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.