ВВЭР-1000: В-187, В-302, В-338, В-320, В-412, В-446, В-428

История с про­дол­же­нием

Тех­ни­че­ское задание на реак­тор­ную уста­новку ВВЭР-1000 было утвер­ждено руко­вод­ством Инсти­тута атомной энергии и 16 Глав­ного упра­в­ле­ния Мин­сред­маша 31 июля 1969 года. Тех­ни­че­ский проект реак­тор­ной уста­новки, полу­чив­шей индекс В-187, был в апреле 1971 года пред­ста­в­лен ОКБ «Гид­ро­пресс» на рас­смо­тре­ние секции № 1 НТС Мин­сред­маша, и утвер­жден в ноябре 1971 года.

При рас­смо­тре­нии вопро­сов безо­пас­но­сти реак­тор­ной уста­новки в каче­стве основ­ного было принято решение, утвер­жден­ное Мин­сред­ма­шем и Минэнерго, не учи­ты­вать воз­мож­ность разрыва корпуса реак­тора и сосудов первого контура. Наи­бо­лее тяжелой про­ек­т­ной аварией считался мгно­вен­ный разрыв тру­бо­про­вода диа­мет­ром 850 мм с одно­вре­мен­ной полной потерей элек­тро­пита­ния. Вслед за зару­беж­ными вея­ни­ями в проекте В-187 впервые в оте­че­ствен­ной прак­тике была при­ме­нена защит­ная гер­метич­ная оболочка из пред­ва­ри­тельно напря­жен­ного желе­зо­бетона (кон­тайн­мент), рас­считан­ная на мак­си­маль­ное дав­ле­ние в резуль­тате наи­бо­лее тяжелой про­ек­т­ной аварии.

В проекте рост мощ­но­сти уста­новки дости­гался, во-первых, путем уве­ли­че­ния теп­ло­вой мощ­но­сти и эффек­тив­но­сти паро­си­ло­вого цикла за счет повы­ше­ния дав­ле­ния выра­ба­ты­ва­е­мого пара с 32 атм. до 64 атм., а во-вторых, ростом кпд тур­бо­ге­не­ра­тора с 27,6 % до 33 %.

Поскольку тре­бо­ва­ние огра­ни­че­ния габа­ри­тов корпуса реак­тора для их тран­с­пор­ти­ровки по желез­ной дороге про­дол­жало действо­вать, диаметр актив­ной зоны реак­тора В-187 не мог быть уве­ли­чен (по крайней мере, зна­чи­тельно) по срав­не­нию с реак­то­ром ВВЭР-440 (мак­си­маль­ный диаметр корпуса реак­тора ВВЭР-1000 составил 4,57 м против 4,27 м у реак­тора ВВЭР-400). Поэтому кон­струк­торы выну­ждены были искать другие пути. Так, в част­но­сти, их усилия были напра­в­лены на умень­ше­ние нерав­но­мер­но­сти теп­ло­вы­де­ле­ния в актив­ной зоне, уве­ли­че­ние расхода теп­ло­но­си­теля и площади теп­ло­об­мена. Послед­няя составила 4850 кв. м (по срав­не­нию с 3150 кв. м у реак­тора ВВЭР-440).

В соот­вет­ствии с про­ек­том теп­ло­вая мощ­ность реак­тора рав­ня­лась 3000 МВт. Главный цир­ку­ля­ци­он­ный контур состоял из реак­тора и четырех цир­ку­ля­ци­он­ных петель, каждая из которых вклю­чала в себя гори­зон­таль­ный паро­ге­не­ра­тор, главный цир­ку­ля­ци­он­ный насос и две запор­ные задвижки с элек­тро­при­во­дом. Тем­пе­ра­тура теп­ло­но­си­теля на входе в реактор соста­в­ляла 290 °С (против 270 °С у ВВЭР-440), а на выходе — 322 °С (против 300 °С у ВВЭР-440). В первом контуре было достиг­нуто дав­ле­ние теп­ло­но­си­теля в 160 атм.

Вну­три­кор­пус­ные устройства реак­тора выпол­нены выемными, что поз­во­ляло при необ­хо­ди­мо­сти про­ве­сти полный осмотр вну­трен­ней поверх­но­сти реак­тора. Кон­струк­тора экс­пе­ри­мен­тально подо­брали опти­маль­ное рас­поло­же­ние шахты у эллип­ти­че­ского днища, обес­пе­чи­ва­ю­щее рав­но­мер­ное рас­пре­де­ле­ние теп­ло­но­си­теля на входе в актив­ную зону.

