­ние задержки мон­таж­ных работ отправ­лялся с Ижор­ского завода непо­сред­ственно на стро­и­тель­ную площадку без завоза на ЗиО, для целей кон­троль­ной сборки был изго­тов­лен тех­но­логи­че­ский корпус, заме­няющий штат­ный и несущий нагрузку только гид­ро­ста­ти­че­ского дав­ле­ния. Он был уста­нов­лен на спе­ци­аль­ную несущую ферму и рас­по­лагался внутри резер­ву­ара, ими­ти­рующего перегру­зоч­ный бас­сейн, благо­даря чему могли быть отра­бо­таны все тех­но­логи­че­ские опе­рации по перегрузке кас­сет под водой.

Все необ­хо­димые опе­рации по кон­троль­ной сборке обо­ру­до­ва­ния были про­ве­дены в 1962 году, и обо­ру­до­ва­ние было подго­тов­лено для отправки на стройплощадку. Местом рас­по­ложе­ния новой атом­ной элек­тро­станции, на кото­рой пла­ни­ро­ва­лось постро­ить энерго­блок с реак­то­ром ВВЭР-1, стала Воро­неж­ская область, испыты­вавшая ост­рый дефицит элек­троэнергии.

Стро­и­тельство энерго­блока № 1 Ново­во­ро­неж­ской АЭС нача­лось в 1957 году. Про­ек­том атом­ной станции занимался «Теп­лоэлек­тропро­ект».

Мон­таж тех­но­логи­че­ского обо­ру­до­ва­ния реак­тор­ной уста­новки, тру­бопро­во­дов, КИП и авто­ма­тики, вен­ти­ляци­он­ного цен­тра, стро­и­тель­ных кон­струкций реак­тор­ного отде­ле­ния, а также спе­ц­во­до­очистки и «могиль­ни­ков» жид­ких и сухих отхо­дов вел с 1958 года «Цен­троэнерго­мон­таж» (ЦЭМ).

В 1960 году были начаты мон­таж обо­ру­до­ва­ния и тру­бопро­во­дов 1-го кон­тура, паро­ге­не­ра­то­ров — в 1961 году. 5 апреля 1962 года на штат­ное место был уста­нов­лен корпус реак­тора, поступивший с Ижор­ского завода. Начался мон­таж основ­ной тех­но­логи­че­ской линии пер­вого кон­тура, завершен­ный в 1963 году.

Непо­сред­ствен­ное уча­стие спе­ци­а­ли­стов ЦЭМ в кон­троль­ной сборке реак­тора на заводе-изго­то­ви­теле (стенд Р-ЗиО), посто­ян­ный автор­ский над­зор КБ «Гид­ропресс» и шеф-мон­таж заво­дов-изго­то­ви­те­лей обес­пе­чили каче­ствен­ное про­ве­де­ние мон­тажа пер­вого промыш­лен­ного корпус­ного реак­тора.

Руко­вод­ство всем комплек­сом пуско-нала­доч­ных работ осуществ­ляла меж­ве­дом­ствен­ная пус­ко­вая комис­сия (МПК). Она состо­яла из пред­ста­ви­те­лей науч­ных, про­ектно-кон­струк­тор­ских, пуско-нала­доч­ных, стро­и­тельно-мон­таж­ных орга­ни­за­ций и дирекции станции. ОКБ «Гид­ропресс» раз­ра­бо­тало необ­хо­димую пуско-нала­доч­ную тех­ни­че­скую докумен­тацию (программы, мето­дики, инструкции, чер­тежи пуско-нала­доч­ных при­спо­соб­ле­ний), будущие экс­плу­а­таци­он­ники про­вели стажи­ровку на объек­тах Инсти­тута атом­ной энергии и Обнин­ской АЭС. Фак­ти­че­ская про­должи­тель­ность пуско-нала­доч­ных работ соста­вила 12 месяцев.

Науч­ное руко­вод­ство физпус­ком и энергопус­ком реак­тора осуществ­лял Инсти­тут атом­ной энергии.

В осво­е­нии мощ­но­сти реак­тора можно выде­лить ряд важ­нейших дат. 17 декабря 1963 года состо­я­лись достиже­ние кри­тич­но­сти и физи­че­ский пуск. Это был пред­ва­ри­тель­ный физи­че­ский пуск на холод­ной воде при открытой крышке. Он про­де­мон­стри­ро­вал соот­вет­ствие про­ект­ных ядерно-физи­че­ских харак­те­ри­стик реаль­ной актив­ной зоне реак­тора.

