ВВЭР-440: В-179, В-230, В-270, В-318

Один в пяти лицах

В январе 1966 года ОКБ «Гид­ропресс» при­ступил к раз­ра­ботке тех­ни­че­ского про­екта нового реак­тора ВВЭР-400, пред­на­зна­чен­ного для типо­вой серий­ной атом­ной элек­тро­станции с двумя энерго­бло­ками. Тех­ни­че­ское зада­ние на новую атом­ную энерго­уста­новку было раз­ра­бо­тано совместно спе­ци­а­ли­стами Кур­ча­тов­ского инсти­тута и ОКБ «Гид­ропресс».

С самого начала работ кон­струк­тора стреми­лись заложить в реак­тор наи­бо­лее пере­до­вые тех­ни­че­ские реше­ния того времени. При раз­ра­ботке тех­ни­че­ского про­екта был мак­симально исполь­зо­ван опыт про­ек­ти­ро­ва­ния, изго­тов­ле­ния и экс­плу­а­тации реак­тор­ных уста­но­вок ВВЭР-1, В-2 и ВВЭР-3М. Уже 26 марта тех­ни­че­ский про­ект был пред­став­лен на рас­смот­ре­ние НТС Мин­сред­маша, и стал осно­вой для раз­ра­ботки про­ект­ного зада­ния на АЭС с реак­то­ром ВВЭР-400. Науч­ным руко­во­ди­те­лем работ стал Кур­ча­тов­ский инсти­тут, Глав­ным кон­струк­то­ром — ОКБ «Гид­ропресс», глав­ным про­ек­ти­ровщи­ком — Мос­ков­ский инсти­тут «Теп­лопро­ект».

Про­екты нового реак­тора и энерго­блока созда­ва­лись при отсут­ствии оте­че­ствен­ных норм и пра­вил созда­ния атом­ных энерге­ти­че­ских уста­но­вок, по общепромыш­лен­ным пра­ви­лам, лишь для наи­бо­лее ответ­ствен­ного обо­ру­до­ва­ния исполь­зо­ва­лась спе­ци­ально раз­ра­бо­тан­ная норма­тив­ная докумен­тация. Глав­ным принци­пом без­опас­но­сти явля­лось усло­вие невозмож­но­сти круп­ного нару­ше­ния герме­тич­но­сти пер­вого кон­тура, кото­рое могло бы при­ве­сти к суще­ствен­ному ухуд­ше­нию охла­жде­ния актив­ной зоны. Предпо­лага­лось, что за счет высо­кого каче­ства обо­ру­до­ва­ния, тру­бопро­во­дов и других компо­нен­тов реак­тор­ной уста­новки можно будет избежать зна­чи­тель­ного их повре­жде­ния, исклю­чив тем самым возмож­ность серьез­ной ава­рии.

В ходе про­ект­ных изыс­ка­ний было выяв­лено опре­де­лен­ное отста­ва­ние про­ек­ти­ру­емого энерго­блока по тех­нико-эко­номи­че­ским пока­за­те­лям от зару­беж­ных ана­логов. Это послужило пово­дом для пере­смотра тех­ни­че­ских парамет­ров и мощ­но­сти пер­вого кон­тура реак­тора в сто­рону их уве­ли­че­ния, в част­но­сти, элек­три­че­ская мощ­ность уста­новки выросла с 400 до 440 МВт, а реак­тор полу­чил наиме­но­ва­ние ВВЭР-440 (при­ня­тый в ОКБ «Гид­ропресс» индекс реак­тор­ной уста­новки В-179). Для этого темпе­ра­тура воды на входе в реак­тор была уве­ли­чена до 270 °С (про­тив 250 °С у ВВЭР-1), а на выходе — 300 °С (про­тив 270 °С у ВВЭР-1). Дав­ле­ние на выходе из актив­ной зоны состав­ляло 125 атм (про­тив 100 атм у ВВЭР-1).

Для ВВЭР-440 вновь была при­нята двух­кон­тур­ная теп­ло­вая схема 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 соста­вила 1375 МВт, коли­че­ство цир­ку­ляци­он­ных петель — 6. Каж­дая петля состо­яла из глав­ного цир­ку­ляци­он­ного насоса и паро­ге­не­ра­тора, соеди­нен­ных тру­бопро­во­дом услов­ным диамет­ром 500 мм. Из-за уве­ли­че­ния мощ­но­сти реак­тора диаметр паро­ге­не­ра­то­ров (ПГВ-4) также был уве­ли­чен.

Актив­ная зона реак­тора состо­яла из 276 теп­ло­вы­де­ляющих сбо­рок (ТВС) с твэ­лами из цир­ко­ния, содержащими таб­летки из дву­окиси урана обогаще­нием 2-3,5 %. Размер под ключ ТВС — 144 мм.

