История с продолжением
Техническое задание на реакторную установку ВВЭР-1000 было утверждено руководством Института атомной энергии и 16 Главного управления Минсредмаша 31 июля 1969 года. Технический проект реакторной установки, получившей индекс В-187, был в апреле 1971 года представлен ОКБ «Гидропресс» на рассмотрение секции № 1 НТС Минсредмаша, и утвержден в ноябре 1971 года.
При рассмотрении вопросов безопасности реакторной установки в качестве основного было принято решение, утвержденное Минсредмашем и Минэнерго, не учитывать возможность разрыва корпуса реактора и сосудов первого контура. Наиболее тяжелой проектной аварией считался мгновенный разрыв трубопровода диаметром 850 мм с одновременной полной потерей электропитания. Вслед за зарубежными веяниями в проекте В-187 впервые в отечественной практике была применена защитная герметичная оболочка из предварительно напряженного железобетона (контайнмент), рассчитанная на максимальное давление в результате наиболее тяжелой проектной аварии.
В проекте рост мощности установки достигался, во-первых, путем увеличения тепловой мощности и эффективности паросилового цикла за счет повышения давления вырабатываемого пара с 32 атм. до 64 атм., а во-вторых, ростом кпд турбогенератора с 27,6 % до 33 %.
Поскольку требование ограничения габаритов корпуса реактора для их транспортировки по железной дороге продолжало действовать, диаметр активной зоны реактора В-187 не мог быть увеличен (по крайней мере, значительно) по сравнению с реактором ВВЭР-440 (максимальный диаметр корпуса реактора ВВЭР-1000 составил 4,57 м против 4,27 м у реактора ВВЭР-400). Поэтому конструкторы вынуждены были искать другие пути. Так, в частности, их усилия были направлены на уменьшение неравномерности тепловыделения в активной зоне, увеличение расхода теплоносителя и площади теплообмена. Последняя составила 4850 кв. м (по сравнению с 3150 кв. м у реактора ВВЭР-440).
В соответствии с проектом тепловая мощность реактора равнялась 3000 МВт. Главный циркуляционный контур состоял из реактора и четырех циркуляционных петель, каждая из которых включала в себя горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и две запорные задвижки с электроприводом. Температура теплоносителя на входе в реактор составляла 290 °С (против 270 °С у ВВЭР-440), а на выходе — 322 °С (против 300 °С у ВВЭР-440). В первом контуре было достигнуто давление теплоносителя в 160 атм.
Внутрикорпусные устройства реактора выполнены выемными, что позволяло при необходимости провести полный осмотр внутренней поверхности реактора. Конструктора экспериментально подобрали оптимальное расположение шахты у эллиптического днища, обеспечивающее равномерное распределение теплоносителя на входе в активную зону.
Эквивалентный диаметр активной зоны реактора равнялся 312 см, высота — 355 см. В активной зоне располагалось 151 топливная сборка шестигранной формы с чехлом с перфорацией. 109 кассет включают регулирующие органы в виде кластера из 12 поглощающих элементов — «мягкие» регулирующие органы. Для компенсации запаса реактивности предусмотрены две системы регулирования: борная и механическая. Перемещение органов СУЗ осуществляется линейным шаговым приводом со скоростью 5 см/сек.
Длина активной части твэла в кассете выросла до 3,5 м против 2,5 м у реактора ВВЭР-440. Общая масса урана обогащением 4,4 % в активной зоне составляла 66,3 тонны.
Значительную проблему представлял металл корпуса реактора. Сталь, использованная для реакторов ВВЭР-440, не отвечала предъявляемым требованиям, так как веса получаемых слитков превосходили возможности Ижорского завода по их обработке. В результате в августе 1972 года было принято компромиссное решение проработать вопрос изготовления двух корпусов из двух разных сталей. Через год после проведения научно-исследовательских и опытно конструкторских работ для реактора ВВЭР-1000 был сделан выбор в пользу хромоникелевой стали. Однако для нее не были еще решены вопросы радиационной и коррозионной стойкости, сварки, поэтому технические проекты основного оборудования разрабатывались параллельно с разработкой техдокументации, и были закончены только к 1976 году.
Корпус реактора был изготовлен на Ижорском заводе. Высота корпуса составила 10,88 м при весе 304 тонны. Внутренняя поверхность корпуса была покрыта антикоррозионной наплавкой толщиной 7 мм. На заводе провели и контрольную сборку реактора. Для герметизации аппарата использовались никелевые прутковые прокладки.