После заверше­ния всех стро­и­тельно-мон­таж­ных работ 8 сен­тября 1964 года начался повтор­ный физпуск. 30 сен­тября 1964 года в 15 часов 45 минут на элек­три­че­ской нагрузке 26 МВт тур­бо­ге­не­ра­тор № 2 был син­хро­ни­зи­ро­ван с Еди­ной Европе­йской энерго­си­стемой — состо­ялся энерге­ти­че­ский пуск. 7 октября элек­три­че­ская мощ­ность реак­тора была уве­ли­чена до 70 МВт. 27 декабря 1964 года энерго­блок № 1 с пер­вым в стране водо-водя­ным энерге­ти­че­ским реак­то­ром ВВЭР-210 выве­ден на про­ект­ную мощ­ность 210 тыс. кВт.

В ноябре 1965 года энерго­блок № 1 Ново­во­ро­неж­ской АЭС выра­бо­тал 1-й млрд кВтч элек­троэнергии, после чего была про­из­ве­дена пер­вая перегрузка топ­лива. 13 декабря 1965 года энерго­блок № 1 был вве­ден в промыш­лен­ную экс­плу­а­тацию.

По удель­ной энерго­напряжен­но­сти и эко­номич­но­сти исполь­зо­ва­ния топ­лива реак­тор ВВЭР-1 стал одним из лучших реак­то­ров такого типа. Уже пер­вые месяцы экс­плу­а­тации блока под­твер­дили надеж­ную рабо­то­спо­соб­ность его основ­ных и вспомога­тель­ных систем в раз­лич­ных режимах. Благо­даря эффекту само­регу­ли­ро­ва­ния реак­тор ока­зался устой­чив в работе и легко управ­ляем.

Однако после нескольких месяцев работы в пер­вом кон­туре реак­тора ВВЭР-1 был обна­ружен радио­ак­тив­ный кобальт. При оста­новке реак­тора была про­из­ве­дена смена воды, тем не менее, через несколько месяцев радио­ак­тив­ный кобальт снова появился, более того, он стал накап­ли­ваться. Это уже вызы­вало серьез­ные опа­се­ния: радио­ак­тив­ный кобальт мог осесть на стенки реак­тора, тру­бопро­во­дов, обо­ру­до­ва­ния, а изба­виться от него в усло­виях экс­плу­а­тации АЭС не так-то про­сто.

При­чина появ­ле­ния радио­ак­тив­ного кобальта была обна­ружена в глав­ных цир­ку­ляци­он­ных насо­сах, где при­ме­ня­лись вкла­дыши под­шип­ни­ков из спе­ци­аль­ного сплава — стел­лита, обла­дающего высо­кой стой­ко­стью про­тив исти­ра­ния и содержащего от 47 до 53 % кобальта. Постепенно исти­ра­ясь, хотя и в очень небольших коли­че­ствах, кобальт попа­дал в актив­ную зону и под вли­я­нием нейтрон­ного облу­че­ния ста­но­вился радио­ак­тив­ным. При­ш­лось заме­нить стел­лит бес­ко­бальто­вым спла­вом.

Выяв­лен­ные в ходе осво­е­ния блока резервы были реа­ли­зо­ваны, в результате чего его про­ект­ная элек­три­че­ская мощ­ность была пере­крыта и в январе 1966 года достигла 240 МВт. Мощ­ность реак­тора можно было бы еще уве­ли­чить, но огра­ни­че­ние внесли уста­нов­лен­ные в машин­ном зале тур­бо­ге­не­ра­торы и система охла­жде­ния, не рас­счи­тан­ные на большое уве­ли­че­ние мощ­но­сти.

Осо­бен­но­стью экс­плу­а­тации всех водо-водя­ных реак­то­ров явля­ется необ­хо­димость пол­ной оста­новки реак­тора для перегрузки твэ­лов. Для этого необ­хо­димы разгерме­ти­за­ция реак­тора и сня­тие его много­тон­ной крышки. При про­должи­тель­но­сти кампа­нии реак­тора этого типа около 3 лет частич­ная перегрузка твэ­лов (при­мерно одна треть), поз­во­ляющая повы­сить выго­ра­ние, про­из­во­дится ежегодно.

