Первый, второй, третий…
Первые концептуальные проработки по водо-водяным энергетическим реакторным установкам стартовали в СССР еще в 1954 году и базировались на разработках реактора для атомной подводной лодки. К этому моменту в рамках лодочного направления уже были созданы критическая сборка и первый исследовательский водо-водяной реактор (ВВР).
Изначально в ЛИПАН (Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова), выступавшем в качестве научного руководителя направления, рассматривались два варианта водяных электростанций (ВЭС): ВЭС-1 с алюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара и ВЭС-2 с заменой алюминия цирконием для выработки пара более высоких параметров. При сопоставимой тепловой мощности (около 700 МВт) в варианте ВЭС-1 электрическая мощность равнялась всего 108 МВт, тогда как для ВЭС-2 этот показатель превышал 160 МВт. В результате был выбран второй вариант.
Для реактора ВЭС-2 изначально прорабатывался вариант смешанной топливной загрузки: природный уран (более 100 тонн) и уран с обогащением 2 % по урану-235 (12-15 тонн). В качестве топливной композиции рассматривались 3 варианта: металлический уран, уран-магниевая металлокерамика и ставшая впоследствии традиционной для гражданской ядерной энергетики двуокись урана.
В июне 1955 года КБ «Гидропресс», которое на тот момент входило в состав Подольского завода им. Орджоникидзе Министерства тяжелого машиностроения, 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 со специалистами Научного руководителя проекта, с регулярными (не реже одного раза в месяц) встречами, на которых детально рассматривались варианты решений для выбора оптимальных параметров. Специалистами ЛИПАН были выполнены расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора, которые впоследствии стали основой для определения параметров и технических характеристик реактора и реакторной установки в целом.
В августе 1955 года выходит Постановление правительства СССР, которым разработка проекта водо-водяного энергетического реактора официально поручается ОКБ «Гидропресс».
В сентябре 1955 года выпускается уточненное техническое задание на реактор ВЭС-2, который с этого момента уже официально именовался ВВЭР. Основные корректировки коснулись параметров топливной загрузки: природный уран должен был загружаться в виде двуокиси, а обогащенный уран — в виде металлокерамики, состоящей из двуокиси урана и алюминиевого сплава. Причем уровень обогащения был существенно повышен (с 2 % до 25 % по урану-235), что позволило сократить общий вес загрузки топлива в активную зону до 80 тонн.
Работы по дальнейшему уточнению ключевых параметров реактора проводились до ноября. В частности, было признано целесообразным уменьшить диаметр твэлов, что позволило существенно развить общую поверхность теплосъема. В связи с этим необходимая загрузка урана была сокращена практически вдвое, параметры активной зоны составили 2,9 метра в диаметре и 2,5 метра в высоту (против начальных 3,7 и 3,2 метра соответственно), а мощность реактора увеличена до 730 МВт тепловых.
Были уточнены также размеры корпуса (3,8 метра — внешний диаметр при длине порядка 12 метров), которые оказались предельными по возможностям завода-изготовителя и перевозке готового изделия железнодорожным транспортом.
Таким образом, в течение 1955 года остались неизменными, по сути, лишь три ключевые характеристики реакторной установки: материал оболочек твэлов (циркониевый сплав), температура теплоносителя на входе в реактор (250 °С) и давление насыщенного пара перед турбиной.
При создании ВВЭР-1 конструкторы и проектировщики исходили из следующих основных принципиальных положений:
- направление движения теплоносителя снизу-вверх, что гарантировало охлаждение топливных элементов при аварийных ситуациях с обесточиванием главных циркуляционных насосов;
- параметры теплоносителя (давление и температура) должны обеспечивать производство в парогенераторах сухого насыщенного пара;
- формирование активной зоны из неподвижных шестигранных рабочих кассет и образование в ней шестигранных же каналов для передвижения органов компенсации реактивности и аварийной защиты реактора;
- применение для топливных кассет и оболочек тепловыделяющих элементов сплавов циркония, имеющих наименьшее сечение захвата нейтронов при обеспечении необходимой механической прочности;
- применение электромеханических приводов органов управления реактора и принципа свободного падения органов аварийной защиты.
