Первый реактор ВВЭР

Первый водо-водяной энер­гети­че­ский реактор (ВВЭР) для АЭС

Опре­де­ля­ю­щим фак­то­ром соз­да­ния первого ВВЭР в нашей стране явля­ется орга­ни­за­тор­ская работа руко­во­ди­те­лей Мини­стер­ства сред­него маши­но­стро­е­ния по реали­за­ции важ­нейших ини­ци­а­тив и пред­ло­же­ний осно­во­полож­ни­ков исполь­зо­ва­ния атомной энергии в энер­гетике страны И. В. Кур­ча­това и А. П. Алек­сан­дрова.

27 июня 1955 года И. В. Кур­ча­тов и А. П. Алек­сан­дров пред­ставили Мини­стру сред­него маши­но­стро­е­ния СССР А. П. Заве­ня­гину пред­ло­же­ния о раз­ви­тии атомной энер­гетики в СССР, пре­ду­сма­т­ри­ва­ю­щие стро­и­тель­ство одной атомной элек­тро­стан­ции с замед­ли­те­лем и теп­ло­но­си­те­лем из простой воды полез­ной мощ­но­стью 150 тыс. кВт … и одной АЭС по типу действу­ю­щей (в Обнин­ске) полез­ной мощ­но­стью до 75 тыс. кВт, а также реак­тора для элек­тро­стан­ции мощ­но­стью 50 тыс. кВт с замед­ли­те­лем из тяжелой воды и газовым теп­ло­но­си­те­лем и реак­тора для элек­тро­стан­ции с гра­фи­то­вым замед­ли­те­лем и газовым теп­ло­но­си­те­лем.

Пред­ло­же­ния Мин­сред­маша были приняты Прави­тель­ством и соот­вет­ству­ю­щее поста­но­в­ле­ние вышло 8 августа 1955 года.

Во испол­не­ние поста­но­в­ле­ния СМ СССР министр тяже­лого маши­но­стро­е­ния при­ка­зом от 24.08.55 г. опре­де­лил ОКБ «Гид­ро­пресс» в каче­стве раз­ра­бот­чика эскиз­ного проекта реак­тора типа ВВЭР элек­три­че­ской мощ­но­стью 150 тыс. кВт ком­плек­тно с паро­ге­не­ра­то­рами и другим тех­ноло­ги­че­ским обо­ру­до­ва­нием.

В июне 1955 года ОКБ «Гид­ро­пресс» 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 с научным руко­во­ди­те­лем (ЛИПАН), с регу­ляр­ными (не реже одного раза в месяц) встре­чами, на которых детально рас­сма­т­ри­вались вари­анты решений для выбора опти­маль­ных. Спе­ци­али­стами ЛИПАНа были выпол­нены расчеты нейтронно-физи­че­ских харак­те­ри­стик актив­ной зоны реак­тора, которые стали основой для опре­де­ле­ния пара­мет­ров и тех­ни­че­ских харак­те­ри­стик реак­тора и реак­тор­ной уста­новки в целом.

Работа выпол­ня­лась интен­сивно, с твор­че­ским подъе­мом спе­ци­али­стов ОКБ «Гид­ро­пресс» и ЛИПАНа, в резуль­тате уже в ноябре 1955 года был раз­ра­бо­тан эскизный проект реак­тора ВВЭР-1.

Реактор без съемной крышки: на верхнем полу­сфе­ри­че­ском куполе имеется колонна диа­мет­ром 580 мм для уста­новки пере­гру­зоч­ного устройства типа пан­то­графа и люк диа­мет­ром 250 мм для выгрузки кассет.

Пере­грузка про­из­во­дится на оста­но­в­лен­ном и рас­холо­жен­ном реак­торе под слоем воды. Этот реактор из-за сво­е­об­раз­ной формы получил шуточ­ное назва­ние «Гру­зин­ский кувшин».

