После успешного пуска первой в мире АЭС в Обнинске на совещании в мае 1955 года в Минсредмаше СССР было принято решение по развитию помимо уран-графитовых реакторов водо-водяного направления реакторостроения. По его итогам в июне научный руководитель Советского атомного проекта Игорь Курчатов готовит техническое задание на реактор ВЭС-2, которое направляет в КБ «Гидропресс».
В августе 1955 года выходит Постановление правительства СССР, которым распределялись полномочия по строительству атомных электростанций и созданию ядерных реакторов в стране, в том числе и по реактору ВЭС-2. Генеральное проектирование АЭС возлагалось на Министерство электростанций, за разработку реакторов отвечало Министерство среднего машиностроения, а за проектирование — Министерство тяжелого машиностроения. Научное руководство проектов поручалось ЛИП АН СССР (Институт атомной энергии им. И. Курчатова).
В сентябре 1955 года выпускается уточненное техническое задание на реактор ВЭС-2, который с этого момента официально стал именоваться ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор. Согласование ключевых параметров новой реакторной установки (РУ) продолжалось до ноября 1955 года. Основная проблема заключалась в размерах корпуса реактора. Возможности машиностроительных заводов СССР были весьма ограниченными, поэтому пожелания реакторщиков нужно было подвести под возможности промышленности. В конечном итоге за максимальный диаметр корпуса реактора было принято 3,8 метра при длине порядка 12 метров, которые оказались предельными по возможностям завода-изготовителя и габаритам перевозки готового изделия железнодорожным транспортом.
Для энергоблока № 1 Нововоронежской АЭС проект выполнялся на тепловую мощность 760 МВт и электрическую — 210 МВт, поэтому реактор энергоблока получил индекс ВВЭР-210. Впоследствии присвоение реактору индекса по его электрической мощности стало традицией. Окончательный технический проект реактора ВВЭР-210 был утвержден к концу 1956 года.
Выбор места строительства новой атомной станции также был сделан в 1956 году — Воронежская область. Регион был энергодефицитен, и энергетическая программа области предусматривала возведение крупной угольной электростанции. Стройплощадка НВАЭС была выбрана в 45 км от г. Воронежа на левом берегу реки Дон — в 1958 году там начались строительные работы. За монтаж технологического оборудования реакторной установки, трубопроводов, КИП и автоматики, вентиляционного центра, строительных конструкций реакторного отделения, а также спецводоочистки и хранилищ жидких и сухих отходов отвечал трест «Центроэнергомонтаж» (ЦЭМ), уже имеющий опыт подобных работ. Специальные виды работ вели тресты «Теплоэнергомонтаж», «Электроцентромонтаж» и другие.
В 1960 году монтажники приступили к сборке оборудования и трубопроводов 1-го контура, парогенераторов — в 1961 году. 5 апреля 1962 года на штатное место был установлен корпус реактора, поступивший с Ижорского завода. Основные строительно-монтажные работы на энергоблоке № 1 закончились к октябрю 1963 года. К этому времени на атомной станции сформировался костяк коллектива эксплуатационников, которому предстояло провести на блоке полный комплекс пусконаладочных работ. Директором НВАЭС в июле 1963 года был назначен Ф. Я. Овчинников, ранее работавший директором реакторного завода 156 на ПО «Маяк». За годы руководства станцией Ф. Я. Овчинникову удалось создать сплоченный коллектив единомышленников. Они составили золотой фонд специалистов, которым было суждено провести пуск и осуществлять эксплуатацию всех последующих энергоблоков в Нововоронеже и на многих других АЭС.
На энергоблок № 1 НВАЭС помимо промышленной выработки электроэнергии руководство отрасли возлагало ответственную задачу — выяснить, насколько атом будет эффективным для выработки электроэнергии в промышленном масштабе, получить данные о надежности и безопасности производства энергии в ядерном реакторе, а также экономике этого процесса.
В декабре 1963 года состоялся предварительный физический пуск реактора ВВЭР-210, который продемонстрировал соответствие проектных ядерно-физических характеристик активной зоны реактора реальным экспериментальным данным.