В ноябре 1955 года был завершен эскизный проект реактора ВВЭР-1. По проекту реактор был без съемной крышки, на верхнем полусферическом куполе устанавливались колонна диаметром 580 мм для перегрузочного устройства типа пантографа и люк диаметром 250 мм для выгрузки кассет. Этот вариант из-за своеобразной формы получил шуточное название «Грузинский кувшин».
Материалы эскизного проекта были направлены в Минтяжмаш 13 декабря 1955 года, где 19 декабря 1955 года он был одобрен на заседании специального технического совета Минтяжмаша с рекомендацией предусмотреть в корпусе реактора съемную верхнюю крышку.
Окончательный технический проект реактора ВВЭР-1 был готов в 1956 году.
Проект предусматривал двухконтурную тепловую схему 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 — 760 МВт, количество циркуляционных петель — 6.
По проекту корпус реактора был цельнокованый цилиндрический с приварным нижним эллиптическим днищем и верхней съемной плоской крышкой. Внутренний диаметр корпуса реактора в центральной части составлял 3,6 м при высоте 11,1 м. В активной зоне высотой 2,5 м и диаметром 2,88 м устанавливается 312 тепловыделяющих сборок с размером под ключ 144 мм, а также 37 органов регулирования. Высота топливного столба в твэле диаметром 10,2 мм равнялась 2500 мм. Среднее обогащение топлива составляло 2 % по урану-235, при этом предусматривалась средняя глубина выгорания топлива 12 МВт.сут/кг U.
В верхнем приреакторном пространстве для защиты от гамма-излучения корпуса установлена кольцевая металлическая ферма, заполненная чугунными плитами. Ниже бандажа размещены 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 стенкой корпуса с наплавкой, водой бака кольцевой защиты (толщина слоя 1,0 м), а за ним бетоном шахты реактора.
К началу 1957 года были получены расчетные данные, свидетельствующие о целесообразности существенного снижения степени обогащения урана в активной зоне, а также замены природного урана на уран с обогащением порядка 1 % по урану-235. Таким образом, наметилось движение к однородной с точки зрения обогащения активной зоне. Окончательный переход к однородной активной зоне стал возможен благодаря изначально заложенной в концепцию реакторов типа ВВЭР гибкости компоновки активной зоны, которая и в дальнейшем неоднократно способствовала совершенствованию технологии.
В соответствии с постановлением Правительства от 8 марта 1958 года на Подольском машиностроительном заводе им. Орджоникидзе (ЗиО), как головном заводе-изготовителе и поставщике корпусных реакторов и оборудования 1-го контура, было начато строительство стенда контрольной сборки реактора. 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 должны были пройти отработка всех манипуляций перегрузочной машины с кассетами, испытания транспортно-технологического оборудования и гайковерта для затяжки главного уплотнения реактора.
В связи с тем, что корпус реактора во избежание задержки монтажных работ отправлялся с Ижорского завода непосредственно на строительную площадку 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 оборудование было подготовлено для отправки на стройплощадку. Местом расположения новой атомной электростанции, на которой планировалось построить энергоблок с реактором ВВЭР-1, стала Воронежская область, испытывавшая острый дефицит электроэнергии.
Строительство энергоблока № 1 Нововоронежской АЭС началось в 1957 году. Проектом атомной станции занимался «Теплоэлектропроект».
Монтаж технологического оборудования реакторной установки, трубопроводов, КИП и автоматики, вентиляционного центра, строительных конструкций реакторного отделения, а также спецводоочистки и «могильников» жидких и сухих отходов вел с 1958 года «Центроэнергомонтаж» (ЦЭМ).
В 1960 году были начаты монтаж 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. Начался монтаж основной технологической линии первого контура, завершенный в 1963 году.