Рабо­чим орга­ном системы управ­ле­ния защи­той (СУЗ) явля­лись кас­сеты АРК. На них воз­лага­лись функции ава­рий­ного пре­краще­ния ядер­ной реакции, регу­ли­ро­ва­ния мощ­но­сти и компен­сации изме­не­ний реак­тив­но­сти. Кон­струк­тивно кас­сеты АРК ана­логичны ТВС. В актив­ной зоне размеща­лось 73 кас­сеты СУЗ. В отли­чие от преды­дущих про­ек­тов ВВЭР, где для перемеще­ния орга­нов регу­ли­ро­ва­ния при­ме­нены меха­низмы с кинема­ти­че­ской парой винт-шари­ко­вая гайка, в ВВЭР-440 исполь­зо­вался меха­низм с кинема­ти­че­ской парой рейка-шестерня.

Основ­ная компо­новка обо­ру­до­ва­ния пер­вого кон­тура и био­логи­че­ской защиты была ана­логична компо­новке реак­тора ВВЭР-3М. Сам реак­тор рас­по­лагался в герме­тич­ной бетон­ной шахте. Верх­няя часть шахты реак­тора герме­ти­зи­ро­ва­лась от реак­тор­ного зала защит­ным колпа­ком из стали и бетона.

Одним из основ­ных кон­струкци­он­ных отли­чий стало при­ме­не­ние сфе­ри­че­ской крышки, так как исполь­зо­ва­ние ранее при­ме­нявшейся плос­кой крышки было затруд­нено из-за повышен­ного дав­ле­ния внутри аппа­рата. Для сфе­ри­че­ской крышки изме­ни­лось и уплот­не­ние — теперь оно состо­яло из системы круг­лых нике­ле­вых про­кла­док с гиб­ким элемен­том. Корпус реак­тора (внут­рен­няя поверх­ность) решено было изго­тав­ли­вать без анти­кор­ро­зий­ного покрытия. Впо­след­ствии это потре­бо­вало серьез­ных изме­не­ний водно-хими­че­ского режима пер­вого кон­тура.

Кроме того, для уменьше­ния габа­рита верх­него блока и созда­ния возмож­но­сти осмотра и ремонта внут­рен­ней части сфе­ри­че­ской крышки ниж­няя часть верх­него блока была выде­лена в отдель­ный узел — блок защит­ных труб.

Поста­нов­ле­нием пра­ви­тельства от 29 сен­тября 1966 года было при­нято реше­ние об исполь­зо­ва­нии реак­тор­ной уста­новки В-179 при стро­и­тельстве энерго­бло­ков №№ 3 и 4 Ново­во­ро­неж­ской АЭС. Стро­и­тель­ные работы на основ­ных объек­тах площадки нача­лись в начале 1968 года. В начале сле­дующего года на блоке № 3 начался мон­таж основ­ного обо­ру­до­ва­ния, вклю­чая корпус реак­тора и паро­ге­не­ра­торы. Окон­ча­ние мон­тажа глав­ного цир­ку­ляци­он­ного кон­тура дало возмож­ность в декабре 1970 года про­ве­сти гид­рав­ли­че­ские испыта­ния обо­ру­до­ва­ния и тру­бопро­во­дов.

Пус­ко­на­ла­доч­ные работы на энерго­блоке № 3 нача­лись в декабре 1970 года и дли­лись год. Весь 1971 год велись мон­таж элек­тро­обо­ру­до­ва­ния и КИП, поуз­ло­вое опро­бы­ва­ние систем, горя­чая обкатка обо­ру­до­ва­ния… Системы, общие для энерго­бло­ков №№ 3 и 4, были смон­ти­ро­ваны и налажены при пуске энерго­блока № 3, что впо­след­ствии зна­чи­тельно уско­рило работы по энерго­блоку № 4.

Программа физи­че­ского пуска реак­тора ВВЭР-440 про­екта В-179 была рас­счи­тана на 12 дней. В ходе экс­пе­римен­тов была полу­чена зави­симость коэффици­ента реак­тив­но­сти от раз­лич­ных парамет­ров в широ­ком диапа­зоне темпе­ра­тур и мощ­но­стей, экс­пе­римен­тально про­ве­рена спо­соб­ность уста­новки к само­регу­ли­ро­ва­нию и др.

30 декабря 1971 года состо­ялся энерге­ти­че­ский пуск реак­тора. Осво­е­ние про­ект­ной мощ­но­сти про­должа­лось полгода — до июня 1972 года, хотя реаль­ный срок осво­е­ния соста­вил 4 месяца — два месяца были поте­ряны из-за поломки тур­бо­ге­не­ра­тора. При этом фак­ти­че­ская элек­три­че­ская мощ­ность блока № 3 (а впо­след­ствии и блока № 4) для клима­ти­че­ских усло­вий НВАЭС ока­за­лась рав­ной 417 МВт — эта мощ­ность впо­след­ствии была при­нята в каче­стве уста­нов­лен­ной.