Работа по перегрузке — слож­ная и дли­тель­ная опе­рация, к кото­рой экс­плу­а­таци­он­ники станции должны гото­виться заблаго­временно, так как от степени подго­тов­лен­но­сти и вооружен­но­сти пер­со­нала спе­ци­аль­ными при­спо­соб­ле­ни­ями зави­сит дли­тель­ность перегрузки, каче­ство про­ве­ден­ных опе­раций и, глав­ное, даль­нейшая бес­пе­ре­бой­ная работа ядер­ного реак­тора.

Перед пер­вой оста­нов­кой реак­тора Ново­во­ро­неж­ской АЭС в ноябре 1965 года для перегрузки была состав­лена подроб­ная программа после­до­ва­тель­ных опе­раций с одно­времен­ным про­ве­де­нием ремонт­ных и демон­таж­ных работ. Эта программа вклю­чала: оста­новку блока, рас­хо­лажи­ва­ние пер­вого и вто­рого кон­ту­ров; разуп­лот­не­ние крышки реак­тора и расцеп­ле­ние при­во­дов системы управ­ле­ния защиты реак­тора с кас­се­тами; сня­тие крышки реак­тора и извле­че­ние нажим­ной решетки; устра­не­ние течи в системе авто­ма­ти­че­ского регу­ли­ро­ва­ния; демон­таж меха­низмов ава­рий­ной защиты и уста­новку новых; про­верку герме­тич­но­сти твэ­лов; перегрузку ядер­ного топ­лива; про­верку под­кри­тич­но­сти реак­тора; уста­новку нажим­ной решетки; уплот­не­ние крышки реак­тора; гид­рав­ли­че­ское испыта­ние пер­вого кон­тура; вывод блока на элек­три­че­скую мощ­ность.

Экс­плу­а­таци­он­ный пер­со­нал Ново­во­ро­неж­ской АЭС хорошо спра­вился с пер­вой перегруз­кой, про­ве­ден­ной с 29 октября по 11 декабря 1965 года за 43 дня. Про­ве­ден­ная в мае-июне 1968 года чет­вер­тая перегрузка атом­ного реак­тора Ново­во­ро­неж­ской АЭС осуществ­лена уже за гораздо меньший срок — 29 суток. Все после­дующие перегрузки ядер­ного топ­лива про­хо­дили в корот­кие сроки, при­чем они, как пра­вило, совмеща­лись с необ­хо­димой реви­зией и ремон­том тур­бо­ге­не­ра­тор­ного обо­ру­до­ва­ния.

Благо­даря этому коэффици­ент исполь­зо­ва­ния мощ­но­сти реак­тора рос год от года. В 1965 году он был равен 54 %; в 1966 году — 68 %; в 1967 году — 74 %; в 1968 году — 86 %; в 1969 году — 80 %. В даль­нейшем он нахо­дился на уровне около 80 %.

В январе 1969 года под науч­ным руко­вод­ством спе­ци­а­ли­стов Инсти­тута атом­ной энергии им. И. В. Кур­ча­това был про­ве­ден экс­пе­римент по допол­ни­тель­ному уве­ли­че­нию мощ­но­сти реак­тора. 7 января начался постепен­ный подъем элек­три­че­ской мощ­но­сти до 280 МВт. На этой мощ­но­сти энерго­блок № 1 про­ра­бо­тал непре­рывно в тече­ние 72 часов. Таким обра­зом, новая уста­нов­лен­ная элек­три­че­ская мощ­ность энерго­блока стала больше про­ект­ной (210 МВт) на 34 %. Эту допол­ни­тель­ную элек­три­че­скую мощ­ность (70 МВт) стало возмож­ным пере­дать на тур­бо­ге­не­ра­торы, так как к ранее уста­нов­лен­ным трем тур­бо­ге­не­ра­то­рам по 70 МВт был временно под­клю­чен чет­вер­тый тур­бо­ге­не­ра­тор стро­ящегося энерго­блока № 2 АЭС.

Вме­сте с тем, в ходе экс­плу­а­тации были выяв­лены и неко­то­рые кри­ти­че­ские недо­четы реак­тора ВВЭР-1. Это, в част­но­сти, кос­ну­лось теп­ло­вого экрана, пред­став­лявшего собой цилин­дри­че­скую обо­лочку между шах­той и корпу­сом реак­тора и пред­на­зна­чен­ного для уменьше­ния вли­я­ния излу­че­ния на корпус реак­тора.