30 сентября 1964 года в 15:45 энергоблок № 1 НВАЭС дал первый ток в энергосистему, что означало начало промышленной эксплуатации энергоблока. Уже в ноябре 1965 года энергоблок выработал первый млрд кВтч электроэнергии. На тот момент реактор ВВЭР-210 являлся самым мощным реактором в мире.
Поскольку реактор ВВЭР-210 создавался по консервативному принципу с большими запасами по мощности и надежности, было принято решение увеличить мощность реакторной установки до 240 МВт, что и было достигнуто к январю 1966 года. Еще через три года было произведено опробование работы энергоблока на мощности 280 МВт.
В ходе эксплуатации постепенно выявлялись наименее надежные элементы его инфраструктуры. К таковым сначала относились циркуляционные насосы первого контура реакторной установки, из-за чего была произведена их замена на более надежные. Затем произошел обрыв теплового экрана, для устранения которого потребовалось выполнить большой объем ремонтных работ. Потребовал модернизации и узел крепления управления защитой реактора.
В первый год работы энергоблока себестоимость 1 кВтч составляла почти 2 коп., в то время как себестоимость энергии на лучших советских электростанциях не превышала 0,6 коп. Поэтому персонал энергоблока вел постоянную целенаправленную работу по снижению себестоимости производимой электроэнергии. В результате за 8 лет благодаря проведенным мероприятиям, таким например, как сокращение времени плановой перегрузки топлива, она снизилась почти в 3 раза.
Несмотря на многочисленные недостатки, эксплуатация энергоблока № 1 с реактором ВВЭ-210 сыграла исключительную роль в развитии отечественной атомной энергетики. Многие технические решения, которые были впервые использованы при разработке реактора ВВЭР-210, впоследствии стали отличительной чертой последующих конструкций реакторов ВВЭР различных поколений. К таковым можно отнести треугольную разбивку размещения кассет в активной зоне реактора и твэлов в тепловыделяющих сборках, широкое использование циркония и высокопрочной легированной стали, изготовление корпуса реактора из цельнокованых обечаек и др. Отдельно следует выделить применение парогенераторов горизонтального типа с трубной решеткой в виде двух цилиндрических коллекторов.
Энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-210 был остановлен в 1984 году и выведен из эксплуатации в связи с исчерпанием ресурса.
В предпоследний день декабря 1969 года на Нововоронежской АЭС был введен в эксплуатацию энергоблок № 2 с реактором ВВЭР-365, строительство которого началось в мае 1964 года. Еще в процессе строительства энергоблока № 1 была выявлена возможность увеличения мощности реактора более чем в 1,5 раза при практическом сохранении предельных размеров его корпуса. Увеличить мощность удалось, в том числе, за счет изменения типа кассет тепловыделяющих элементов, для чего, в свою очередь, пришлось изменить конструкцию самих элементов и увеличить обогащение урана в топливе.
На энергоблоке № 2 также впервые стал применяться принцип мягкого регулирования работы реакторной установки за счет введения в теплоноситель первого контура реактора борной кислоты. Впоследствии регулирование реактивности реактора стало применяться на всех установках типа ВВЭР.
Модернизация реакторной установки позволила существенно улучшить и экономические показатели энергоблока. Удельная стоимость 1 кВт установленной мощности на энергоблоке № 2 оказалась почти в 2 раза меньше, а себестоимость электроэнергии на 40 % ниже себестоимости электроэнергии на энергоблоке № 1.
Однако энергоблок № 2 ждала нелегкая судьба. В августе 1990 года решением правительства СССР он был выведен из эксплуатации, не проработав до выработки проектного ресурса 10 лет. Причина заключалась в несоответствии энергоблока новым требованиям и правилам по ядерной безопасности, введенным в действие в 1988 году под влиянием аварии на Чернобыльской АЭС. Проведение же его реконструкции в целях доведения до требуемого уровня безопасности было признано экономически нецелесообразным.