В актив­ной зоне реак­тора при исполь­зо­ва­нии топ­лива с про­ект­ным началь­ным обогаще­нием 3,3 % уже к концу тре­тьей загрузки (1974 год) были достиг­нуты сред­няя глу­бина выго­ра­ния топ­лива 20,1 МВт*сут./кг урана и мак­сималь­ное выго­ра­ние 24,7 МВт*сут./кг урана. Даль­нейший пере­вод реак­тора на подпитку топ­ли­вом обогаще­нием 2,4 % и 3,6 % еще повы­сил выго­ра­ние. В реак­торе энерго­блока № 4 для подпитки стразу исполь­зо­ва­лось топ­ливо обогаще­нием 2,4 % и 3,6 % и была достиг­нута глу­бина выго­ра­ния топ­лива 30,1 МВт*сут./кг урана.

Серьез­ных недо­стат­ков в кон­струкции реак­то­ров В-179 за годы экс­плу­а­тации выяв­лено не было. Так, через неко­то­рое время после пуска энерго­блока № 3 на рубаш­ках патруб­ков цир­ку­ляци­он­ных петель были обна­ружены трещины. Их появ­ле­ние ока­за­лось свя­зано с высо­ко­ча­стот­ными коле­ба­ни­ями темпе­ра­туры теп­ло­но­си­теля из-за неод­но­род­но­сти теп­ло­вого поля потока.

На реак­тор­ной уста­новке В-179 была при­нята система «мок­рой» перегрузки топ­лива. На пер­вом этапе про­из­во­дится выгрузка отра­бо­тавших кас­сет из актив­ной зоны в чехлы и уста­новка на их место свежих кас­сет. Опе­рация про­из­во­дится под слоем воды перегру­зоч­ной маши­ной. Бас­сейн перегрузки рас­по­ложен в бетон­ной шахте реак­тора, в нем размеща­ется 10 кас­сет. На вто­ром этапе чехлы с отра­бо­тавшими кас­се­тами транспор­ти­руются из бас­сейна перегрузки в бас­сейн выдержки.

Блок № 3 обла­дал высо­ким уров­нем авто­ма­ти­за­ции, в част­но­сти, рас­четы режимов экс­плу­а­тации велись на элек­трон­ной информаци­онно-вычис­ли­тель­ной машине ИВ-500, кон­тро­ли­рующей основ­ные параметры работы реак­то­ров.

После ава­рии на Чер­но­быльской АЭС и при­ня­тия новых пра­вил ОПБ-88 потре­бо­ва­лось про­ве­де­ние спе­ци­аль­ных компен­си­рующих меропри­я­тий для повыше­ния без­опас­но­сти экс­плу­а­тации. В част­но­сти, были уста­нов­лены допол­ни­тель­ные аккуму­ля­тор­ные бата­реи, смон­ти­ро­ваны допол­ни­тель­ные дизель-гене­ра­торы и др.

Про­ект­ный срок экс­плу­а­тации реак­тора ВВЭР-440 был уста­нов­лен в 30 лет. Реа­ли­зо­ван­ные в 1999-2002 гг. меропри­я­тия поз­во­лили про­длить срок экс­плу­а­тации блока № 3 до 2016 года (блок оста­нов­лен 25 декабря). В част­но­сти, на реак­торе блока № 3 пер­вые был осуществ­лен терми­че­ский отжиг корпуса, поз­во­ливший вос­ста­но­вить свойства стали.

В рам­ках про­дле­ния срока экс­плу­а­тации энерго­блока № 4 НВАЭС про­ве­дено допол­ни­тельно более 40 меропри­я­тий. В масштаб­ной повтор­ной модер­ни­за­ции был исполь­зо­ван ресурс энерго­блока-донора № 3, созданы принци­пи­ально новые системы без­опас­но­сти, благо­даря кото­рым энерго­блок № 4 стал соот­вет­ство­вать самым современ­ным тре­бо­ва­ниям. После окон­ча­ния всех работ срок экс­плу­а­тации модер­ни­зи­ро­ван­ного энерго­блока № 4 про­длен ещё на 15 лет, и соста­вил суммарно 60 лет.

В июле 1969 года для обес­пе­че­ния надеж­ной экс­плу­а­тации реак­тора на номи­наль­ной мощ­но­сти и без­опас­но­сти при перегрузке топ­лива было при­нято реше­ние о вве­де­нии бора в теп­ло­но­си­тель пер­вого кон­тура реак­тора ВВЭР-440. След­ствием этого реше­ния стало сокраще­ние вдвое орга­нов СУЗ — с 73 до 37. Модер­ни­зи­ро­ван­ный реак­тор, про­ект кото­рого также раз­ра­бо­тал ОКБ «Гид­ропресс», полу­чил индекс В-230. Тех­ни­че­ское зада­ние на про­ект под назва­нием «Тех­ни­че­ское зада­ние на рекон­струкцию крышки и внут­ри­корпус­ных устройств реак­тора ВВЭР-440 (вари­ант с 37 орга­нами СУЗ)» выдал ИАЭ им. Кур­ча­това.