В конце 1969 года креп­ле­ния экрана раз­ру­ши­лись, и обо­рвавшийся экран частично пере­крыл рас­ход теп­ло­но­си­теля, что при­вело к уве­ли­че­нию пере­пада дав­ле­ния в реак­торе и росту радио­ак­тив­но­сти воды в пер­вом кон­туре. Воз­никла необ­хо­димость экс­трен­ной раз­борки реак­тора, извле­че­ния деформи­ро­ван­ного обо­ру­до­ва­ния, ремонта корпуса и после­до­вавшему суще­ствен­ному изме­не­нию кон­струкции внут­ри­корпус­ных устройств реак­тора.

Нена­деж­ными ока­за­лись и глав­ные цир­ку­ляци­он­ные насосы пер­вого кон­тура, кото­рые были заме­нены на усо­вершен­ство­ван­ные. В то же время паро­ге­не­ра­торы отра­бо­тали без замены 20 лет.

Созда­ние пер­вого реак­тора ВВЭР, ввод его в экс­плу­а­тацию на энерго­блоке № 1 НВАЭС и опыт экс­плу­а­тации имели исклю­чи­тельно большое зна­че­ние для даль­нейшего раз­ви­тия АЭС с ВВЭР в нашей стране и совет­ских про­ек­тов за рубежом. ВВЭР-1 дал возмож­ность про­верки пра­виль­но­сти при­ня­тых тех­ни­че­ских реше­ний, и оценки водо-водя­ного направ­ле­ния раз­ви­тия атом­ной энерге­тики.

Многие тех­ни­че­ские реше­ния, кото­рые были впер­вые исполь­зо­ваны при раз­ра­ботке реак­тора ВВЭР-1/ВВЭР-210, впо­след­ствии стали «фамиль­ными» чер­тами водо-водя­ной тех­но­логии и сохра­ни­лись во всех после­дующих поко­ле­ниях уста­но­вок ВВЭР раз­лич­ной мощ­но­сти. К тако­вым отно­сятся, напри­мер, тре­уголь­ная раз­бивка рас­по­ложе­ния кас­сет в актив­ной зоне реак­тора и твэ­лов — в ТВС; цир­ко­ни­е­вый сплав с нио­бием в каче­стве мате­ри­ала твэ­лов; высо­копроч­ная леги­ро­ван­ная угле­ро­ди­стая сталь в каче­стве мате­ри­ала корпуса реак­тора, кото­рый изго­тав­ли­ва­ется из цель­но­ко­ва­ных обе­чаек без про­доль­ных швов; а также компо­новка при­во­дов СУЗ на съем­ном верх­нем блоке (крышке) реак­тора. Отдельно сле­дует выде­лить при­ме­не­ние паро­ге­не­ра­то­ров гори­зон­таль­ного типа с труб­ной решет­кой в виде двух цилин­дри­че­ских кол­лек­то­ров.

Энерго­блок № 1 Ново­во­ро­неж­ской АЭС с реак­то­ром ВВЭР-210 был оста­нов­лен в 1984 году и выве­ден из экс­плу­а­тации в связи с исчерпа­нием ресурса.

Вскоре за про­ек­том реак­тора ВВЭР-1 (ВВЭР-210) ОКБ «Гид­ропресс» при­ступило к про­ек­ти­ро­ва­нию реак­тора В-2 (ВВЭР-70), пред­на­зна­чен­ного для атом­ной элек­тро­станции «Райн­с­берг» в ГДР. 17 июля 1956 года Инсти­тут атом­ной энергии выдал тех­ни­че­ское зада­ние на про­ект реак­тора В-2 теп­ло­вой мощ­но­стью 265 МВт и элек­три­че­ской мощ­но­стью 70 МВт. В январе 1957 года ОКБ «Гид­ропресс» при­ступило к подго­товке тех­ни­че­ского про­екта реак­тора, завершив его в конце 1958 года. Он в основ­ном повто­рял про­ект реак­тора ВВЭР-1. Глав­ные отли­чия заклю­ча­лись в крышке реак­тора, кото­рая была сде­лана не плос­кой, а полуэл­лип­ти­че­ской, и одно­ряд­ном рас­по­ложе­нии глав­ных патруб­ков. Уплот­не­ние крышки с корпу­сом реак­тора осуществ­ля­лось кли­но­вой нике­ле­вой про­клад­кой.