Непосредственное участие специалистов ЦЭМ в контрольной сборке реактора на заводе-изготовителе (стенд Р-ЗиО), постоянный авторский надзор КБ «Гидропресс» и шеф-монтаж заводов-изготовителей обеспечили качественное проведение монтажа первого промышленного корпусного реактора.
Руководство всем комплексом пуско-наладочных работ осуществляла межведомственная пусковая комиссия (МПК). Она состояла из представителей научных, проектно-конструкторских, пуско-наладочных, строительно-монтажных организаций и дирекции станции. ОКБ «Гидропресс» разработало необходимую пуско-наладочную техническую документацию (программы, методики, инструкции, чертежи пуско-наладочных приспособлений), будущие эксплуатационники провели стажировку на объектах Института атомной энергии и Обнинской АЭС. Фактическая продолжительность пуско-наладочных работ составила 12 месяцев.
Научное руководство физпуском и энергопуском реактора осуществлял Институт атомной энергии.
В освоении мощности реактора можно выделить ряд важнейших дат. 17 декабря 1963 года состоялись достижение критичности и физический пуск. Это был предварительный физический пуск на холодной воде при открытой крышке. Он продемонстрировал соответствие проектных ядерно-физических характеристик реальной активной зоне реактора.
После завершения всех строительно-монтажных работ 8 сентября 1964 года начался повторный физпуск. 30 сентября 1964 года в 15 часов 45 минут на электрической нагрузке 26 МВт турбогенератор № 2 был синхронизирован с Единой Европейской энергосистемой — состоялся энергетический пуск. 7 октября электрическая мощность реактора была увеличена до 70 МВт. 27 декабря 1964 года энергоблок № 1 с первым в стране водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-210 выведен на проектную мощность 210 тыс. кВт.
В ноябре 1965 года энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС выработал 1-й млрд кВтч электроэнергии, после чего была произведена первая перегрузка топлива. 13 декабря 1965 года энергоблок № 1 был введен в промышленную эксплуатацию.
По удельной энергонапряженности и экономичности использования топлива реактор ВВЭР-1 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 оказался устойчив в работе и легко управляем.
Однако после нескольких месяцев работы в первом контуре реактора ВВЭР-1 был обнаружен радиоактивный кобальт. При остановке реактора была произведена смена воды, тем не менее, через несколько месяцев радиоактивный кобальт снова появился, более того, он стал накапливаться. Это уже вызывало серьезные опасения: радиоактивный кобальт мог осесть на стенки реактора, трубопроводов, оборудования, а избавиться от него в условиях эксплуатации АЭС не так-то просто.
Причина появления радиоактивного кобальта была обнаружена в главных циркуляционных насосах, где применялись вкладыши подшипников из специального сплава — стеллита, обладающего высокой стойкостью против истирания и содержащего от 47 до 53 % кобальта. Постепенно истираясь, хотя и в очень небольших количествах, кобальт попадал в активную зону и под влиянием нейтронного облучения становился радиоактивным. Пришлось заменить стеллит бескобальтовым сплавом.
Выявленные в ходе освоения блока резервы были реализованы, в результате чего его проектная электрическая мощность была перекрыта и в январе 1966 года 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.
Особенностью эксплуатации всех водо-водяных реакторов является необходимость полной остановки реактора для перегрузки твэлов. Для этого необходимы разгерметизация реактора и снятие его многотонной крышки. При продолжительности кампании реактора этого типа около 3 лет частичная перегрузка твэлов (примерно одна треть), позволяющая повысить выгорание, производится ежегодно.
Работа по перегрузке — сложная и длительная операция, к которой эксплуатационники станции должны готовиться заблаговременно, так как от степени подготовленности и вооруженности персонала специальными приспособлениями зависит длительность перегрузки, качество проведенных операций и, главное, дальнейшая бесперебойная работа ядерного реактора.