Экви­ва­лен­т­ный диаметр актив­ной зоны реак­тора рав­нялся 312 см, высота — 355 см. В актив­ной зоне рас­по­ла­га­лось 151 топ­лив­ная сборка шести­гран­ной формы с чехлом с пер­фо­ра­цией. 109 кассет вклю­чают регу­ли­ру­ю­щие органы в виде кла­стера из 12 погло­ща­ю­щих эле­мен­тов — «мягкие» регу­ли­ру­ю­щие органы. Для ком­пен­са­ции запаса реак­тив­но­сти пре­ду­смо­трены две системы регу­ли­ро­ва­ния: борная и меха­ни­че­ская. Пере­ме­ще­ние органов СУЗ осу­ще­ст­в­ля­ется линейным шаговым при­во­дом со ско­ро­стью 5 см/сек.

Длина актив­ной части твэла в кассете выросла до 3,5 м против 2,5 м у реак­тора ВВЭР-440. Общая масса урана обо­га­ще­нием 4,4 % в актив­ной зоне соста­в­ляла 66,3 тонны.

Зна­чи­тель­ную про­блему пред­ста­в­лял металл корпуса реак­тора. Сталь, исполь­зо­ван­ная для реак­то­ров ВВЭР-440, не отве­чала предъ­я­в­ля­е­мым тре­бо­ва­ниям, так как веса полу­ча­е­мых слитков пре­вос­хо­дили воз­мож­но­сти Ижор­ского завода по их обра­ботке. В резуль­тате в августе 1972 года было принято ком­про­мис­с­ное решение про­ра­бо­тать вопрос изго­то­в­ле­ния двух кор­пу­сов из двух разных сталей. Через год после про­ве­де­ния научно-иссле­до­ва­тель­ских и опытно кон­струк­тор­ских работ для реак­тора ВВЭР-1000 был сделан выбор в пользу хро­мо­ни­ке­ле­вой стали. Однако для нее не были еще решены вопросы ради­а­ци­он­ной и кор­ро­зи­он­ной стой­ко­сти, сварки, поэтому тех­ни­че­ские проекты основ­ного обо­ру­до­ва­ния раз­ра­ба­ты­вались парал­лельно с раз­ра­бот­кой тех­до­ку­мен­та­ции, и были закон­чены только к 1976 году.

Корпус реак­тора был изго­то­в­лен на Ижор­ском заводе. Высота корпуса составила 10,88 м при весе 304 тонны. Вну­трен­няя поверх­ность корпуса была покрыта анти­кор­ро­зи­он­ной наплав­кой тол­щи­ной 7 мм. На заводе провели и кон­троль­ную сборку реак­тора. Для гер­мети­за­ции аппа­рата исполь­зо­вались нике­ле­вые прут­ко­вые про­кладки.

Для ава­рийного рас­хо­ла­жи­ва­ния реак­тора про­ек­том пре­ду­сма­т­ри­ва­лась система ава­рийного охла­жде­ния актив­ной зоны (САОЗ), пред­на­зна­чен­ная для подачи в реактор при аварии воды с добав­кой борной кислоты и состо­я­щая из актив­ного и пас­сив­ного узлов. Система ава­рийного охла­жде­ния актив­ной зоны высо­кого дав­ле­ния (САОЗ ВД) пред­на­зна­ча­лась для подачи высо­ко­кон­цен­три­ро­ван­ного рас­твора борной кислоты в первый контур в случае нару­ше­ний нор­маль­ных условий экс­плу­а­та­ции и при ава­рийных ситу­а­циях.

Система ава­рийного охла­жде­ния актив­ной зоны низкого дав­ле­ния (САОЗ НД) пред­на­зна­ча­лась для ава­рийного рас­хо­ла­жи­ва­ния и после­ду­ю­щего отвода оста­точ­ного тепла от актив­ной зоны в течение про­дол­жи­тель­ного времени при воз­ник­но­ве­нии аварии с разуплот­не­нием первого контура, а также для отвода оста­точ­ных теп­ло­вы­де­ле­ний во время топ­лив­ных пере­гру­зок и при про­ве­де­нии ремон­т­ных работ.