При двух­кон­тур­ной теп­ло­вой схеме реак­тор В-2 соеди­нялся с тремя паро­ге­не­ра­то­рам вер­ти­каль­ного типа (у реак­тора ВВЭР-1 — гори­зон­таль­ные) тремя тру­бопро­во­дами из нержа­веющей стали. На каж­дой петле уста­нав­ли­вался цен­тро­беж­ный цир­ку­ляци­он­ный насос бес­саль­ни­ко­вого типа. Темпе­ра­тура воды на входе в реак­тор состав­ляла 250 °С, на выходе — 267 °С (про­тив 270 °С у ВВЭР-1). Дав­ле­ние на выходе из актив­ной зоны состав­ляло 100 атм (ана­логично ВВЭР-1). Тепло, выде­ляюще­еся в актив­ной зоне реак­тора, отво­ди­лось водой пер­вого кон­тура и пере­да­ва­лось через паро­ге­не­ра­торы во вто­рой кон­тур, где полу­чался пар под дав­ле­нием 32 атм.

Также как в реак­торе ВВЭР-210 для воз­действия на реак­тив­ность реак­тора в кон­струкции преду­смот­рены регу­ли­рующие сборки системы управ­ле­ния защи­той (СУЗ), снабжен­ные при­во­дами. Часть таких сбо­рок, пред­на­зна­чен­ных в основ­ном для компен­сации пол­ного запаса реак­тив­но­сти, содержала в верх­ней части погло­ти­тели из бори­стой стали, а в ниж­ней — сборку с ядер­ным топ­ли­вом, ана­логич­ную по кон­струкции топ­лив­ной ТВС. Допол­ни­тельно име­лись сборки ава­рий­ной защиты, не имеющие топ­лива и пред­на­зна­чен­ные для быст­рой оста­новки цеп­ной реакции. В актив­ной зоне уста­нав­ли­ва­лись 132 сборки с ура­ном, обогащен­ным до 2 %.

Внут­рен­ний диаметр корпуса реак­тора состав­лял 2,65 м при высоте 11,19 м. Неко­то­рые внут­ри­корпус­ные детали реак­тора В-2 по срав­не­нию с реак­то­ром ВВЭР-1 с уче­том опыта ввода в экс­плу­а­тацию послед­него в экс­плу­а­тацию были уда­лены. С дру­гой сто­роны, была добав­лена система ава­рий­ной откачки воды из корпуса реак­тора, вме­сто погло­ти­те­лей двух компен­си­рующих кас­сет уста­нов­лены кад­ми­е­вые чехлы с высо­ко­чув­стви­тель­ными бор­ными счет­чи­ками.

Очистка воды для пер­вого кон­тура, как и в про­екте ВВЭР-1, осуществ­ля­лась в выпар­ных аппа­ра­тах.

К концу 1960 года рабо­чие чер­тежи реак­тора были закон­чены и пере­даны в про­из­вод­ство. Корпус реак­тора опять изго­тав­ли­вали на Ижор­ском заводе. Кон­троль­ная сборка реак­тора вновь про­во­ди­лась на спе­ци­аль­ном стенде на заводе им. Орджо­ни­кидзе, после чего обо­ру­до­ва­ние было отправ­лено в ГДР.

Сооруже­ние самой АЭС «Райн­с­берг» стар­то­вало 1 января 1960 года.

В 1966 году после успеш­ного про­ве­де­ния горя­чей обкатки состо­ялся физи­че­ский пуск, в ходе кото­рого были полу­чены зна­че­ния запаса реак­тив­но­сти, диффе­ренци­аль­ной и интеграль­ной эффек­тив­но­сти орга­нов ава­рий­ной защиты управ­ляющих групп, темпе­ра­тур­ного коэффици­ента и эффекта реак­тив­но­сти, что поз­во­лило без про­блем выйти на энерге­ти­че­ский пуск. 6 мая 1966 года АЭС «Райн­с­берг» была впер­вые под­клю­чена к энерго­си­стеме, а 9 мая вве­дена в опытно-промыш­лен­ную экс­плу­а­тацию. 11 октября 1966 года станция была сдана в промыш­лен­ную экс­плу­а­тацию. В даль­нейшем АЭС «Райн­с­берг» полу­чила ста­тус опытно-промыш­лен­ной.

Её опыт экс­плу­а­тации также выявил большие резервы по повыше­нию элек­три­че­ской мощ­но­сти (+10 МВт (эл.)), однако их реа­ли­за­ция была невозможна по усло­вию коэффици­ента нерав­но­мер­но­сти энерго­вы­де­ле­ния. Исполь­зо­ва­ние ядер­ного топ­лива также ока­за­лось суще­ственно лучше рас­чет­ного. К чет­вер­тому году экс­плу­а­тации реак­тора выго­ра­ние топ­лива достигло 11,75 МВт*сутки/кг урана, что пре­вы­сило про­ект­ное зна­че­ние на 35 %.