Для аварийного расхолаживания реактора проектом предусматривалась система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), предназначенная для подачи в реактор при аварии воды с добавкой борной кислоты и состоящая из активного и пассивного узлов. Система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления (САОЗ ВД) предназначалась для подачи высококонцентрированного раствора борной кислоты в первый контур в случае нарушений нормальных условий эксплуатации и при аварийных ситуациях.
Система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (САОЗ НД) предназначалась для аварийного расхолаживания и последующего отвода остаточного тепла от активной зоны в течение продолжительного времени при возникновении аварии с разуплотнением первого контура, а также для отвода остаточных тепловыделений во время топливных перегрузок и при проведении ремонтных работ.
Реактор в сборе устанавливался в бетонную шахту, оборудование которой обеспечивало биологическую защиту от излучений со стороны активной зоны, надежное крепление реактора с учетом сейсмических нагрузок и тепловую изоляцию по наружной поверхности. Шахта выполнялась из обычного бетона и имела закладные металлические детали для крепления оборудования шахтного объема.
Первый (головной) энергоблок с реактором ВВЭР-1000 было решено строить на Нововоронежской АЭС. Проект энергоблока выполнял институт «Теплоэлектропроект». Строительство энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС с реактором В-187 началось 1 марта 1974 года.
Начало работ по пуско-наладке выпало на апрель 1978 года, когда было подано питание на насосную станцию.
Наличие большого количества впервые используемого в установке оборудования обусловило большой объем пуско-наладочных работ. Так, например, программа предусматривала 3 ревизии оборудования еще до проведения физического пуска реактора. Вся программа пуско-наладочных работ была рассчитана на 316 суток. На всех этапах вплоть до энергетического пуска параллельно с наладкой оборудования реакторной установки шли пуско-наладочные работы в машинном зале, включая пуски турбогенераторов паром от уже работающих энергоблоков.
Первое заполнение первого контура реактора водой для комплексного опробывания оборудования и систем и проведения гидравлических испытаний состоялось в июне 1979 года. Результаты измерений показали, что уровень гидродинамической нестабильности не превышают аналогичных показателей реактора ВВЭР-440. В ходе первой ревизии оборудования на реакторе были смонтированы экспериментальные системы измерения (общим количеством около 1000 датчиков), предназначенные для исследования напряженного состояния и вибрации в реакторе и внутрикорпусных устройствах, изучения пульсаций давления теплоносителя и гидродинамических характеристик главного циркуляционного контура (потом они были удалены).
Перед началом физического пуска защитная оболочка реактора была подвергнута испытанию на прочность и плотность.
Перед загрузкой активной зоны системы аварийного ввода бора и расхолаживания реактора были промыты и заполнены борной кислотой. После уплотнения и заполнения реактора, проверки системы СУЗ 29 апреля 1980 года группы органов регулирования были подняты в верхнее положение и начато снижение концентрации борной кислоты.
В 4 часа 35 мин. 30 апреля 1980 года было достигнуто критическое состояние активной зоны. В ходе физического пуска измерялась эффективность органов регулирования и коэффициенты реактивности. В частности, на реакторе был выявлен положительный коэффициент реактивности по температуре активной зоны.
После исследования охлаждения активной зоны в режиме естественной циркуляции 30 мая 1980 года энергоблок был подключен к сети с набором нагрузки 150 МВт.
На 1 января 1981 года на энергоблоке был достигнут уровень мощности в 75 % от номинальной. 20 февраля 1981 года реакторная установка ВВЭР-1000 с реактором В-187 была принята в эксплуатацию.
Не все технические решения конструкторов и проектировщиков для реактора В-187 оказались безупречными. Так, наибольшие трудности возникли при наладке приводов органов регулирования, проявившиеся в массовом их застревании при перемещении, вследствие чего пришлось менять конструкцию приводов.
Для первых загрузок реактора ВВЭР-1000 энергоблока № 5 НВАЭС использовался режим с продолжительностью кампании 2 года, при котором средняя глубина выгорания ядерного топлива составила 27000 МВт*сут./т урана. После экспериментального подтверждения работоспособности твэлов при достижении глубины выгорания в 40000 МВт*сут./т урана реактор был переведен на трехгодичную компанию.