Перед первой остановкой реактора Нововоронежской АЭС в ноябре 1965 года для перегрузки была составлена подробная программа последовательных операций с одновременным проведением ремонтных и демонтажных работ. Эта программа включала: остановку блока, расхолаживание первого и второго контуров; разуплотнение крышки реактора и расцепление приводов системы управления защиты реактора с кассетами; снятие крышки реактора и извлечение нажимной решетки; устранение течи в системе автоматического регулирования; демонтаж механизмов аварийной защиты и установку новых; проверку герметичности твэлов; перегрузку ядерного топлива; проверку подкритичности реактора; установку нажимной решетки; уплотнение крышки реактора; гидравлическое испытание первого контура; вывод блока на электрическую мощность.
Эксплуатационный персонал Нововоронежской АЭС хорошо справился с первой перегрузкой, проведенной с 29 октября по 11 декабря 1965 года за 43 дня. Проведенная в мае-июне 1968 года четвертая перегрузка атомного реактора Нововоронежской АЭС осуществлена уже за гораздо меньший срок — 29 суток. Все последующие перегрузки ядерного топлива проходили в короткие сроки, причем они, как правило, совмещались с необходимой ревизией и ремонтом турбогенераторного оборудования.
Благодаря этому коэффициент использования мощности реактора рос год от года. В 1965 году он был равен 54 %; в 1966 году — 68 %; в 1967 году — 74 %; в 1968 году — 86 %; в 1969 году — 80 %. В дальнейшем он находился на уровне около 80 %.
В январе 1969 года под научным руководством специалистов Института атомной энергии им. И. В. Курчатова был проведен эксперимент по дополнительному увеличению мощности реактора. 7 января начался постепенный подъем электрической мощности до 280 МВт. На этой мощности энергоблок № 1 проработал непрерывно в течение 72 часов. Таким образом, новая установленная электрическая мощность энергоблока стала больше проектной (210 МВт) на 34 %. Эту дополнительную электрическую мощность (70 МВт) стало возможным передать на турбогенераторы, так как к ранее установленным трем турбогенераторам по 70 МВт был временно подключен четвертый турбогенератор строящегося энергоблока № 2 АЭС.
Вместе с тем, в ходе эксплуатации были выявлены и некоторые критические недочеты реактора ВВЭР-1. Это, в частности, коснулось теплового экрана, представлявшего собой цилиндрическую оболочку между шахтой и корпусом реактора и предназначенного для уменьшения влияния излучения на корпус реактора.
В конце 1969 года крепления экрана разрушились, и оборвавшийся экран частично перекрыл расход теплоносителя, что привело к увеличению перепада давления в реакторе и росту радиоактивности воды в первом контуре. Возникла необходимость экстренной разборки реактора, извлечения деформированного оборудования, ремонта корпуса и последовавшему существенному изменению конструкции внутрикорпусных устройств реактора.
Ненадежными оказались и главные циркуляционные насосы первого контура, которые были заменены на усовершенствованные. В то же время парогенераторы отработали без замены 20 лет.
Создание первого реактора ВВЭР, ввод его в эксплуатацию на энергоблоке № 1 НВАЭС и опыт эксплуатации имели исключительно большое значение для дальнейшего развития АЭС с ВВЭР в нашей стране и советских проектов за рубежом. ВВЭР-1 дал возможность проверки правильности принятых технических решений, и оценки водо-водяного направления развития атомной энергетики.
Многие технические решения, которые были впервые использованы при разработке реактора ВВЭР-1/ВВЭР-210, впоследствии стали «фамильными» чертами водо-водяной технологии и сохранились во всех последующих поколениях установок ВВЭР различной мощности. К таковым относятся, например, треугольная разбивка расположения кассет в активной зоне реактора и твэлов — в ТВС; циркониевый сплав с ниобием в качестве материала твэлов; высокопрочная легированная углеродистая сталь в качестве материала корпуса реактора, который изготавливается из цельнокованых обечаек без продольных швов; а также компоновка приводов СУЗ на съемном верхнем блоке (крышке) реактора. 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.