Коэффици­ент исполь­зо­ва­ния уста­нов­лен­ной мощ­но­сти реак­тора ока­зался доста­точно высо­ким, более 70 %, при этом в зим­ний период он достигал 90 %.

Суще­ствен­ное вли­я­ние на эффек­тив­ность работы реак­тора ока­зы­вали срав­ни­тельно дли­тель­ные оста­новки для перегрузки топ­лива и профи­лак­ти­че­ского ремонта, при этом сама проце­дура перегрузки занимала только 25 % времени, осталь­ное тра­ти­лось на съем и уста­новку крышки, реви­зию обо­ру­до­ва­ния и пуск реак­тора.

Экс­плу­а­тация энерго­блока выявила и ряд кон­струк­тив­ных недо­стат­ков, в основ­ном отно­сящихся ко вто­рому кон­туру реак­тора, к кото­рому при изго­тов­ле­нии и мон­таже предъяв­ля­лись не столь высо­кие тре­бо­ва­ния. Так, на пер­вом кон­туре имели место сра­ба­ты­ва­ния ава­рий­ной защиты из-за выхода из строя элек­троэлемен­тов системы защиты.

Хотя у неко­то­рых твэ­лов наблю­да­лась потеря герме­тич­но­сти, сопро­вож­давша­яся утеч­кой радио­ак­тив­ных газов, в целом топ­ливо про­де­мон­стри­ро­вало устой­чи­вую работу. Несколько десят­ков кас­сет даже про­ра­бо­тали на 1 кампа­нию дольше рас­чет­ной.

В 1973 году на АЭС «Райн­с­берг» про­изошла ава­рия, вызван­ная раз­рывом тру­бопро­вода кон­тура охла­жде­ния — силь­ные виб­рации в системе подпитки водой при­вели обрыву вспомога­тель­ных тру­бопро­во­дов, — кото­рая была быстро лик­ви­ди­ро­вана (2-й уро­вень по шкале INES).

В марте 1986 года, за пол­тора месяца до ава­рии на Чер­но­быльской АЭС, АЭС «Рейн­с­берг» была оста­нов­лена для про­ве­де­ния все­сто­рон­ней диагно­стики мате­ри­ала и рекон­струкции для уси­ле­ния ядер­ной без­опас­но­сти. По итогам диагно­стики было при­знано, что надеж­ность суще­ствующих систем без­опас­но­сти огра­ни­чена и при­годна только для защиты от огра­ни­чен­ного вида и коли­че­ства незна­чи­тель­ных инци­ден­тов. Также в докладе отме­ча­лось, что необ­хо­димый уже в преды­дущие годы ремонт не про­во­дился из-за недо­статка мате­ри­а­лов, обо­ру­до­ва­ния и мощ­но­стей. Ни к каким изме­не­ниям в работе АЭС «Райн­с­берг» доклад не при­вел.

После объеди­не­ния Восточ­ной и Запад­ной Герма­нии 1 июня 1990 года реак­тор В-2 был оста­нов­лен в связи с несо­от­вет­ствием стан­дар­там без­опас­но­сти.

Сле­дующий по времени созда­ния водо-водя­ной реак­тор полу­чил индекс ВВЭР-3М (ВВЭР-365). С одной сто­роны, его кон­струкция стала даль­нейшим раз­ви­тием тех­ни­че­ских реше­ний, реа­ли­зо­ван­ных в реак­торе ВВЭР-1, а с дру­гой сто­роны его актив­ная зона в даль­нейшем выступила про­то­типом для реак­тора сле­дующего поко­ле­ния — ВВЭР-440.

Новый реак­тор было решено реа­ли­зо­вать в каче­стве энерго­блока № 2 Ново­во­ро­неж­ской АЭС.

Про­ект­ное зада­ние на стро­и­тельство энерго­блока № 2 НВАЭС было утвер­ждено пра­ви­тельством 29 авгу­ста 1963 года. Науч­ный руко­во­ди­тель про­екта, глав­ный кон­струк­тор и глав­ный про­ек­ти­ровщик оста­лись те же, что и у реак­тора ВВЭР-1. В основу зада­ния была положена концепция мак­сималь­ного исполь­зо­ва­ния про­ве­рен­ных тех­ни­че­ских реше­ний и осво­ен­ных про­из­вод­ством тех­но­логий с одно­времен­ным уве­ли­че­нием мощ­но­сти реак­тора до 365 МВт. Такой под­ход предпо­лагал уско­ре­ние и сооруже­ния нового реак­тора и про­верки рабо­то­спо­соб­но­сти более энерго­нагружен­ной актив­ной зоны при сохра­не­нии разме­ров корпуса реак­тора.