Управление работой реактора было максимально автоматизировано. Для обработки и представления информации использовалась система «Комплекс «Уран-В», включающая в себя информационный комплекс М-60, вычислительный комплекс М-7000 и устройства отображения информации «Орион».
В 2003-2007 гг. на энергоблоке № 5 НВАЭС был проведен комплекс работ с целью оценки технической возможности, безопасности и экономической целесообразности продления срока эксплуатации энергоблока. В результате было установлено, что незаменяемое оборудование блока обладает остаточным ресурсом и может эксплуатироваться. 18 сентября 2011 года после масштабной модернизации и испытания вновь смонтированных систем и оборудования первый в России блок с реактором ВВЭР-100 вновь введен в эксплуатацию. После выполнения беспрецедентного объема основных работ энергоблок № 5 Нововоронежской АЭС полностью соответствует современным российским стандартам безопасности и рекомендациям МАГАТЭ и относится к третьему, самому современному поколению. Дополнительный срок его эксплуатации увеличился на 25-30 лет.
В процессе строительства энергоблока № 5 НВАЭС с реактором В-187 выявилась возможность внедрения новых более прогрессивных технологий и технических решений, позволяющих улучшить технико-экономические показатели энергоустановки.
22 июня 1976 года руководством трех министерств было принято совместное решение о применении на 5 последующих блоках АЭС (энергоблоки №№ 1 и 2 Южно-Украинской АЭС, №№ 1 и 2 Калининской АЭС и № 3 Ровенской АЭС) модернизированного реактора, разработанного ОКБ «Гидропресс», в качестве серийного при сохранении всех компоновочных и технических решений реакторной установки В-187, включая строительную часть (в дальнейшем блок № 3 Ровенской АЭС был исключен из списка).
В техническом задании на модернизированный реактор с учетом предварительных физических расчетов, проведенных Институтом атомной энергии, было предложено применение 49 приводов СУЗ при увеличении числа поглощающих элементов с 12 до 18 штук. Таким образом, основной отличительной особенностью модернизированного реактора, получившего индекс В-302, стало сокращение органов регулирования СУЗ со 109 шт. до 49 шт. Кроме того, переход на бесчехловые ТВС, допускавшие поперечный теплообмен, с увеличением их количества со 151 шт. до 163 шт. позволил увеличить загрузку урана и уменьшить энергонапряженность активной зоны. При этом незначительно возросли диаметр и высота активной зоны.
Дополнительно была осуществлена замена приводов СУЗ на шаговые электромагнитные.
В дальнейшем реакторная установка В-302 на энергоблоке № 1 ЮУАЭС оказалась первой и единственной. Проведенные в Институте атомной энергии дополнительные расчеты поглощающей способности карбида бора, использованного в органах СУЗ, показали его недостаточную эффективность — об этом 16 Главному правлению Минсредмаша было доложено 10 октября 1978 года. Однако сделанный к тому времени на Ижорском заводе задел по крышке реактора и блоку защитных труб оказался слишком велик, поэтому проект энергоблока № 1 ЮУАЭС остался без изменений.
Основные параметры реакторной установки В-302 аналогичны реакторной установке В-187, за исключением того, что все оборудование доработано на закрепление от сейсмических воздействий.
Строительство энергоблока № 1 ЮУАЭС с реакторной установкой В-302 началось 1 марта 1977 года. 31 декабря 1982 года блок был подключен к сети, и 18 октября 1983 года принят в эксплуатацию.
Пуск нового энергоблока оказался связан сразу с несколькими негативными инцидентами. Во-первых, из-за изъяна в конструкции нового главного циркуляционного насоса разработки ЦКБМ разрушился его пластографитовый подшипник, что привело к попаданию его обломков в топливные сборки. Засорение активной зоны было недопустимо, и эксплуатационникам пришлось разрабатывать технологию очистки топливных сборок от кусков подшипника.
Затем произошел прорыв сетки ионообменных фильтров питательной воды, что вызвало засорение турбопитательных насосов турбины с последующей их очисткой.