Про­ве­ден­ный теп­логид­рав­ли­че­ский рас­чет реак­тора пока­зал, что вне­сен­ные в кон­струкцию изме­не­ния прак­ти­че­ски не повли­яли на параметры охла­жде­ния актив­ной зоны. Тем не менее кон­струк­тора решили про­должить совершен­ство­ва­ние аппа­рата, чтобы исклю­чить недо­статки, выяв­лен­ные при экс­плу­а­тации действующих реак­то­ров ВВЭР. Так, напри­мер, для сниже­ния виб­рации шахты изме­нился меха­низм креп­ле­ния корпуса реак­тора. Таким обра­зом, наряду с сохра­не­нием основ­ных компо­но­воч­ных реше­ний в реак­торе В-230 отдель­ные узлы под­верг­лись суще­ствен­ным изме­не­ниям.

Для пер­вых экземпля­ров реак­то­ров ВВЭР-440 про­екта В-230 защит­ный экран выпол­нялся заодно целое с выем­ной шах­той. В после­дующем экран, как отдель­ный элемент, был исклю­чен, а его роль выпол­няла утолщен­ная цилин­дри­че­ская часть шахты.

В актив­ной зоне реак­тора В-230 размеща­лось 349 кас­сет, в том числе 37 кас­сет АРК.

Пер­венцем с реак­то­ром ВВЭР-440 вари­анта В-230 стал энерго­блок № 1 Кольской АЭС.

Реше­ние о стро­и­тельстве Кольской АЭС было при­нято Госу­дар­ствен­ным про­из­вод­ствен­ным коми­те­том по энерге­тике и элек­три­фи­кации СССР в марте 1964 года. Спе­ци­а­ли­сты инсти­тута «Теп­лоэнергопро­ект» выбрали уча­сток под стро­и­тельство на Кольском полу­ост­рове вблизи поселка Зашеек. Пер­вые стро­и­тели появи­лись там в конце ноября 1964 года. Непо­сред­ственно сооруже­ние АЭС берет начало 18 мая 1969 года, когда в осно­ва­ние будущей станции был уложен пер­вый кубометр бетона.

Будучи голов­ным (всего пла­ни­ро­ва­лось изго­то­вить 12 комплек­тов реак­то­ров В-230), реак­тор энерго­блока № 1 Кольской АЭС испыты­вался при пуске-наладке по расши­рен­ной программе. Напри­мер, допол­ни­тельно были про­ве­дены гид­рав­ли­че­ские испыта­ния по опре­де­ле­нию пере­па­дов дав­ле­ния теп­ло­но­си­теля, гид­рав­ли­че­ские и виб­раци­он­ные изме­ре­ния внут­ри­корпус­ных устройств и иссле­до­ва­ния темпе­ра­тур­ного поля отдель­ных зон реак­тора.

Кроме того, суще­ственно выросли тре­бо­ва­ния к при­ёмоч­ному кон­тролю поступающего обо­ру­до­ва­ния и каче­ству его мон­тажа. Уве­ли­чился как объем и номен­кла­тура кон­троля, так и каче­ствен­ные пока­за­тели исполь­зу­емого при этом при­бор­ного парка средств кон­троля.

В июне 1972 года реак­тор был уста­нов­лен на штат­ное место. В марте 1973 года на блоке № 1 Кольской АЭС были завершены гид­рав­ли­че­ские испыта­ния и промывка обо­ру­до­ва­ния. После горя­чей обкатки обо­ру­до­ва­ние 1-го кон­тура под­верг­лось пол­ной реви­зии, для чего реак­тор был разо­бран с извле­че­нием внут­ри­корпус­ных устройств. Ока­за­лось, что ниж­ние решетки рабо­чих кас­сет забиты уголь­ной крош­кой, струж­кой, посто­рон­ними пред­ме­тами, а на поверх­но­сти чех­ло­вых труб имеются надиры и царапины. Все кас­сеты были промыты, а четыре кас­сеты с мак­сималь­ными дефек­тами — заме­нены.

25 июня 1973 года начался физи­че­ский пуск реак­тора, энерго­блок № 1 Кольской АЭС с реак­то­ром В-230 был выве­ден на минимально кон­тро­ли­ру­емый уро­вень мощ­но­сти — в 18 часов 50 минут при­боры устой­чиво зафик­си­ро­вали начало реакции деле­ния в актив­ной зоне. А 29 июня в 15 часов 15 минут блок выдал в энерго­си­стему пер­вый ток.

25 декабря 1973 года энерго­блок № 1 был выве­ден на про­ект­ную мощ­ность. После­дующие изме­ре­ния теп­логид­рав­ли­че­ских харак­те­ри­стик реак­тора пока­зали, что он обес­пе­чи­вает про­ект­ную мощ­ность 1375 МВт (тепл).