Реактор в сборе уста­на­в­ли­вался в бетон­ную шахту, обо­ру­до­ва­ние которой обес­пе­чи­вало биоло­ги­че­скую защиту от излу­че­ний со стороны актив­ной зоны, надеж­ное креп­ле­ние реак­тора с учетом сейсми­че­ских нагру­зок и теп­ло­вую изо­ля­цию по наруж­ной поверх­но­сти. Шахта выпол­ня­лась из обыч­ного бетона и имела заклад­ные метал­ли­че­ские детали для креп­ле­ния обо­ру­до­ва­ния шах­т­ного объема.

Первый (голов­ной) энер­го­блок с реак­то­ром ВВЭР-1000 было решено строить на Ново­во­ро­неж­ской АЭС. Проект энер­го­блока выпол­нял инсти­тут «Теп­ло­элек­тро­про­ект». Стро­и­тель­ство энер­го­блока № 5 Ново­во­ро­неж­ской АЭС с реак­то­ром В-187 нача­лось 1 марта 1974 года.

Начало работ по пуско-наладке выпало на апрель 1978 года, когда было подано питание на насо­с­ную станцию.

Наличие боль­шого коли­че­ства впервые исполь­зу­е­мого в уста­новке обо­ру­до­ва­ния обу­сло­вило большой объем пуско-нала­доч­ных работ. Так, напри­мер, про­грамма пре­ду­сма­т­ри­вала 3 ревизии обо­ру­до­ва­ния еще до про­ве­де­ния физи­че­ского пуска реак­тора. Вся про­грамма пуско-нала­доч­ных работ была рас­считана на 316 суток. На всех этапах вплоть до энер­гети­че­ского пуска парал­лельно с налад­кой обо­ру­до­ва­ния реак­тор­ной уста­новки шли пуско-нала­доч­ные работы в машин­ном зале, включая пуски тур­бо­ге­не­ра­то­ров паром от уже рабо­та­ю­щих энер­го­бло­ков.

Первое запол­не­ние первого контура реак­тора водой для ком­плекс­ного опро­бы­ва­ния обо­ру­до­ва­ния и систем и про­ве­де­ния гид­ра­в­ли­че­ских испы­та­ний состо­я­лось в июне 1979 года. Резуль­таты изме­ре­ний пока­зали, что уровень гид­ро­ди­на­ми­че­ской неста­биль­но­сти не пре­вы­шают ана­ло­гич­ных пока­за­те­лей реак­тора ВВЭР-440. В ходе первой ревизии обо­ру­до­ва­ния на реак­торе были смон­ти­ро­ваны экс­пе­ри­мен­таль­ные системы изме­ре­ния (общим коли­че­ством около 1000 дат­чи­ков), пред­на­зна­чен­ные для иссле­до­ва­ния напря­жен­ного состо­я­ния и виб­ра­ции в реак­торе и вну­три­кор­пус­ных устройствах, изу­че­ния пуль­са­ций дав­ле­ния теп­ло­но­си­теля и гид­ро­ди­на­ми­че­ских харак­те­ри­стик глав­ного цир­ку­ля­ци­он­ного контура (потом они были удалены).

Перед началом физи­че­ского пуска защит­ная оболочка реак­тора была под­вер­г­нута испы­та­нию на проч­ность и плот­ность.

Перед загруз­кой актив­ной зоны системы ава­рийного ввода бора и рас­хо­ла­жи­ва­ния реак­тора были промыты и запол­нены борной кисло­той. После уплот­не­ния и запол­не­ния реак­тора, про­верки системы СУЗ 29 апреля 1980 года группы органов регу­ли­ро­ва­ния были подняты в верхнее поло­же­ние и начато сни­же­ние кон­цен­тра­ции борной кислоты.

В 4 часа 35 мин. 30 апреля 1980 года было достиг­нуто кри­ти­че­ское состо­я­ние актив­ной зоны. В ходе физи­че­ского пуска изме­ря­лась эффек­тив­ность органов регу­ли­ро­ва­ния и коэф­фи­ци­енты реак­тив­но­сти. В част­но­сти, на реак­торе был выявлен поло­жи­тель­ный коэф­фи­ци­ент реак­тив­но­сти по тем­пе­ра­туре актив­ной зоны.

После иссле­до­ва­ния охла­жде­ния актив­ной зоны в режиме есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции 30 мая 1980 года энер­го­блок был под­клю­чен к сети с набором нагрузки 150 МВт.

На 1 января 1981 года на энер­го­блоке был достиг­нут уровень мощ­но­сти в 75 % от номи­наль­ной. 20 февраля 1981 года реак­тор­ная уста­новка ВВЭР-1000 с реак­то­ром В-187 была принята в экс­плу­а­та­цию.