Неко­то­рые решения по реак­тору были ори­ги­наль­ными и с позиций сего­д­няш­него пред­ста­в­ле­ния нео­прав­данно смелыми. Тем не менее, зало­жен­ные тре­бо­ва­ния к тех­ни­че­ским харак­те­ри­сти­кам реак­тора во многом реали­зо­ваны в реак­торе ВВЭР-1 первого блока НВАЭС и в после­ду­ю­щих про­ек­тах ВВЭР.

Мате­ри­алы эскиз­ного проекта были напра­в­лены в Мин­тяж­маш 13 декабря 1955 года.

Эскизный проект ППУ ВВЭР был одобрен на засе­да­нии спе­ци­аль­ного тех­ни­че­ского совета Мин­тяж­маша 19 декабря 1955 года с реко­мен­да­ци­ями пре­ду­смо­треть в корпусе реак­тора съемную верхнюю крышку.

Основ­ные тех­ни­че­ские харак­те­ри­стики реак­тора ВВЭР-1:

• Мощ­ность теп­ло­вая, МВт — 76
• Дав­ле­ние номи­наль­ное на выходе из актив­ной зоны, кг/см² — 100.
• Коли­че­ство теп­ло­вы­де­ля­ю­щих сборок, шт. — 312
• Средняя линейная нагрузка на твэл, Вт/см — 108
• Диаметр корпуса (вну­трен­ний, цен­траль­ный), м — 3,6
• Высота корпуса, м — 11,1

В верхнем при­ре­ак­тор­ном про­стран­стве для защиты от гамма-излу­че­ния корпуса уста­но­в­лена коль­це­вая метал­ли­че­ская ферма, запол­нен­ная чугун­ными плитами. Ниже бандажа уста­но­в­лены 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 тол­щи­ной стенки корпуса с наплав­кой, водой бака коль­це­вой защиты (толщина слоя 1,0 м), а за ним бетоном шахты реак­тора.

В соот­вет­ствии с поста­но­в­ле­нием Прави­тель­ства от 8 марта 1958 года на Подоль­ском маши­но­стро­и­тель­ном заводе им. Орджо­ни­ки­дзе, как голов­ном заводе-изго­то­ви­теле и постав­щике кор­пус­ных реак­то­ров и обо­ру­до­ва­ния 1-го контура, было опре­де­лено стро­и­тель­ство стенда кон­троль­ной сборки реак­то­ров.

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 должна была пройти отра­ботка всех мани­пу­ля­ций пере­гру­зоч­ной машины кассет, испы­таны все тран­с­портно-тех­ноло­ги­че­ское обо­ру­до­ва­ние и гайко­верт для затяжки глав­ного уплот­не­ния реак­тора.

В связи с тем, что корпус во избе­жа­ние задер­жки мон­таж­ных работ отпра­в­лялся непо­сред­ственно на НВАЭС 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 в январе 1963 года обо­ру­до­ва­ние под­го­то­в­лено для отправки на НВАЭС.

Выпол­не­ние стро­и­тельно-мон­таж­ных работ по 1-му блоку НВАЭС было пору­чено ряду спе­ци­али­зи­ро­ван­ных орга­ни­за­ций. Монтаж тех­ноло­ги­че­ского обо­ру­до­ва­ния реак­тор­ной уста­новки, тру­бо­про­во­дов, КИП и авто­ма­тики, вен­ти­ля­ци­он­ного центра, стро­и­тель­ных кон­струк­ций реак­тор­ного отде­ле­ния, а также спе­цво­до­о­чистки и «могиль­ни­ков» жидких и сухих отходов было пору­чено Цен­тро­энер­го­мон­тажу (ЦЭМ).

Работы ЦЭМ начаты в 1958 году, монтаж обо­ру­до­ва­ния и тру­бо­про­во­дов 1-го контура — в 1960 году, паро­ге­не­ра­то­ров — в 1961 году.

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

Руко­во­дил кон­троль­ной сборкой на стенде Р-ЗиО В. В. Сте­коль­ни­ков.