Вместе с тем эксплуатация энергоблока № 2 решила главную задачу Нововоронежской АЭС — продемонстрировала эффективность атомной энергетики, а также позволила до конца отладить технологию изготовления и строительства атомных реакторов, что стало основанием для перехода на их серийное производство. Первыми серийными блоками стали энергоблоки №№ 3 и 4 Нововоронежской АЭС.
В начале 1968 года, когда на энергоблоке № 2 еще не завершились монтажные работы, началось строительство второй очереди Нововоронежской АЭС. В её состав входили два одинаковых энергоблока — №№ 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440.
Научным руководителем проекта реакторной установки стал Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова, главным конструктором — ОКБ «Гидропресс», а главным проектировщиком — Московский институт «Теплопроект». В проект энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 закладывались самые передовые разработки и решения, лучшие достижения отечественной атомной отрасли. Так, для них предусматривались информационно-вычислительные машины ИВ-500, автоматические регуляторы мощности, следящие за основными параметрами первого и второго контуров реактора и регулирующие их, и многое другое. Все это в совокупности существенно повышало уровень автоматизации энергоблока и его надежность и безопасность.
По проекту реактор располагался в герметичной бетонной шахте. Верхняя часть шахты реактора герметизировалась от реакторного зала защитным колпаком из стали и бетона. Рост мощности реактора был, в основном, достигнут за счет повышения технологических характеристик: повышения температуры и давления воды на входе и выходе реактора. Был также внесен ряд конструктивных изменений, в частности, съемной крышке реактора была придана сферическая форма.
В начале 1969 года строители завершили сооружение монолитных бетонных конструкций реакторного отделения, и монтажники приступили к монтажу основного оборудования. Уже в декабре 1970 года состоялись гидравлические испытания основного оборудования и главных трубопроводов, начав следом монтаж электрооборудования и приборов КИПиА, горячую обкатку оборудования и другие пусконаладочные работы. При этом был смонтированы многие общие системы двух энергоблоков, что в дальнейшем ускорило работы по вводу в эксплуатацию энергоблока № 4.
27 декабря 1971 года энергоблок № 3 был подключен к сети. Переход на полную мощность длился полгода, до июня 1972 года. При этом реальная электрическая мощность энергоблока оказалась ниже проектной — 417 МВт против 440 МВт — из-за особенностей климата региона.
Эксплуатация энергоблока № 3 не выявила серьезных недостатков проекта ВВЭР-440, а мелкие недочеты оперативно устранялись эксплуатационным персоналом.
Через год, 28 декабря 1972 года, состоялось подключение к сети и энергоблока № 4. Через 3 месяца реактор вышел на максимальную мощность 417 МВт, в результате чего суммарная проектная мощность НВАЭС стала составлять 1445 тыс. МВт, а станция вошла в число крупнейших АЭС в мире.
Энергоблоки №№ 3 и 4 НВАЭС с реакторами ВВЭР-440 убедительно доказали конкурентоспособность атомных электростанций, и стали базой для продажи этой технологии странам социалистического лагеря и Финляндии.
Эти энергоблоками выступили новаторами в еще одной области — продлении срока работы энергоблоков. Их проектный срок службы составлял 30 лет, и, заглядывая в будущее, эксплуатационники предложили идею продления срока службы сверх проектного — ведь модернизация реактора обходится в разы дешевле строительства нового. Энергоблоки №№ 3 и 4 теоретически должны были быть остановлены в 2001 и 2002 гг., но в итоге прослужили куда больше.
Одной из главных технологий при модернизации стал отжиг корпуса реактора. Эта процедура позволяет восстановить исходные свойства металла корпуса, в первую очередь, пластичность: она теряется под длительным воздействием излучения и высоких температур. Впервые в мире отжиг был проведен именно при продлении срока эксплуатации энергоблока № 3 НВАЭС. Здесь было создано и испытано оборудование для проведения восстановительного отжига, с помощью которого в дальнейшем отжигались корпуса всех остальных реакторов ВВЭР-440. Для этого корпус реактора нагревают до температуры 475оC, при этой температуре выдерживают 150 часов и затем дают медленно остыть. Благодаря этой процедуре срок эксплуатации реакторной установки может быть продлен на 10−30 лет.