Не все тех­ни­че­ские решения кон­струк­то­ров и про­ек­ти­ров­щи­ков для реак­тора В-187 ока­зались без­у­преч­ными. Так, наи­боль­шие труд­но­сти воз­ни­кли при наладке при­во­дов органов регу­ли­ро­ва­ния, про­я­вив­ши­еся в мас­со­вом их застре­ва­нии при пере­ме­ще­нии, вслед­ствие чего при­шлось менять кон­струк­цию при­во­дов.

Для первых загру­зок реак­тора ВВЭР-1000 энер­го­блока № 5 НВАЭС исполь­зо­вался режим с про­дол­жи­тель­но­стью кам­па­нии 2 года, при котором средняя глубина выго­ра­ния ядер­ного топлива составила 27000 МВт*сут./т урана. После экс­пе­ри­мен­таль­ного под­твер­жде­ния рабо­то­с­по­соб­но­сти твэлов при дости­же­нии глубины выго­ра­ния в 40000 МВт*сут./т урана реактор был пере­ве­ден на трех­го­дич­ную ком­па­нию.

Упра­в­ле­ние работой реак­тора было мак­си­мально авто­ма­ти­зи­ро­вано. Для обра­ботки и пред­ста­в­ле­ния инфор­ма­ции исполь­зо­ва­лась система «Ком­плекс «Уран-В», вклю­ча­ю­щая в себя инфор­ма­ци­он­ный ком­плекс М-60, вычи­с­ли­тель­ный ком­плекс М-7000 и устройства ото­б­ра­же­ния инфор­ма­ции «Орион».

В 2003-2007 гг. на энер­го­блоке № 5 НВАЭС был про­ве­ден ком­плекс работ с целью оценки тех­ни­че­ской воз­мож­но­сти, безо­пас­но­сти и эко­но­ми­че­ской целе­со­об­раз­но­сти про­д­ле­ния срока экс­плу­а­та­ции энер­го­блока. В резуль­тате было уста­но­в­лено, что неза­ме­ня­е­мое обо­ру­до­ва­ние блока обла­дает оста­точ­ным ресур­сом и может экс­плу­а­ти­ро­ваться. 18 сен­тя­бря 2011 года после мас­штаб­ной модер­ни­за­ции и испы­та­ния вновь смон­ти­ро­ван­ных систем и обо­ру­до­ва­ния первый в России блок с реак­то­ром ВВЭР-100 вновь введен в экс­плу­а­та­цию. После выпол­не­ния бес­пре­це­ден­т­ного объема основ­ных работ энер­го­блок № 5 Ново­во­ро­неж­ской АЭС пол­но­стью соот­вет­ствует совре­мен­ным рос­сийским стан­дар­там безо­пас­но­сти и реко­мен­да­циям МАГАТЭ и отно­сится к тре­тьему, самому совре­мен­ному поко­ле­нию. Допол­ни­тель­ный срок его экс­плу­а­та­ции уве­ли­чился на 25-30 лет.

В про­цессе стро­и­тель­ства энер­го­блока № 5 НВАЭС с реак­то­ром В-187 выя­ви­лась воз­мож­ность вне­дре­ния новых более про­грес­сив­ных тех­ноло­гий и тех­ни­че­ских решений, поз­во­ля­ю­щих улуч­шить технико-эко­но­ми­че­ские пока­за­тели энер­го­у­ста­новки.

22 июня 1976 года руко­вод­ством трех мини­стер­ств было принято сов­мест­ное решение о при­ме­не­нии на 5 после­ду­ю­щих блоках АЭС (энер­го­блоки №№ 1 и 2 Южно-Укра­ин­ской АЭС, №№ 1 и 2 Кали­нин­ской АЭС и № 3 Ровен­ской АЭС) модер­ни­зи­ро­ван­ного реак­тора, раз­ра­бо­тан­ного ОКБ «Гид­ро­пресс», в каче­стве серийного при сохра­не­нии всех ком­по­но­воч­ных и тех­ни­че­ских решений реак­тор­ной уста­новки В-187, включая стро­и­тель­ную часть (в даль­нейшем блок № 3 Ровен­ской АЭС был исклю­чен из списка).