Стро­и­тель­ные работы и монтаж основ­ного обо­ру­до­ва­ния были завер­шены в 1963 году, но уже с 1960 года нача­лась под­го­товка к осу­ще­ст­в­ле­нию пуско-нала­доч­ных работ.

В 1960 году ОКБ «Гид­ро­пресс» было утвер­ждено ведущей орга­ни­за­цией по наладке обо­ру­до­ва­ния первого контура с уча­стием про­ек­ти­ров­щи­ков и постав­щи­ков того или иного круп­ного обо­ру­до­ва­ния: пере­гру­зоч­ного моста, цир­ку­ля­ци­он­ных насосов, задви­жек Ду 500, элек­тро­о­бо­ру­до­ва­ния СУЗ. По приказу ОКБ «Гид­ро­пресс» В. П. Денисов (началь­ник КБ-5) был назна­чен руко­во­ди­те­лем-ведущим инже­не­ром нала­доч­ных работ на I блоке НВАЭС. Научное руко­вод­ство физ­пус­ком и энер­го­пус­ком реак­тора осу­ще­ст­в­лял Инсти­тут атомной энергии.

Руко­вод­ство всем ком­плек­сом пуско-нала­доч­ных работ осу­ще­ст­в­ляла межве­дом­ствен­ная пуско­вая комис­сия (МПК). Она состо­яла из ответ­ствен­ных пред­стави­те­лей научной, про­ек­тно-кон­струк­тор­ских, пуско-нала­доч­ных, стро­и­тельно-мон­таж­ных орга­ни­за­ций и дирек­ции станции. Она рас­сма­т­ри­вала планы пуско-нала­доч­ных работ и про­во­дила их утвер­жде­ние, а также утвер­жде­ние прин­ци­пи­аль­ных тех­ни­че­ских решений, под­го­то­в­лен­ных научным руко­вод­ством, главным кон­струк­то­ром реак­тора или главным инже­не­ром проекта, идущих в отступ­ле­ние от пер­во­на­чаль­ного проекта или утвер­жден­ных гра­фи­ков про­ве­де­ния работ.

К началу наладки ОКБ «Гид­ро­пресс» была раз­ра­бо­тана вся необ­хо­ди­мая пуско-нала­доч­ная тех­ни­че­ская доку­мен­та­ция (про­граммы, мето­дики, инструк­ции, чертежи пуско-нала­доч­ных при­с­по­со­б­ле­ний), согла­со­вана со всеми смеж­ни­ками, была про­из­ве­дена ста­жи­ровка необ­хо­ди­мых кадров на объек­тах Инсти­тута Атомной энергии и Обнин­ской атомной станции.

Фак­ти­че­ская про­дол­жи­тель­ность пуско-нала­доч­ных работ составила 12 месяцев.

30 сен­тя­бря 1964 года на первом блоке Ново­во­ро­неж­ской АЭС с реак­то­ром ВВЭР-1 был осу­ще­ст­в­лен энер­гети­че­ский пуск, а в декабре 1964 года блок был введен в экс­плу­а­та­цию.

Для ком­пен­са­ции изме­не­ния реак­тив­но­сти, а также для регу­ли­ро­ва­ния мощ­но­сти и пре­кра­ще­ния в необ­хо­ди­мых случаях цепной реакции деления урана исполь­зо­вались 37 кассет. По удель­ной энер­го­на­пря­жен­но­сти и эко­но­мич­но­сти исполь­зо­ва­ния топлива этот реактор 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 очень устой­чив в работе и легко упра­в­ляем.

В ходе экс­плу­а­та­ции блока было улуч­шено рас­пре­де­ле­ние энер­го­вы­де­ле­ния по актив­ной зоне с исполь­зо­ва­нием борного регу­ли­ро­ва­ния, введен более совер­шен­ный кон­троль с при­ме­не­нием иони­за­ци­он­ных микро­ка­мер и многое другое.

Выя­в­лен­ные в ходе осво­е­ния блока резервы были реали­зо­ваны, в резуль­тате чего элек­три­че­ская мощ­ность его была пере­крыта и 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.