Реак­торы ВВЭР-440 вари­анта В-230 исполь­зо­ва­лись в энерго­бло­ках №№ 1 и 2 Кольской АЭС, №№ 1-4 АЭС «Коз­ло­дуй», №№ 1-4 АЭС «Норд», №№ 1 и 2 АЭС «Богу­нице».

Серьез­ных недо­стат­ков в кон­струкции реак­то­ров В-179 за годы экс­плу­а­тации выяв­лено не было, хотя отдель­ные инци­денты имели место. Так, после года экс­плу­а­тации АЭС «Норд» на реак­торе энерго­блока № 1 появи­лись ано­ма­лии в пове­де­нии орга­нов СУЗ. После вскрытия реак­тора было обна­ружено, что про­изошло раз­ру­ше­ние элемен­тов креп­ле­ния головки топ­лив­ной сборки к цир­ко­ни­е­вому чехлу. При­чина крылась в само­воль­ном изме­не­нии заво­дом-изго­то­ви­те­лем тех­но­логии фик­сации крепящих вин­тов.

В 1969 году СССР заклю­чило с Фин­лян­дией соглаше­ние на стро­и­тельство двух энерго­бло­ков с реак­то­рами ВВЭР-440 в составе АЭС «Лови­иза», в 1970 году был подпи­сан соот­вет­ствующий кон­тракт. В соот­вет­ствии с ним СССР должен был поста­вить, смон­ти­ро­вать и нала­дить обо­ру­до­ва­ние реак­тора со сда­чей в экс­плу­а­тацию пер­вого блока на пол­ной мощ­но­сти в июне 1976 года. Это был пер­вый опыт сооруже­ния атом­ной станции по совет­скому про­екту в капи­та­ли­сти­че­ской стране, что потре­бо­вало суще­ствен­ных кор­рек­тив кон­струкции реак­тора.

Глав­ным про­ек­тан­том АЭС «Лови­иза» стало Ленинград­ское отде­ле­ние ТЭП, науч­ным руко­во­ди­те­лем про­екта — ИАЭ им. И. В. Кур­ча­това.

До этого времени оте­че­ствен­ные кон­струк­торы и про­ек­ти­ровщики атом­ных станций игно­ри­ро­вали меж­ду­на­род­ный опыт, вслед­ствие чего даже самые современ­ные блоки с реак­то­рами ВВЭР-440 отста­вали от зару­беж­ных ана­логов. Фин­ский заказ­чик выста­вил к про­екту серьез­ные тре­бо­ва­ния, осно­ван­ные на норма­тив­ных докумен­тах зару­беж­ных «атом­ных» фирм, в первую оче­редь аме­ри­кан­ских. Глав­ным из них было обес­пе­че­ние усло­вия без­опас­но­сти АЭС.

ОКБ «Гид­ропресс» при­ступило к раз­ра­ботке про­екта реак­тора для АЭС «Лови­иза» еще в авгу­сте 1968 года после выхода рас­по­ряже­ния Совета Мини­стров СССР, кото­рым предпри­я­тию пору­ча­лась раз­ра­ботка тех­ни­че­ского про­екта реак­тора с обо­ру­до­ва­нием шахт­ного объема и паро­ге­не­ра­то­ров с уче­том тре­бо­ва­ний заказ­чика. Реак­тор для Фин­лян­дии полу­чил в ОКБ «Гид­ропресс» индекс В-213. 23 октября 1970 года тех­ни­че­ский про­ект реак­тора В-213 с паро­ге­не­ра­то­рами был утвер­жден на НТС Мин­сред­маша.

Глав­ный кри­те­рий, кото­рому должен был соот­вет­ство­вать реак­тор В-213, — обес­пе­че­ние без­опас­но­сти при раз­рыве глав­ного цир­ку­ляци­он­ного тру­бопро­вода услов­ного диаметра 500 мм. Кроме того, любые изме­не­ния кон­струкции не должны были созда­вать помех движе­нию регу­ли­рующих стерж­ней или воспрепят­ство­вать охла­жде­нию актив­ной зоны, или изме­нить её конфигу­рацию. Реак­тор должен был обес­пе­чи­вать сохран­ность актив­ной зоны при усло­вии мак­сималь­ной темпе­ра­туры обо­лочки твэла в 1200 °С при отсут­ствии плав­ле­ния топ­лива. С нуля при­ш­лось кон­стру­и­ро­вать защит­ную обо­лочку для обо­ру­до­ва­ния и систем пер­вого кон­тура, поскольку такого элемента не было ни на одной совет­ской станции.

В связи с этим после­до­вали изме­не­ния в кон­струкции аппа­рата.