Энергоблок № 3 проработал до 2016 года. Но, даже не производя энергию, он еще послужил НВАЭС. В масштабной повторной модернизации энергоблока № 4, завершившейся в 2018 году, был использован ресурс энергоблока-донора № 3, например, пригодились каналы безопасности: их количество на энергоблоке № 4 увеличилось вдвое, до четырех. Кроме того, блочный щит управления энергоблока № 3 стал резервным для четвертого. Дополнительно на энергоблоке № 4 были созданы принципиально новые системы безопасности, благодаря которым он стал соответствовать самым современным требованиям. В частности, была создана система аварийного охлаждения активной зоны реактора, расположенная в специально построенном здании, где устроено несколько емкостей по 60 кубометров каждая. Все они соединены под землей с первым контуром реактора. Если давление в реакторе становится ниже давления в емкостях, то вода с бором самотеком поступает в активную зону и охлаждает ее. Это пассивная система защиты, не требующая никакого источника энергии. Оборудование выполнит свою функцию ровно тогда, когда настанет нужный момент, причем исключительно за счет законов физики, которые действуют всегда.
После окончания всех работ срок эксплуатации модернизированного энергоблока № 4 был продлен ещё на 15 лет, и достигнув рекордных 60 лет.
С пуском второй очереди развитие Нововоронежской АЭС не остановилось. Следующим этапом стало строительство энергоблока с реактором третьего поколения мощностью 1000 МВт — ВВЭР-1000.
Впервые в официальных документах новый реактор появился в июле 1969 года, когда руководство Минсредмаша утвердило техническое задание на реакторную установку ВВЭР-1000. Принципиально новым для советских реакторов стало решение поместить реактор в герметичную железобетонную оболочку (контайнмент), предупреждающую развитие тяжелой аварии, связанной с разрывом главного трубопровода и прекращением подачи электричества.
Поскольку основные габариты реактора не могли быть существенно увеличены по причине транспортных ограничений, рост мощности реактора достигался за счет увеличения площади теплообмена активной зоны и повышения технологических характеристик теплоносителя: давления и температуры, а также за счет увеличения к.п.д. теплообменного оборудования.
Строительство энергоблока № 5 началось в 1972 году. Помимо контайнмента но энергоблоке № 5 был реализован еще ряд передовых для того времени технических решений, направленных на повышение эксплуатации. Так, на случай выхода из строя блочного щита управления реактором проектом предусматривалось резервный щит управления, с которого можно было вести все операции по управлению системами безопасности, остановке и расхолаживанию реактора в аварийной ситуации. Проектом предусматривалась система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), подающая в случае аварии в реактор воду с добавкой борной кислоты.
Контроль и управление реактором осуществлялись с помощью современной управляющей вычислительной системы «Комплекс Уран-В», а турбоагрегатами — АСУТ-500.
В апреле 1978 года на реакторе начались пуско-наладочные работы, в июне 1979 года стартовали гидравлические испытания. 30 апреля 1980 года состоялся физический пуск реактора, в ходе которого эксплуатационники проверили соответствие реальных физических параметров реактора проектным. 30 мая 1980 года энергоблок № 5 был подключен к сети с набором нагрузки 150 МВт. 20 февраля 1981 года энергоблок № 5 с реакторной установкой ВВЭР-1000 был принят в эксплуатацию.
Некоторые недоработки конструкторов, выявленные в ходе эксплуатации и связанные с системой управления защитой, были устранены путем её модернизации. Также были заменены плохо показавшие себя парогенераторы, реконструированы отдельные узлы и системы главных циркуляционных насосов и др. Частные плановые и неплановые ремонтные работы на энергоблоке не давали достичь высокого коэффициента использования установленной мощности реактора — главного показателя эффективности. Вместе с тем в процессе эксплуатации энергоблока совместными усилиями эксплуатационников, научного руководителя, главного конструктора и других организаций был освоен двухгодичный топливный цикл, а затем и более экономичный трехлетний цикл.