Экс­пе­рименты, про­ве­ден­ные на реак­торе ВВЭР-1 по повыше­нию его мощ­но­сти, пока­зали, что при незна­чи­тель­ном уве­ли­че­нии парамет­ров пара еди­нич­ную мощ­ность тур­бо­ге­не­ра­тора можно повы­сить с 70 до 73 МВт. При этом при уста­новке 5 тур­бо­ге­не­ра­то­ров теп­ло­вая мощ­ность реак­тор­ной уста­новки воз­рас­тала до 1320 МВт, а элек­три­че­ская мощ­ность — до 365 МВт.

Для уве­ли­че­ния энерго­вы­де­ле­ния в актив­ной зоне на 75 % при тех же её разме­рах, было пред­ложено два пути.

Пер­вый — рост теп­ло­обмена за счет уве­ли­че­ния теп­ло­обмен­ных поверх­но­стей. Для этого пред­лага­лось сни­зить внеш­ний диаметр твэла с 10,2 до 9,1 мм, что уве­ли­чи­вало число твэ­лов в стан­дарт­ной ТВС с 90 до 126 штук, в результате чего поверх­ность теп­ло­съема воз­рас­тала на 28 %. Кроме того, для повыше­ния пре­дель­ного энерго­вы­де­ле­ния топ­лив­ных таб­ле­ток было пред­ложено выпол­нять их с цен­траль­ным отвер­стием, что при­мерно на 10 % повышало энерго­напряжен­ность топ­лива без опас­но­сти достиже­ния кри­ти­че­ской темпе­ра­туры.

Вто­рой путь повыше­ния мощ­но­сти актив­ной зоны предпо­лагал вырав­ни­ва­ние теп­ло­вы­де­ле­ния по всему объему актив­ной зоны и при­ближе­ние сред­них зна­че­ний теп­ло­вых парамет­ров к мак­сималь­ным. Вырав­ни­ва­ние теп­ло­вы­де­ле­ния по ради­усу актив­ной зоны достига­лось режимом регу­ли­ру­емой перегрузки топ­лива, при кото­ром свежее топ­ливо загружа­лось на перифе­рию актив­ной зоны с после­дующей пере­ста­нов­кой его в цен­траль­ную часть. А вырав­ни­ва­ние теп­ло­вы­де­ле­ния по высоте осуществ­ля­лось путем нерав­но­мер­ного по высоте размеще­ния выго­рающего погло­ти­теля. Уве­ли­чи­лось и число орга­нов СУЗ — 73 про­тив 37 в ВВЭР-1.

Допол­ни­тельно для кор­рекции искаже­ний полей энерго­вы­де­ле­ния стерж­нями СУЗ впер­вые в прак­тике ВВЭР для компен­сации запаса реак­тив­но­сти на выго­ра­ние был при­ме­нен принцип «мяг­кого регу­ли­ро­ва­ния» за счет исполь­зо­ва­ния погло­ти­те­лей в хво­сто­ви­ках кас­сет и рас­тво­рен­ной в воде пер­вого кон­тура бор­ной кис­лоты есте­ствен­ного изо­топ­ного состава. «Хими­че­ское» — бор­ной кис­ло­той — регу­ли­ро­ва­ние реак­тив­но­сти в даль­нейшем стало при­ме­няться во всех реак­то­рах ВВЭР.

Про­ект ВВЭР-3М преду­смат­ри­вал и изме­не­ния в глав­ном цир­ку­ляци­он­ном кон­туре реак­тора: 8 цир­ку­ляци­он­ных петель вме­сто 6. Впо­след­ствии такое коли­че­ство петель ока­за­лось избыточ­ным, и одна из них посто­янно состо­яла в резерве.

На реак­торе ВВЭР-3М была также опро­бо­вана система так назы­ва­емой «сухой» перегрузки топ­лива с исполь­зо­ва­нием кон­тей­нера для при­ема выгружа­емой ТВС, однако она не дока­зала свою «жиз­не­спо­соб­ность, и в сле­дующих про­ек­тах кон­струк­тора вер­ну­лись к исполь­зо­ва­нию «мок­рого» спо­соба перегрузки под защит­ным слоем воды.