Корпус реак­тора допол­нился четырьмя патруб­ками Ду 250 системы ава­рий­ного охла­жде­ния реак­тора и анти­кор­ро­зий­ной наплав­кой внут­рен­ней поверх­но­сти, а в зоне ниж­них патруб­ков уста­нов­лены допол­ни­тель­ные отбой­ники. Для шахт­ного объема раз­ра­бо­тана спе­ци­аль­ная ферма, рас­счи­тан­ная на воспри­я­тие нагру­зок от реак­тора при раз­рыве глав­ного тру­бопро­вода, кольце­вой бак с водой заме­нен на сухую бетон­ную защиту. Защит­ный колпак реак­тора рас­счи­тан на уве­ли­чен­ное дав­ле­ние и др. Для защиты актив­ной зоны от обез­вожи­ва­ния преду­смот­рена система ава­рий­ного охла­жде­ния с 4 гид­ро­ак­куму­ля­то­рами.

Для выпол­не­ния тре­бо­ва­ний кон­тракта в ОКБ «Гид­ропресс» допол­ни­тельно про­вели большой объем экс­пе­римен­таль­ных иссле­до­ва­ний по проч­но­сти реак­то­ров и паро­ге­не­ра­то­ров, уплот­ни­тель­ной спо­соб­но­сти разъем­ных соеди­не­ний, кри­зису теп­ло­обмена в актив­ной зоне, гид­ро­ди­намики и виб­рации внут­ри­корпус­ных устройств и пр.

Хотя реак­тор был совет­ского диза­йна, системы без­опас­но­сти и управ­ле­ния в нем исполь­зо­ва­лись зару­беж­ные, раз­ра­бо­ток фирм Westinghouse и Siemens.

При про­ве­де­нии пуско-нала­доч­ных работ программа испыта­ний про­хо­дила обя­за­тель­ное согла­со­ва­ние с заказ­чи­ком. При этом фин­ская сто­рона руко­вод­ство­ва­лась деви­зом: глав­ное — каче­ство, сроки — вто­ро­степен­ное.

Пуско-нала­доч­ные работы на энерго­блоке № 1 АЭС «Лови­иза» стар­то­вали в январе 1976 года и заверши­лись 9 мая 1977 года. По ряду при­чин мак­сималь­ная мощ­ность реак­тора была огра­ни­чена уров­нем в 92 % от номи­наль­ной.

За три после­дующих года было выпол­нено 3 перегрузки реак­тора, при­чем на послед­ней (1980 год) была пол­но­стью извле­чена актив­ная зона и внут­ри­корпус­ные устройства реак­тора. Про­верка не выявила каких-либо откло­не­ний или нару­ше­ний, за исклю­че­нием глав­ных цир­ку­ляци­он­ных насо­сов, где было обна­ружено 1,5 кг посто­рон­них пред­ме­тов, не повли­явших на работу насо­сов.

Кроме того было выяв­лено повре­жде­ние одной ТВС, вызван­ное её уда­ром о днище реак­тора при 2-й перегрузке.

Извле­чен­ные во время 1-й перегрузки образцы мате­ри­ала корпуса пока­зали сверхпро­ект­ное изме­не­ние темпе­ра­туры хруп­ко­сти металла. В каче­стве компен­си­рующего меропри­я­тия было при­нято реше­ние об уста­новке на перифе­рии актив­ной зоны 36 кас­сет-экра­нов вме­сто топ­лив­ных кас­сет. Впо­след­ствии это реше­ние при­ме­ня­лось и на других энерго­бло­ках.

В конце декабря 1980 года реак­тор В-440 вари­анта В-213 энерго­блока № 1 АЭС «Лови­иза» был выве­ден на про­ект­ную мощ­ность. В результате рекон­струкции, про­ве­ден­ной в 1997-2002 гг., мощ­ность реак­тора была под­нята с пер­во­на­чаль­ных 440 МВт до 488 МВт.

В ходе экс­плу­а­тации реак­тор В-213 демон­стри­ро­вал хорошую надеж­ность и эффек­тив­ность. Так, по уровню КИУМ АЭС «Лови­иза» вхо­дила в число лучших в мире. Можно утвер­ждать, что фин­ский про­ект реак­тора В-213 вывел оте­че­ствен­ные атом­ные инсти­туты и промыш­лен­ность на новый уро­вень. Многие тех­ни­че­ские реше­ния, опро­бо­ван­ные в про­екте, полу­чили даль­нейшее раз­ви­тие на других про­ек­тах сооруже­ния АЭС. Вме­сте с тем, ледо­вый кон­ден­са­тор, поз­во­ляющий в слу­чае круп­но­масштаб­ной ава­рии быстро охла­дить объем гермо­зоны, больше нигде не при­ме­нялся.

Конечно, на энерго­бло­ках с реак­то­рами В-213 имели место и раз­лич­ные инци­денты. Одним из самых зна­чимых в исто­рии реак­то­ров ВВЭР стал выброс радио­ак­тив­ной водо­па­ро­вой смеси из-за дефекта в паро­ге­не­ра­торе на Ровен­ской АЭС. Там из-за отрыва крышки кол­лек­тора обра­зо­ва­лась круп­ная течь из пер­вого кон­тура реак­тора во вто­рой, что при­вело к пере­пол­не­нию объема паро­ге­не­ра­тора. Узел паро­ге­не­ра­тора впо­след­ствии был модер­ни­зи­ро­ван.