В тех­ни­че­ском задании на модер­ни­зи­ро­ван­ный реактор с учетом пред­ва­ри­тель­ных физи­че­ских рас­четов, про­ве­ден­ных Инсти­ту­том атомной энергии, было пред­ло­жено при­ме­не­ние 49 при­во­дов СУЗ при уве­ли­че­нии числа погло­ща­ю­щих эле­мен­тов с 12 до 18 штук. Таким образом, основ­ной отли­чи­тель­ной осо­бен­но­стью модер­ни­зи­ро­ван­ного реак­тора, полу­чив­шего индекс В-302, стало сокра­ще­ние органов регу­ли­ро­ва­ния СУЗ со 109 шт. до 49 шт. Кроме того, переход на бес­чех­ло­вые ТВС, допус­кав­шие попе­реч­ный теп­ло­об­мен, с уве­ли­че­нием их коли­че­ства со 151 шт. до 163 шт. поз­во­лил уве­ли­чить загрузку урана и умень­шить энер­го­на­пря­жен­ность актив­ной зоны. При этом незна­чи­тельно воз­ро­сли диаметр и высота актив­ной зоны.

Допол­ни­тельно была осу­ще­ст­в­лена замена при­во­дов СУЗ на шаговые элек­тро­маг­нит­ные.

В даль­нейшем реак­тор­ная уста­новка В-302 на энер­го­блоке № 1 ЮУАЭС ока­за­лась первой и един­ствен­ной. Про­ве­ден­ные в Инсти­туте атомной энергии допол­ни­тель­ные расчеты погло­ща­ю­щей спо­соб­но­сти карбида бора, исполь­зо­ван­ного в органах СУЗ, пока­зали его недо­ста­точ­ную эффек­тив­ность — об этом 16 Глав­ному пра­в­ле­нию Мин­сред­маша было доло­жено 10 октября 1978 года. Однако сде­лан­ный к тому времени на Ижор­ском заводе задел по крышке реак­тора и блоку защит­ных труб ока­зался слишком велик, поэтому проект энер­го­блока № 1 ЮУАЭС остался без изме­не­ний.

Основ­ные пара­метры реак­тор­ной уста­новки В-302 ана­ло­гичны реак­тор­ной уста­новке В-187, за исклю­че­нием того, что все обо­ру­до­ва­ние дора­бо­тано на закреп­ле­ние от сейсми­че­ских воз­действий.

Стро­и­тель­ство энер­го­блока № 1 ЮУАЭС с реак­тор­ной уста­нов­кой В-302 нача­лось 1 марта 1977 года. 31 декабря 1982 года блок был под­клю­чен к сети, и 18 октября 1983 года принят в экс­плу­а­та­цию.

Пуск нового энер­го­блока ока­зался связан сразу с несколь­кими нега­тив­ными инци­ден­тами. Во-первых, из-за изъяна в кон­струк­ции нового глав­ного цир­ку­ля­ци­он­ного насоса раз­ра­ботки ЦКБМ раз­ру­шился его пла­сто­гра­фи­то­вый подшип­ник, что привело к попа­да­нию его облом­ков в топ­лив­ные сборки. Засо­ре­ние актив­ной зоны было недо­пу­стимо, и экс­плу­а­та­ци­он­ни­кам при­шлось раз­ра­ба­ты­вать тех­ноло­гию очистки топ­лив­ных сборок от кусков подшип­ника.

Затем про­и­зо­шел прорыв сетки ионо­об­мен­ных филь­тров пита­тель­ной воды, что вызвало засо­ре­ние тур­бо­пита­тель­ных насосов турбины с после­ду­ю­щей их очист­кой.

Но самый опасный инци­дент имел место после оче­ред­ного планово-пре­ду­пре­ди­тель­ного ремонта — при повы­ше­нии мощ­но­сти реак­тора до 10 % от номи­наль­ной во втором контуре была обна­ру­жена ради­о­ак­тив­ность. Это был первый случай поя­в­ле­ния трещин в кол­лек­то­рах паро­ге­не­ра­тора (трещины были обна­ру­жены на выход­ных патрубках теп­ло­но­си­теля), в даль­нейшем похожий дефект про­я­вился и на других АЭС и стал серьез­ной про­бле­мой для экс­плу­а­ти­ру­ю­щего пер­со­нала. Из 25 паро­ге­не­ра­то­ров 23 были заме­нены на новые, а 2 отре­мон­ти­ро­ваны. Поя­в­ле­ние трещин было спро­во­ци­ро­вано ком­плекс­ным воз­действием кор­ро­зи­он­ной среды и напря­же­ний на металл кол­лек­тора. В даль­нейшем для умень­ше­ния напря­же­ний было реко­мен­до­вано изме­нить тех­ноло­гию раз­валь­цовки патрубков.