Но самый опасный инцидент имел место после очередного планово-предупредительного ремонта — при повышении мощности реактора до 10 % от номинальной во втором контуре была обнаружена радиоактивность. Это был первый случай появления трещин в коллекторах парогенератора (трещины были обнаружены на выходных патрубках теплоносителя), в дальнейшем похожий дефект проявился и на других АЭС и стал серьезной проблемой для эксплуатирующего персонала. Из 25 парогенераторов 23 были заменены на новые, а 2 отремонтированы. Появление трещин было спровоцировано комплексным воздействием коррозионной среды и напряжений на металл коллектора. В дальнейшем для уменьшения напряжений было рекомендовано изменить технологию развальцовки патрубков.
Получив информацию от Института атомной энергии о выявившейся недостаточной эффективности органов СУЗ реакторной установки В-302 16-е Главное управление Минсредмаша затребовало от разработчиков обоснование требуемого количества органов СУЗ. На основании представленных расчетов было принято решение использовать в дальнейшем в серийном проекте реактора 61 орган регулирования. Этот проект реакторной установки получил индекс В-338. В остальном реакторная установка В-338 была полностью аналогична реакторной установке В-302.
С реактором В-338 были построены энергоблоки № 2 Южно-Украинской АЭС, №№ 1 и 2 Калининской АЭС, которые образовали так называемую малую серию АЭС.
Межведомственный научно-технический совет по АЭС 19 июня 1978 года принял решение все блоки с реактором ВВЭР-1000, закладываемые до 1985 года, сооружать по единому серийному проекту, рассчитанному на размещение в районах с сейсмичностью до 9 баллов, с серийным модернизированным реактором без запорных задвижек на главных циркуляционных петлях, «мокрой» перегрузкой внутрикорпусных устройств (в конструкции реакторной установки предусмотрен бассейн ревизии с двумя колодцами), и горизонтальными парогенераторами. Модернизированный реактор сразу был нацелен на его использование не только в СССР, но и за рубежом.
Тогда же ОКБ «Гидропресс» приступил к разработке нового проекта реакторной установки, которую предполагалась изготовить большой серией. Проект получил индекс В-320.
К принципиальным решениям по модернизации энергоблока следует отнести следующие:
- использование основных технических решений реактора В-187;
- использование 61 органа регулирования;
- переход на 3-годичную топливную кампанию;
- исключение главных запорных задвижек на главных циркуляционных петлях и др.
Последнее решение — исключение задвижек — было нацелено на оптимизацию компоновки реакторной установки, уменьшение длины и сопротивления петли главного циркуляционного контура и снижение количества сварных швов на главном циркуляционном трубопроводе. В проектах ВВЭР-1000 малой серии и в предыдущих проектах наличие задвижек на петлях позволяло при необходимости отключить выборочно одну или две петли с соответствующим снижением мощности энергоблока. Так как энергоблок с реактором ВВЭР-1000 предполагалось ставить в крупных энергосистемах, где его отключение не могло повлиять на работоспособность энергосистемы, необходимость в механическом снижении мощности блока отпала.
В проекте была усовершенствована и система перегрузки топлива. Так, увеличение бассейна перегрузки позволило выдерживать в нем отработавшее топливо не менее 3 лет.
Технический проект реакторной установки В-320 был рассмотрен на секции № 1 НТС Минсредмаша 3 ноября 1980 года, и утвержден 12 декабря 1980 года.
В течение 1984-1993 гг. было введено в эксплуатацию 14 энергоблоков с реакторной установкой В-320. Первым из них стал энергоблок № 1 Запорожской АЭС.
В 1980 году был утверждён технический проект строительства первой очереди Запорожской АЭС в составе 4-х энергоблоков.
Запорожская АЭС являлась головной и строилась по унифицированному проекту института «Атомтеплоэлектропроект». В проекте была принята моноблочная компоновка: каждый реактор, парогенераторы, турбины, генератор размещались в отдельном здании. Герметичная защитная оболочка реакторного отделения представляла собой цилиндр из железобетона диаметром 45 м и высотой 54 м, перекрытый сферическим куполом. Для обеспечения плотности внутренняя поверхность оболочки облицовывалась металлическими листами. Строительство Запорожской АЭС началось 1 апреля 1980 года и велось укрупненными блоками поточным методом.
9 ноября 1984 года состоялся физический пуск реактора, 10 декабря 1984 года энергоблока № 1 был подключен к энергосети, 25 декабря 1985 года принят в эксплуатацию.
На базе проекта В-320 в 1984 году был разработан проект В-341 реактора ВВЭР-1000, предназначенный для энергоблока № 3 АЭС «Ловииза», однако строительство его не начиналось.