На базе фин­ского про­екта реак­тора В-213 в 1974 году был раз­ра­бо­тан и утвер­жден ряд про­ек­тов для серии АЭС с реак­то­ром ВВЭР-440, постро­ен­ных в даль­нейшем в СССР и за рубежом. К ним отно­сятся энерго­блоки №№ 3 и 4 Кольской АЭС, №№ 1 и 2 Ровен­ской АЭС, №№ 1-4 АЭС «Пакш», №№ 1-4 АЭС «Дуко­ваны», №№ 3 и 4 АЭС «Богу­нице» и №№ 1 и 2 АЭС «Моховце».

Впер­вые идея стро­и­тельства в Арме­нии атом­ной элек­тро­станции была выдви­нута в 1964 году. При отсут­ствии в рес­пуб­лике доста­точ­ных гид­ро­ре­сур­сов и запа­сов орга­ни­че­ского топ­лива стро­и­тельство неза­ви­симого и надеж­ного источ­ника элек­троэнергии созда­вало базу для интен­сив­ного раз­ви­тия промыш­лен­но­сти рес­пуб­лики и могло сыг­рать решающую роль в спа­се­нии озера Севан от эко­логи­че­ской ката­строфы. Окон­ча­тельно реше­ние о стро­и­тельстве АЭС в Арме­нии было при­нято на совмест­ном засе­да­нии Совета Мини­стров и ЦК КПА в авгу­сте 1967 года. Впер­вые в прак­тике СССР пред­сто­яло соору­дить атом­ную элек­тро­станцию в сейсми­че­ски опас­ном районе — 8 бал­лов по шкале MSK-64.

Про­ект пер­вой оче­реди Армян­ской АЭС с двумя энерго­бло­ками ВВЭР-440 был утвер­жден Сове­том Мини­стров СССР в авгу­сте 1969 года. Гене­раль­ным про­ек­ти­ровщи­ком Армян­ской АЭС было назна­чено Горь­ков­ское отде­ле­ние инсти­тута «Атом­теп­лоэлек­тропро­ект». Про­ек­ти­ро­ва­ние Армян­ской АЭС нача­лось в 1969 года сразу с рабо­чей ста­дии. Глав­ные труд­но­сти для про­ек­ти­ровщи­ков были свя­заны не только с новиз­ной самой атом­ной тема­тики, но и, в гораздо большей степени, с высо­кой сейсмич­но­стью района размеще­ния Армян­ской АЭС при пол­ном отсут­ствии норма­тив­ной базы.

Тех­ни­че­ский про­ект реак­тор­ной уста­новки для Армян­ской АЭС, полу­чивший индекс В-270, раз­ра­ба­ты­вался ОКБ «Гид­ропресс» и был завершен в июне 1972 года. За его основу был при­нят реак­тор В-230 с уче­том ряда реше­ний, реа­ли­зо­ван­ных в про­екте реак­тора В-213.

При­ня­тое 8-баль­ное сейсми­че­ское испол­не­ние Армян­ской АЭС обу­сло­вило ряд осо­бен­но­стей про­екта, как, напри­мер, отсут­ствие кольце­вого водя­ного бака, являющегося частью защиты от про­ни­кающего излу­че­ния. Основ­ное обо­ру­до­ва­ние пер­вого кон­тура и тру­бопро­воды рас­креп­ля­лись гид­роамор­ти­за­то­рами и опи­ра­лись на шаро­вые опоры. В меропри­я­тиях по уси­ле­нию сейсмо­стой­ко­сти ААЭС сле­дует также отме­тить уси­ле­ние стро­и­тель­ных кон­струкций, исполь­зо­ва­ние спе­ци­аль­ного сейсмо­стойкого обо­ру­до­ва­ния и т.д.

Для обес­пе­че­ния без­опас­но­сти реак­тора на ААЭС уста­нов­лена инже­нерно-сейсми­че­ская станция и вве­дена допол­ни­тель­ная защита реак­тора АЗ-1 по сейсми­че­ской актив­но­сти. Кон­струкция внут­ри­корпус­ных устройств при­нята ана­логич­ной про­екту В-213, что поз­во­лило реа­ли­зо­вать в про­екте Армян­ской АЭС систему ава­рий­ного охла­жде­ния актив­ной зоны при круп­ных раз­ры­вах тру­бопро­во­дов 1-го кон­тура.

Стро­и­тельство станции нача­лось в 1970 году.

Энерге­ти­че­ский пуск энерго­блока № 1 Армян­ской АЭС состо­ялся 22 декабря 1976 года, а вто­рого энерго­блока — 5 января 1980 года. Элек­три­че­ская мощ­ность каж­дого энерго­блока состав­ляла 407,5 МВт.