Получив инфор­ма­цию от Инсти­тута атомной энергии о выя­вив­шейся недо­ста­точ­ной эффек­тив­но­сти органов СУЗ реак­тор­ной уста­новки В-302 16-е Главное упра­в­ле­ние Мин­сред­маша затре­бо­вало от раз­ра­бот­чи­ков обо­с­но­ва­ние тре­бу­е­мого коли­че­ства органов СУЗ. На осно­ва­нии пред­ста­в­лен­ных рас­четов было принято решение исполь­зо­вать в даль­нейшем в серий­ном проекте реак­тора 61 орган регу­ли­ро­ва­ния. Этот проект реак­тор­ной уста­новки получил индекс В-338. В осталь­ном реак­тор­ная уста­новка В-338 была пол­но­стью ана­ло­гична реак­тор­ной уста­новке В-302.

С реак­то­ром В-338 были постро­ены энер­го­блоки № 2 Южно-Укра­ин­ской АЭС, №№ 1 и 2 Кали­нин­ской АЭС, которые обра­зо­вали так назы­ва­е­мую малую серию АЭС.

Межве­дом­ствен­ный научно-тех­ни­че­ский совет по АЭС 19 июня 1978 года принял решение все блоки с реак­то­ром ВВЭР-1000, закла­ды­ва­е­мые до 1985 года, соо­ру­жать по единому серий­ному проекту, рас­считан­ному на раз­ме­ще­ние в районах с сейсмич­но­стью до 9 баллов, с серийным модер­ни­зи­ро­ван­ным реак­то­ром без запор­ных задви­жек на главных цир­ку­ля­ци­он­ных петлях, «мокрой» пере­груз­кой вну­три­кор­пус­ных устройств (в кон­струк­ции реак­тор­ной уста­новки пре­ду­смо­трен бассейн ревизии с двумя колод­цами), и гори­зон­таль­ными паро­ге­не­ра­то­рами. Модер­ни­зи­ро­ван­ный реактор сразу был нацелен на его исполь­зо­ва­ние не только в СССР, но и за рубежом.

Тогда же ОКБ «Гид­ро­пресс» при­сту­пил к раз­ра­ботке нового проекта реак­тор­ной уста­новки, которую пред­по­ла­га­лась изго­то­вить большой серией. Проект получил индекс В-320.

К прин­ци­пи­аль­ным реше­ниям по модер­ни­за­ции энер­го­блока следует отнести сле­ду­ю­щие:

• исполь­зо­ва­ние основ­ных тех­ни­че­ских решений реак­тора В-187;
• исполь­зо­ва­ние 61 органа регу­ли­ро­ва­ния;
• переход на 3-годич­ную топ­лив­ную кам­па­нию;
• исклю­че­ние главных запор­ных задви­жек на главных цир­ку­ля­ци­он­ных петлях и др.

Послед­нее решение — исклю­че­ние задви­жек — было наце­лено на оптими­за­цию ком­по­новки реак­тор­ной уста­новки, умень­ше­ние длины и сопроти­в­ле­ния петли глав­ного цир­ку­ля­ци­он­ного контура и сни­же­ние коли­че­ства сварных швов на главном цир­ку­ля­ци­он­ном тру­бо­про­воде. В про­ек­тах ВВЭР-1000 малой серии и в пре­ды­ду­щих про­ек­тах наличие задви­жек на петлях поз­во­ляло при необ­хо­ди­мо­сти отклю­чить выбо­рочно одну или две петли с соот­вет­ству­ю­щим сни­же­нием мощ­но­сти энер­го­блока. Так как энер­го­блок с реак­то­ром ВВЭР-1000 пред­по­ла­га­лось ставить в крупных энер­го­си­сте­мах, где его отклю­че­ние не могло пов­ли­ять на рабо­то­с­по­соб­ность энер­го­си­стемы, необ­хо­ди­мость в меха­ни­че­ском сни­же­нии мощ­но­сти блока отпала.

В проекте была усо­вер­шен­ство­вана и система пере­грузки топлива. Так, уве­ли­че­ние бас­сейна пере­грузки поз­во­лило выдер­жи­вать в нем отра­бо­тав­шее топливо не менее 3 лет.

Тех­ни­че­ский проект реак­тор­ной уста­новки В-320 был рас­смо­трен на секции № 1 НТС Мин­сред­маша 3 ноября 1980 года, и утвер­жден 12 декабря 1980 года.

