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