Вскоре за проектом реактора ВВЭР-1 (ВВЭР-210) ОКБ «Гидропресс» приступило к проектированию реактора В-2 (ВВЭР-70), предназначенного для атомной электростанции «Райнсберг» в ГДР. 17 июля 1956 года Институт атомной энергии выдал техническое задание на проект реактора В-2 тепловой мощностью 265 МВт и электрической мощностью 70 МВт. В январе 1957 года ОКБ «Гидропресс» приступило к подготовке технического проекта реактора, завершив его в конце 1958 года. Он в основном повторял проект реактора ВВЭР-1. Главные отличия заключались в крышке реактора, которая была сделана не плоской, а полуэллиптической, и однорядном расположении главных патрубков. Уплотнение крышки с корпусом реактора осуществлялось клиновой никелевой прокладкой.
При двухконтурной тепловой схеме реактор В-2 соединялся с тремя парогенераторам вертикального типа (у реактора ВВЭР-1 — горизонтальные) тремя трубопроводами из нержавеющей стали. На каждой петле устанавливался центробежный циркуляционный насос бессальникового типа. Температура воды на входе в реактор составляла 250 °С, на выходе — 267 °С (против 270 °С у ВВЭР-1). Давление на выходе из активной зоны составляло 100 атм (аналогично ВВЭР-1). Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора, отводилось водой первого контура и передавалось через парогенераторы во второй контур, где получался пар под давлением 32 атм.
Также как в реакторе ВВЭР-210 для воздействия на реактивность реактора в конструкции предусмотрены регулирующие сборки системы управления защитой (СУЗ), снабженные приводами. Часть таких сборок, предназначенных в основном для компенсации полного запаса реактивности, содержала в верхней части поглотители из бористой стали, а в нижней — сборку с ядерным топливом, аналогичную по конструкции топливной ТВС. Дополнительно имелись сборки аварийной защиты, не имеющие топлива и предназначенные для быстрой остановки цепной реакции. В активной зоне устанавливались 132 сборки с ураном, обогащенным до 2 %.
Внутренний диаметр корпуса реактора составлял 2,65 м при высоте 11,19 м. Некоторые внутрикорпусные детали реактора В-2 по сравнению с реактором ВВЭР-1 с учетом опыта ввода в эксплуатацию последнего в эксплуатацию были удалены. С другой стороны, была добавлена система аварийной откачки воды из корпуса реактора, вместо поглотителей двух компенсирующих кассет установлены кадмиевые чехлы с высокочувствительными борными счетчиками.
Очистка воды для первого контура, как и в проекте ВВЭР-1, осуществлялась в выпарных аппаратах.
К концу 1960 года рабочие чертежи реактора были закончены и переданы в производство. Корпус реактора опять изготавливали на Ижорском заводе. Контрольная сборка реактора вновь проводилась на специальном стенде на заводе им. Орджоникидзе, после чего оборудование было отправлено в ГДР.
Сооружение самой АЭС «Райнсберг» стартовало 1 января 1960 года.
В 1966 году после успешного проведения горячей обкатки состоялся физический пуск, в ходе которого были получены значения запаса реактивности, дифференциальной и интегральной эффективности органов аварийной защиты управляющих групп, температурного коэффициента и эффекта реактивности, что позволило без проблем выйти на энергетический пуск. 6 мая 1966 года АЭС «Райнсберг» была впервые подключена к энергосистеме, а 9 мая введена в опытно-промышленную эксплуатацию. 11 октября 1966 года станция была сдана в промышленную эксплуатацию. В дальнейшем АЭС «Райнсберг» получила статус опытно-промышленной.
Её опыт эксплуатации также выявил большие резервы по повышению электрической мощности (+10 МВт (эл.)), однако их реализация была невозможна по условию коэффициента неравномерности энерговыделения. Использование ядерного топлива также оказалось существенно лучше расчетного. К четвертому году эксплуатации реактора выгорание топлива достигло 11,75 МВт*сутки/кг урана, что превысило проектное значение на 35 %.
Коэффициент использования установленной мощности реактора оказался достаточно высоким, более 70 %, при этом в зимний период он достигал 90 %.