В сентябре 2011 года завершились масштабные работы по модернизации оборудования и систем энергоблока № 5. Энергоблок № 5 Нововоронежской АЭС был признан полностью соответствующим современным стандартам безопасности и рекомендациям МАГАТЭ, а срок его эксплуатации увеличился минимум на 25 лет.
Уже произведенные и грядущие остановы реакторов вследствие выработки ресурса требовали компенсационных мер. Таковыми стали строительство замещающих мощностей на НВАЭС-2 с реакторами нового дизайна и повышенной мощности.
Сооружение двух энергоблоков — №№ 6 и 7 поколения «3+» с реакторной установкой ВВЭР-1200 (проект АЭС-2006) началось в 2007 году. Энергоблок № 6 НВАЭС (он же энергоблок № 1 НВАЭС-2) стал головным инновационным объектом атомной отрасли, который соответствует всем существующим требованиям безопасности. Блок создавался как референтный для новых станций не только в России, но и за рубежом. Проектная мощность энергоблоков №№ 6 и 7 — 1200 МВт, срок службы — 60 лет.
Энергоблок № 1 НВАЭС-2 впервые был включен в единую энергетическую систему страны и начал выработку электроэнергии 5 августа 2016 года. Затем он успешно прошел освоение мощности на этапах энергопуска, опытно-промышленной эксплуатации, во время которых проводились проверки и испытания оборудования и систем на различных уровнях мощности и различных эксплуатационных режимах.
Испытания успешно завершились 23 февраля 2017 года 15-суточным комплексным опробованием на 100 % уровне мощности, в ходе которого энергоблок подтвердил способность стабильно нести нагрузку в соответствии с проектными параметрами.
27 февраля 2017 года новейший энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 был сдан в промышленную эксплуатацию.
Инновационный энергоблок ВВЭР-1200 поколения «3+» обладает улучшенными технико-экономические показателями, обеспечивает абсолютную безопасность при эксплуатации, и полностью соответствует постфукусимским требованиям МАГАТЭ. Его особенностью является насыщенность пассивными системами безопасности, способными функционировать даже в случае полной потери электроснабжения и без вмешательства оператора. На энергоблоке № 6 НВАЭС были применены такие уникальные и не имеющие аналогов в мире системы, как система пассивного отвода тепла от реактора, рекомбинаторы водорода и ловушка расплава активной зоны.
Энергоблок № 7 Нововоронежской АЭС был включен в сеть и начал выработку электроэнергии 1 мая 2019 года, а 31 июля 2019 года в 19:23 реакторная установка энергоблока № 7 впервые была выведена на проектную 100 % мощность. И при строительстве и наладке оборудования энергоблока № 7 атомщикам удалось еще немного улучшить технологические процессы за счет уже имеющегося опыта.
Работа инновационных реакторов сопровождается постоянным совершенствованием технологий. Если вначале энергоблок № 6 работал в стандартном 12-месячном цикле, при котором перегрузка топлива происходит раз в год, то затем реактор был переведен на 18-месячный цикл.
Также прошли испытания по работе энергоблока № 6 в режиме маневрирования мощностью. Такая работа необходима для более эффективного использования ресурсов, в том числе для подстройки под конкретные нужды энергосети. Десять дней в мае 2020 года энергоблок работал, меняя мощность в диапазонах 96−71−96 % и 96−46−96 % от номинальной. Это позволило проверить все оборудование, наладить алгоритмы управления и опробовать решения по минимизации скачков мощности.
В процессе постоянного совершенствования технологии ВВЭР на каждой очереди энергоблоков менялась система охлаждения реакторов. Для энергоблоков №№ 1 и 2 использовалась прямоточная система охлаждения: воду напрямую отбирали в реке Дон и после химической очистки направляли на реакторы, после чего она сбрасывалась в реку. Для последующих энергоблоков охлаждение воды после прохождения реактора производилось в градирнях, после чего вода сбрасывалась в специально оборудованный пруд-охладитель. И если для охлаждения энергоблоков №№ 3-5 требовалось 7 градирен, то для энергоблоков №№ 6 и 7 — только две. Правда, их высота и производительность в несколько раз превышают своих предшественников.
Библиография16
Фотогалерея12