В течение 1984-1993 гг. было введено в экс­плу­а­та­цию 14 энер­го­бло­ков с реак­тор­ной уста­нов­кой В-320. Первым из них стал энер­го­блок № 1 Запо­рож­ской АЭС.

В 1980 году был утвер­ждён тех­ни­че­ский проект стро­и­тель­ства первой очереди Запо­рож­ской АЭС в составе 4-х энер­го­бло­ков.

Запо­рож­ская АЭС явля­лась голов­ной и стро­и­лась по уни­фи­ци­ро­ван­ному проекту инсти­тута «Атом­теп­ло­элек­тро­про­ект». В проекте была принята моно­блоч­ная ком­по­новка: каждый реактор, паро­ге­не­ра­торы, турбины, гене­ра­тор раз­ме­щались в отдель­ном здании. Гер­метич­ная защит­ная оболочка реак­тор­ного отде­ле­ния пред­ста­в­ляла собой цилиндр из желе­зо­бетона диа­мет­ром 45 м и высотой 54 м, пере­кры­тый сфе­ри­че­ским куполом. Для обес­пе­че­ния плот­но­сти вну­трен­няя поверх­ность оболочки обли­цо­вы­ва­лась метал­ли­че­скими листами. Стро­и­тель­ство Запо­рож­ской АЭС нача­лось 1 апреля 1980 года и велось укруп­нен­ными блоками поточ­ным методом.

9 ноября 1984 года состо­ялся физи­че­ский пуск реак­тора, 10 декабря 1984 года энер­го­блока № 1 был под­клю­чен к энер­го­сети, 25 декабря 1985 года принят в экс­плу­а­та­цию.

На базе проекта В-320 в 1984 году был раз­ра­бо­тан проект В-341 реак­тора ВВЭР-1000, пред­на­зна­чен­ный для энер­го­блока № 3 АЭС «Ловииза», однако стро­и­тель­ство его не начи­на­лось.

Во второй поло­вине 1980-х годов, по итогам все­сто­рон­него анализа аварий, про­и­зо­шедших в гра­ждан­ской ядерной энер­гетике (на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США и на Чер­но­быль­ской АЭС в СССР), перед кол­лек­ти­вом раз­ра­бот­чи­ков была поста­в­лена задача раз­ра­ботки проекта АЭС с реак­то­ром ВВЭР-1000 нового поко­ле­ния, отве­ча­ю­щего повы­шен­ным тре­бо­ва­ниям к безо­пас­но­сти. В част­но­сти, в этом проекте должны были быть сведены на нет риски аварий с раз­ру­ше­нием актив­ной зоны.

Новый проект, полу­чив­ший обо­зна­че­ние В-392, в целом бази­ро­вался на тех­ни­че­ских реше­ниях и модер­ни­зи­ро­ван­ном обо­ру­до­ва­нии хорошо заре­ко­мен­до­вав­шего себя в про­цессе экс­плу­а­та­ции проекта В-320. В реак­торе В-392 при­ме­ня­лась ком­би­на­ция пас­сив­ных и актив­ных систем с незави­си­мыми кана­лами разных прин­ци­пов действия.

К новым пас­сив­ным систе­мам безо­пас­но­сти проекта В-392, не при­ме­няв­шимся ранее на реак­тор­ных уста­нов­ках типа ВВЭР, отно­си­лись: система быстрого ввода бора (СБВБ), система отвода оста­точ­ных теп­ло­вы­де­ле­ний (СПОТ), допол­ни­тель­ная система пас­сив­ного залива актив­ной зоны (ГЕ-2).

Кроме того, в проекте В-392 при­ме­нены усо­вер­шен­ство­ван­ные актив­ные системы безо­пас­но­сти и кон­цеп­ция «течь перед раз­ры­вом» для тру­бо­про­во­дов первого контура, что дает воз­мож­ность принять сво­е­вре­мен­ные меры для пре­дот­вра­ще­ния аварии. Эффек­тив­ность ава­рий­ной защиты повы­шена, в част­но­сти, за счет уве­ли­че­ния коли­че­ства органов регу­ли­ро­ва­ния СУЗ (121 против 61 в В-320), что поз­во­ляло в случае необ­хо­ди­мо­сти под­дер­жи­вать реактор в под­кри­ти­че­ском режиме при рас­хо­ла­жи­ва­нии до 100 °С без ввода борного рас­твора.