Существенное влияние на эффективность работы реактора оказывали сравнительно длительные остановки для перегрузки топлива и профилактического ремонта, при этом сама процедура перегрузки занимала только 25 % времени, остальное тратилось на съем и установку крышки, ревизию оборудования и пуск реактора.
Эксплуатация энергоблока выявила и ряд конструктивных недостатков, в основном относящихся ко второму контуру реактора, к которому при изготовлении и монтаже предъявлялись не столь высокие требования. Так, на первом контуре имели место срабатывания аварийной защиты из-за выхода из строя электроэлементов системы защиты.
Хотя у некоторых твэлов наблюдалась потеря герметичности, сопровождавшаяся утечкой радиоактивных газов, в целом топливо продемонстрировало устойчивую работу. Несколько десятков кассет даже проработали на 1 кампанию дольше расчетной.
В 1973 году на АЭС «Райнсберг» произошла авария, вызванная разрывом трубопровода контура охлаждения — сильные вибрации в системе подпитки водой привели обрыву вспомогательных трубопроводов, — которая была быстро ликвидирована (2-й уровень по шкале INES).
В марте 1986 года, за полтора месяца до аварии на Чернобыльской АЭС, АЭС «Рейнсберг» была остановлена для проведения всесторонней диагностики материала и реконструкции для усиления ядерной безопасности. По итогам диагностики было признано, что надежность существующих систем безопасности ограничена и пригодна только для защиты от ограниченного вида и количества незначительных инцидентов. Также в докладе отмечалось, что необходимый уже в предыдущие годы ремонт не проводился из-за недостатка материалов, оборудования и мощностей. Ни к каким изменениям в работе АЭС «Райнсберг» доклад не привел.
После объединения Восточной и Западной Германии 1 июня 1990 года реактор В-2 был остановлен в связи с несоответствием стандартам безопасности.
Следующий по времени создания водо-водяной реактор получил индекс ВВЭР-3М (ВВЭР-365). С одной стороны, его конструкция стала дальнейшим развитием технических решений, реализованных в реакторе ВВЭР-1, а с другой стороны его активная зона в дальнейшем выступила прототипом для реактора следующего поколения — ВВЭР-440.
Новый реактор было решено реализовать в качестве энергоблока № 2 Нововоронежской АЭС.
Проектное задание на строительство энергоблока № 2 НВАЭС было утверждено правительством 29 августа 1963 года. Научный руководитель проекта, главный конструктор и главный проектировщик остались те же, что и у реактора ВВЭР-1. В основу задания была положена концепция максимального использования проверенных технических решений и освоенных производством технологий с одновременным увеличением мощности реактора до 365 МВт. Такой подход предполагал ускорение и сооружения нового реактора и проверки работоспособности более энергонагруженной активной зоны при сохранении размеров корпуса реактора.
Эксперименты, проведенные на реакторе ВВЭР-1 по повышению его мощности, показали, что при незначительном увеличении параметров пара единичную мощность турбогенератора можно повысить с 70 до 73 МВт. При этом при установке 5 турбогенераторов тепловая мощность реакторной установки возрастала до 1320 МВт, а электрическая мощность — до 365 МВт.
Для увеличения энерговыделения в активной зоне на 75 % при тех же её размерах, было предложено два пути.
Первый — рост теплообмена за счет увеличения теплообменных поверхностей. Для этого предлагалось снизить внешний диаметр твэла с 10,2 до 9,1 мм, что увеличивало число твэлов в стандартной ТВС с 90 до 126 штук, в результате чего поверхность теплосъема возрастала на 28 %. Кроме того, для повышения предельного энерговыделения топливных таблеток было предложено выполнять их с центральным отверстием, что примерно на 10 % повышало энергонапряженность топлива без опасности достижения критической температуры.
Второй путь повышения мощности активной зоны предполагал выравнивание тепловыделения по всему объему активной зоны и приближение средних значений тепловых параметров к максимальным. Выравнивание тепловыделения по радиусу активной зоны достигалось режимом регулируемой перегрузки топлива, при котором свежее топливо загружалось на периферию активной зоны с последующей перестановкой его в центральную часть. А выравнивание тепловыделения по высоте осуществлялось путем неравномерного по высоте размещения выгорающего поглотителя. Увеличилось и число органов СУЗ — 73 против 37 в ВВЭР-1.