7 декабря 1988 года в 11 час. 41 мин. в север­ных райо­нах Арме­нии (Спи­так) про­изошло раз­ру­ши­тель­ное зем­ле­тря­се­ние силой свыше 10 бал­лов (MSK-64). И хотя атом­ная станция пол­но­стью сохра­нила свою рабо­то­спо­соб­ность, Поста­нов­ле­ние № 24 от 15.01.1989 г. Совета Мини­стров Армян­ской ССР гла­сило: «… Учи­ты­вая общую сейсми­че­скую обста­новку в связи с зем­ле­тря­се­нием на тер­ри­то­рии Армян­ской ССР… оста­но­вить пер­вый блок ААЭС с 25 фев­раля и вто­рой блок с 18 марта 1989 года».

До сво­его оста­нова в 1989 году ААЭС выра­бо­тала 48 446 млн кВтч элек­троэнергии.

Однако в даль­нейшем, учи­ты­вая энерге­ти­че­скую ситу­ацию, бло­каду транспорт­ных комму­ни­каций и отсут­ствие соб­ствен­ных энерго­но­си­те­лей Пра­ви­тельство Рес­пуб­лики Арме­ния 7 апреля 1993 года при­нимает Реше­ние № 160: «О начале вос­ста­но­ви­тель­ных работ и воз­об­нов­ле­нии экс­плу­а­тации вто­рого энерго­блока Армян­ской АЭС».

Результа­том почти трех­лет­ней тита­ни­че­ской работы огром­ного кол­лек­тива атомщи­ков Рос­сии и Арме­нии стал бес­преце­дент­ный в исто­рии миро­вой атом­ной энерге­тики повтор­ный пуск Армян­ской АЭС, состо­явшийся 5 ноября 1995 года. Всего вто­рой реак­тор Армян­ской АЭС нахо­дился в режиме кон­сер­вации 6,5 лет.

В ходе рас­кон­сер­вации и про­ве­де­ния вос­ста­но­ви­тель­ных работ было также осуществ­лено допол­ни­тель­ное повыше­ние сейсмо­стой­ко­сти ААЭС. После пере­за­пуска энерго­блока, исходя из имеющихся дефици­тов без­опас­но­сти, мощ­ность энерго­блока № 2 с реак­то­ром В-270 огра­ни­чена до 92 % номи­наль­ной.

Сле­дующим этапом в раз­ви­тии ВВЭР-440 стал реак­тор про­екта В-318. 9 апреля 1979 года в Москве был подпи­сан кон­тракт на сооруже­ние на Кубе АЭС «Хура­гуа» с двумя реак­то­рами ВВЭР-440 мощ­но­стью 1375 МВт(тепл.) общей элек­три­че­ской мощ­но­стью 850 МВт. Гене­раль­ным про­ек­ти­ровщи­ком станции стало Ленинград­ское отде­ле­ние ВГПИ «Теп­лоэлек­тропро­ект». Тех­ни­че­ский про­ект реак­тор­ной уста­новки раз­ра­бо­тало ОКБ «Гид­ропресс» в 1982 году. Осо­бен­ность про­екта заклю­ча­лась в тропи­че­ском и сейсмо­стойком испол­не­нии реак­тор­ной уста­новки, что под­ра­зуме­вало агрес­сив­ность окружающей среды и высо­кую темпе­ра­туру охла­ждающей воды.

Тех­ни­че­ский про­ект раз­ра­ба­ты­вался с мак­сималь­ным исполь­зо­ва­нием обо­ру­до­ва­ния реак­тор­ной уста­новки В-213 — основ­ные отли­чия были направ­лены на повыше­ние сейсмо­стой­ко­сти. Кроме того, про­ект преду­смат­ри­вал опре­де­лен­ную защиту реак­тора от возмож­ного паде­ния само­лета. Корпус реак­тора был выпол­нен с уве­ли­чен­ной обе­чайкой из металла с повышен­ного каче­ства.

Стро­и­тельство пер­вого энерго­блока нача­лось в октябре 1983 года. К 1986 году была закон­чена раз­ра­ботка тех­ни­че­ской докумен­тации, в сле­дующем году была выпущена пуско-нала­доч­ная и экс­плу­а­таци­он­ная докумен­тации.

К январю 1992 года стро­и­тельство маш­зала и защит­ной обо­лочки было завершено, на промплощадку достав­лены корпус реак­тора, основ­ное обо­ру­до­ва­ние и тру­бопро­воды. Однако в 1992 году реше­нием пра­ви­тельства Кубы из-за отказа СССР в кре­ди­то­ва­нии стро­и­тельство АЭС было пре­кращено. Стро­и­тель­ная готов­ность энерго­блока № 1 на тот момент оце­ни­ва­лась в 90 %.

---

Фотогалерея‍8