Про­ек­танты к кон­струк­торы много сделали для надеж­ной и безо­пас­ной работы энер­го­блока. Опыт работы станции показал, что она — надеж­ный источ­ник бес­пе­ре­бойного про­из­вод­ства элек­три­че­ской энергии. Однако при осво­е­нии не все про­хо­дило так гладко, как это может пока­заться. Были неиз­беж­ные непри­ят­но­сти и вол­не­ния, вызван­ные в период пуско-нала­доч­ных работ непо­нят­ными на первый взгляд явле­ни­ями, которым порой не сразу нахо­дили объ­яс­не­ние.

Об одном из таких случаев следует рас­ска­зать. После несколь­ких месяцев работы первого блока посту­пил сигнал: в первом контуре обна­ру­жен ради­о­ак­тив­ный кобальт. Откуда он мог поя­виться? Объ­яс­не­ний не нахо­дили. Наконец, вос­поль­зо­вав­шись оста­нов­кой реак­тора, приняли решение сменить воду первого контура. Через несколько месяцев снова поя­вился ради­о­ак­тив­ный кобальт. Более того, он стал нака­п­ли­ваться. Это уже вызы­вало серьезные опа­се­ния: ради­о­ак­тив­ный кобальт может осесть на стенки реак­тора, тру­бо­про­во­дов, обо­ру­до­ва­ния, а избавиться от него в усло­виях экс­плу­а­та­ции АЭС не так-то просто.

Стали искать причину поя­в­ле­ния ради­о­ак­тив­ного кобальта, и она была найдена. Ока­зы­ва­ется, в главных цир­ку­ля­ци­он­ных насосах при­ме­ня­лись вкла­дыши подшип­ни­ков из спе­ци­аль­ного спла­ва–стел­лита, который обла­дает высокой стой­ко­стью против исти­ра­ния. Именно поэтому и был при­ме­нен этот мате­риал. Но, рас­сма­т­ри­вая его хими­че­ский состав, никто не обратил вни­ма­ние на при­сут­ствие эле­мента, который в усло­виях реак­тора мог при­не­сти столько вол­не­ний и непри­ят­но­стей. В стел­лите содер­жится от 47 до 53 % кобальта. Посте­пенно исти­ра­ясь (кстати, в очень неболь­ших коли­че­ствах), кобальт попадал в актив­ную зону и под вли­я­нием нейтрон­ного облу­че­ния ста­но­вился ради­о­ак­тив­ным. Итак, причина найдена, оста­ва­лось её устра­нить. Решение пришло сразу — заме­нить стеллит другим сплавом, но бес­кобаль­то­вым. Такой сплав был найден, про­ве­рен, и стеллит уступил место новому бес­кобаль­то­вому сплаву. После замены мате­ри­ала вкла­ды­шей подшип­ни­ков в цир­ку­ля­ци­он­ных насосах явление обра­зо­ва­ния ради­о­ак­тив­ного кобальта исчезло.

Коэф­фи­ци­ент исполь­зо­ва­ния мощ­но­сти реак­тора был доведен до высоких зна­че­ний. В 1965 году он был равен 54 %; в 1966 году — 68%; в 1967 году — 74%; в 1968 году — 86%; в 1969 году — 80%. В после­ду­ю­щие годы он нахо­дится на уровне около 80%.

Соз­да­ние первого реак­тора ВВЭР, ввод его в экс­плу­а­та­цию на энер­го­блоке № 1 НВАЭС и опыт его экс­плу­а­та­ции имели исклю­чи­тельно важное зна­че­ние для даль­нейшего раз­ви­тия АЭС с ВВЭР в нашей стране и по нашим про­ек­там за рубежом. Бла­го­даря ему была полу­чена воз­мож­ность про­верки правиль­но­сти тех­ни­че­ских решений, зало­жен­ных в проект, и оценки этого напра­в­ле­ния раз­ви­тия атомной энер­гетики.