Дополнительно для коррекции искажений полей энерговыделения стержнями СУЗ впервые в практике ВВЭР для компенсации запаса реактивности на выгорание был применен принцип «мягкого регулирования» за счет использования поглотителей в хвостовиках кассет и растворенной в воде первого контура борной кислоты естественного изотопного состава. «Химическое» — борной кислотой — регулирование реактивности в дальнейшем стало применяться во всех реакторах ВВЭР.
Проект ВВЭР-3М предусматривал и изменения в главном циркуляционном контуре реактора: 8 циркуляционных петель вместо 6. Впоследствии такое количество петель оказалось избыточным, и одна из них постоянно состояла в резерве.
На реакторе ВВЭР-3М была также опробована система так называемой «сухой» перегрузки топлива с использованием контейнера для приема выгружаемой ТВС, однако она не доказала свою «жизнеспособность, и в следующих проектах конструктора вернулись к использованию «мокрого» способа перегрузки под защитным слоем воды.
Строительство энергоблока № 2 НВАЭС началось в мае 1964 года.
После проведения холодной и горячей обкаток блока и ревизии оборудования начались работы по поэтапному пуску и выводу на мощность энергоблока. На пусковых испытаниях реактора ВВЭР-3М была проведена большая серия критических экспериментов. Исследовались критические положения органов регулирования, эффективность борной кислоты, распределение энерговыделения по активной зоне, коэффициенты реактивности реактора и т.д.
При пуске энергоблока № 2 активно использовались возможности работающего энергоблока № 2. Так, все турбогенераторы опробовались в работе на мощности 40-60 МВт на паре от парогенераторов энергоблока № 1, что позволило осуществлять независимо пусковые работы по реакторному отделению.
На первой загрузке активной зоны использовались ТВС с разным обогащением: 1 %, 1,5 %, 2 % и 3 %. После загрузки подкритичной зоны (с 6 по 28 октября 1969 года) была установлена и уплотнена штатная крышка реактора со всеми приводами СУЗ. Горячая обкатка оборудования первого контура завершилась 17 ноября.
Особенностью физического пуска являлось отсутствие в активной зоне специального блока датчиков, что исключило искажение физических характеристик активной зоны. Критического состояния реактор достиг 23 декабря 1969 года в 13 час. 55 мин. 25 декабря мощность реактора достигла 500 МВт, и 30 декабря блок был принят в промышленную эксплуатацию. На этой мощности энергоблок № 2 Нововоронежской АЭС проработал без остановов до 21 января 1970 года.
С 7 марта 1970 года энергоблок № 2 начал работать на мощности 500 МВт в режиме борного регулирования, что на 15 % улучшило равномерность энерговыделения в активной зоне. К 14 апреля мощность реактора ВВЭР-3 достигла номинального значения 1320 МВт. Полный сброс нагрузки энергоблока в пусковой период имел место только один раз из-за неполадки в системе электропитания СУЗ. Также были выявлены и устранены некоторые дефекты, в частности, возникли проблемы с креплением демпферных труб в опорной решетке.
В 1972 году в процессе эксплуатации в реакторе возник непонятный металлический звук. Срочное вскрытие реактора показало, что труба системы СУЗ оказалась отрезана от фланца из-за вращения потоком воды.
Энергоблок № 2 Нововоронежской АЭС был выведен из эксплуатации в а августе 1990 году в связи с окончанием проектного срока службы и несоответствия новым нормам безопасности эксплуатации ядерных установок, принятым после аварии на Чернобыльской АЭС.
Энергоблоки ВВЭР-1, В-2 и В-3М образовали первое поколение водо-водяных реакторов. Опыт их создания и эксплуатации заложил основу для создания реакторов ВВЭР следующих поколений, составляющих гордость отечественной атомной энергетики.
Фотогалерея6