Во второй половине 1980-х годов, по итогам всестороннего анализа аварий, произошедших в гражданской ядерной энергетике (на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США и на Чернобыльской АЭС в СССР), перед коллективом разработчиков была поставлена задача разработки проекта АЭС с реактором ВВЭР-1000 нового поколения, отвечающего повышенным требованиям к безопасности. В частности, в этом проекте должны были быть сведены на нет риски аварий с разрушением активной зоны.
Новый проект, получивший обозначение В-392, в целом базировался на технических решениях и модернизированном оборудовании хорошо зарекомендовавшего себя в процессе эксплуатации проекта В-320. В реакторе В-392 применялась комбинация пассивных и активных систем с независимыми каналами разных принципов действия.
К новым пассивным системам безопасности проекта В-392, не применявшимся ранее на реакторных установках типа ВВЭР, относились: система быстрого ввода бора (СБВБ), система отвода остаточных тепловыделений (СПОТ), дополнительная система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2).
Кроме того, в проекте В-392 применены усовершенствованные активные системы безопасности и концепция «течь перед разрывом» для трубопроводов первого контура, что дает возможность принять своевременные меры для предотвращения аварии. Эффективность аварийной защиты повышена, в частности, за счет увеличения количества органов регулирования СУЗ (121 против 61 в В-320), что позволяло в случае необходимости поддерживать реактор в подкритическом режиме при расхолаживании до 100 °С без ввода борного раствора.
В проекте В-392 предусмотрен двойной контайнмент. Внешняя оболочка из монолитного железобетона защищает внутреннюю от внешних воздействий (ураганов, смерчей, воздушной ударной волны, падения самолета и тому подобных). Внутренняя оболочка состоит из предварительно напряженного железобетона со стальной герметизирующей облицовкой. Между внутренней и внешней оболочками осуществляется отсос воздуха с очисткой на фильтрах для создания разряженной атмосферы.
Однако проект В-392 так нигде и не был реализован. Вместе с тем заложенные в него решения легли в основу ряда других зарубежных проектов Минатома/Росатома, как АЭС «Куданкулам» (реактор В-412), АЭС «Тяньвань» (реактор В-428) и АЭС «Бушер» (реактор В-446).
Контракт на разработку техпроекта двухблочной атомной станции в Куданкуламе (Индия) был подписан в июле 1988 года. При разработке проекта АЭС «Куданкулам» были приняты во внимание некоторые дополнительные требования индийской стороны, связанные со спецификой площадки сооружения: разработчики расширили перечень учитываемых проектных и запроектных аварий, а также учли сейсмические особенности и требования к маневренности энергоблока.
Проект В-412 имел более экономичную и надежную активную зону, в которой были исключены положительные эффекты реактивности, пассивную систему быстрого ввода бора, усовершенствованный главный циркуляционный насос и др.
Строительство первого энергоблока АЭС «Куданкулам» началось в марте 2002 года. 22 октября 2013 года блок выдал первую электроэнергию в энергосистему.
Контракт на достройку АЭС «Бушер» был подписан 8 января 1995 года. Иранский проект В-446 отличается от проекта В-392 компоновкой петель главного циркуляционного контура, что связано с требованием заказчика о необходимости сохранения строительных конструкций, ранее сооруженных на площадке германской фирмой KWU. Кроме того, при разработке проекта учитывались высокая сейсмичность площадки и влажный тропический климат.
3 сентября 2011 года АЭС «Бушер» выдала первый ток в энергосистему Ирана.
Проект В-428 китайской АЭС «Тяньвань» имеет некоторые отличия в номенклатуре и структуре применяемых систем безопасности по сравнению с базовым проектом. На первом блоке станции впервые в мире была установлена ловушка расплава активной зоны (кориума), предназначенная для борьбы с возможными последствиями тяжелой аварии на энергоблоке. По сравнению с установкой В-320 проект В-428 имел улучшенные нейтронные характеристики активной зоны, четырехканальную систему безопасности, обширный топливный бассейн в защитной оболочке и др. Проектный срок службы основного технологического оборудования вырос с 30 до 40 лет.
21 мая 1997 года был подписан генеральный контракт на строительство Тяньваньской АЭС в составе 2-х энергоблоков с реакторами В-428. 12 мая 2006 года энергоблок № 1 Тяньваньской АЭС дал первый ток.
Фотогалерея4