В проекте В-392 пре­ду­смо­трен двойной кон­тайн­мент. Внешняя оболочка из моно­лит­ного желе­зо­бетона защи­щает вну­трен­нюю от внешних воз­действий (ура­га­нов, смерчей, воз­душ­ной ударной волны, падения само­лета и тому подоб­ных). Вну­трен­няя оболочка состоит из пред­ва­ри­тельно напря­жен­ного желе­зо­бетона со сталь­ной гер­мети­зи­ру­ю­щей обли­цов­кой. Между вну­трен­ней и внешней оболоч­ками осу­ще­ст­в­ля­ется отсос воздуха с очист­кой на филь­трах для соз­да­ния раз­ря­жен­ной атмо­сферы.

Однако проект В-392 так нигде и не был реали­зо­ван. Вместе с тем зало­жен­ные в него решения легли в основу ряда других зару­беж­ных про­ек­тов Мина­тома/Роса­тома, как АЭС «Кудан­ку­лам» (реактор В-412), АЭС «Тянь­вань» (реактор В-428) и АЭС «Бушер» (реактор В-446).

Кон­тракт на раз­ра­ботку тех­про­екта двух­блоч­ной атомной станции в Кудан­ку­ламе (Индия) был под­пи­сан в июле 1988 года. При раз­ра­ботке проекта АЭС «Кудан­ку­лам» были приняты во вни­ма­ние неко­то­рые допол­ни­тель­ные тре­бо­ва­ния индийской стороны, свя­зан­ные со спе­ци­фи­кой пло­щадки соо­ру­же­ния: раз­ра­бот­чики рас­ши­рили пере­чень учи­ты­ва­е­мых про­ек­т­ных и запро­ек­т­ных аварий, а также учли сейсми­че­ские осо­бен­но­сти и тре­бо­ва­ния к мане­врен­но­сти энер­го­блока.

Проект В-412 имел более эко­но­мич­ную и надеж­ную актив­ную зону, в которой были исклю­чены поло­жи­тель­ные эффекты реак­тив­но­сти, пас­сив­ную систему быстрого ввода бора, усо­вер­шен­ство­ван­ный главный цир­ку­ля­ци­он­ный насос и др.

Стро­и­тель­ство первого энер­го­блока АЭС «Кудан­ку­лам» нача­лось в марте 2002 года. 22 октября 2013 года блок выдал первую элек­тро­энер­гию в энер­го­си­стему.

Кон­тракт на достройку АЭС «Бушер» был под­пи­сан 8 января 1995 года. Иран­ский проект В-446 отли­ча­ется от проекта В-392 ком­по­нов­кой петель глав­ного цир­ку­ля­ци­он­ного контура, что связано с тре­бо­ва­нием заказ­чика о необ­хо­ди­мо­сти сохра­не­ния стро­и­тель­ных кон­струк­ций, ранее соо­ру­жен­ных на пло­щадке гер­ман­ской фирмой KWU. Кроме того, при раз­ра­ботке проекта учи­ты­вались высокая сейсмич­ность пло­щадки и влажный тро­пи­че­ский климат.

3 сен­тя­бря 2011 года АЭС «Бушер» выдала первый ток в энер­го­си­стему Ирана.

Проект В-428 китайской АЭС «Тянь­вань» имеет неко­то­рые отличия в номен­кла­туре и струк­туре при­ме­ня­е­мых систем безо­пас­но­сти по срав­не­нию с базовым про­ек­том. На первом блоке станции впервые в мире была уста­но­в­лена ловушка рас­плава актив­ной зоны (кориума), пред­на­зна­чен­ная для борьбы с воз­мож­ными послед­стви­ями тяжелой аварии на энер­го­блоке. По срав­не­нию с уста­нов­кой В-320 проект В-428 имел улуч­шен­ные нейтрон­ные харак­те­ри­стики актив­ной зоны, четы­рех­ка­наль­ную систему безо­пас­но­сти, обшир­ный топ­лив­ный бассейн в защит­ной оболочке и др. Про­ек­т­ный срок службы основ­ного тех­ноло­ги­че­ского обо­ру­до­ва­ния вырос с 30 до 40 лет.

21 мая 1997 года был под­пи­сан гене­раль­ный кон­тракт на стро­и­тель­ство Тянь­вань­ской АЭС в составе 2-х энер­го­бло­ков с реак­то­рами В-428. 12 мая 2006 года энер­го­блок № 1 Тянь­вань­ской АЭС дал первый ток.

---

Фотогалерея‍4