Стро­и­тельство энерго­блока № 2 НВАЭС нача­лось в мае 1964 года.

После про­ве­де­ния холод­ной и горя­чей обка­ток блока и реви­зии обо­ру­до­ва­ния нача­лись работы по поэтап­ному пуску и выводу на мощ­ность энерго­блока. На пус­ко­вых испыта­ниях реак­тора ВВЭР-3М была про­ве­дена большая серия кри­ти­че­ских экс­пе­римен­тов. Иссле­до­ва­лись кри­ти­че­ские положе­ния орга­нов регу­ли­ро­ва­ния, эффек­тив­ность бор­ной кис­лоты, рас­пре­де­ле­ние энерго­вы­де­ле­ния по актив­ной зоне, коэффици­енты реак­тив­но­сти реак­тора и т.д.

При пуске энерго­блока № 2 активно исполь­зо­ва­лись возмож­но­сти рабо­тающего энерго­блока № 2. Так, все тур­бо­ге­не­ра­торы опро­бо­ва­лись в работе на мощ­но­сти 40-60 МВт на паре от паро­ге­не­ра­то­ров энерго­блока № 1, что поз­во­лило осуществ­лять неза­ви­симо пус­ко­вые работы по реак­тор­ному отде­ле­нию.

На пер­вой загрузке актив­ной зоны исполь­зо­ва­лись ТВС с раз­ным обогаще­нием: 1 %, 1,5 %, 2 % и 3 %. После загрузки под­кри­тич­ной зоны (с 6 по 28 октября 1969 года) была уста­нов­лена и уплот­нена штат­ная крышка реак­тора со всеми при­во­дами СУЗ. Горя­чая обкатка обо­ру­до­ва­ния пер­вого кон­тура заверши­лась 17 ноября.

Осо­бен­но­стью физи­че­ского пуска явля­лось отсут­ствие в актив­ной зоне спе­ци­аль­ного блока дат­чи­ков, что исклю­чило искаже­ние физи­че­ских харак­те­ри­стик актив­ной зоны. Кри­ти­че­ского состо­я­ния реак­тор достиг 23 декабря 1969 года в 13 час. 55 мин. 25 декабря мощ­ность реак­тора достигла 500 МВт, и 30 декабря блок был при­нят в промыш­лен­ную экс­плу­а­тацию. На этой мощ­но­сти энерго­блок № 2 Ново­во­ро­неж­ской АЭС про­ра­бо­тал без оста­но­вов до 21 января 1970 года.

С 7 марта 1970 года энерго­блок № 2 начал рабо­тать на мощ­но­сти 500 МВт в режиме бор­ного регу­ли­ро­ва­ния, что на 15 % улучшило рав­но­мер­ность энерго­вы­де­ле­ния в актив­ной зоне. К 14 апреля мощ­ность реак­тора ВВЭР-3 достигла номи­наль­ного зна­че­ния 1320 МВт. Пол­ный сброс нагрузки энерго­блока в пус­ко­вой период имел место только один раз из-за непо­ладки в системе элек­тропи­та­ния СУЗ. Также были выяв­лены и устра­нены неко­то­рые дефекты, в част­но­сти, воз­никли про­блемы с креп­ле­нием демпфер­ных труб в опор­ной решетке.

В 1972 году в процессе экс­плу­а­тации в реак­торе воз­ник непо­нят­ный метал­ли­че­ский звук. Сроч­ное вскрытие реак­тора пока­зало, что труба системы СУЗ ока­за­лась отре­зана от фланца из-за враще­ния пото­ком воды.

Энерго­блок № 2 Ново­во­ро­неж­ской АЭС был выве­ден из экс­плу­а­тации в а авгу­сте 1990 году в связи с окон­ча­нием про­ект­ного срока службы и несо­от­вет­ствия новым нормам без­опас­но­сти экс­плу­а­тации ядер­ных уста­но­вок, при­ня­тым после ава­рии на Чер­но­быльской АЭС.

Энерго­блоки ВВЭР-1, В-2 и В-3М обра­зо­вали пер­вое поко­ле­ние водо-водя­ных реак­то­ров. Опыт их созда­ния и экс­плу­а­тации заложил основу для созда­ния реак­то­ров ВВЭР сле­дующих поко­ле­ний, состав­ляющих гор­дость оте­че­ствен­ной атом­ной энерге­тики.

---

Фотогалерея‍6