У истоков водо-водянх
Текст: Сергей ПАНОВ
Технология ВВЭР — основная «рабочая лошадка» Росатома. На ВВЭРы приходится более половины всей атомной генерации РФ, а в плане сооружения российских АЭС за рубежом в среднесрочной перспективе у этого типа реакторов и вовсе нет конкурентов. Мы решили проследить путь развития технологии ВВЭР с момента зарождения самой идеи создания подобных реакторных установок для гражданской атомной энергетики и до наших дней.
Технология ВВЭР — основная «рабочая лошадка» Росатома. На ВВЭРы приходится более половины всей атомной генерации РФ, а в плане сооружения российских АЭС за рубежом в среднесрочной перспективе у этого типа реакторов и вовсе нет конкурентов. Мы решили проследить путь развития технологии ВВЭР с момента зарождения самой идеи создания подобных реакторных установок для гражданской атомной энергетики и до наших дней.
Первые концептуальные проработки в направлении развития водо-водяных энергетических реакторных установок стартовали в СССР еще в 1954 году (год пуска первой в мире АЭС с уран-графитовым реактором АМ) 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 Институте атомной энергии (ныне Курчатовский институт), выступавшем в качестве научного руководителя направления, рассматривались два варианта водяных электростанций (ВЭС): — ВЭС‑1 с алюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара (двухконтурная схема, насыщенный пар давлением 3 ат); — ВЭС‑2 с заменой алюминия цирконием для выработки пара более высоких параметров (двухконтурная схема, насыщенный пар давлением 29 ат).
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, основные параметры которого, согласно первой версии технического задания, представлены в Таблице 1.
Изначально в Институте атомной энергии (ныне Курчатовский институт), выступавшем в качестве научного руководителя направления, рассматривались два варианта водяных электростанций (ВЭС): — ВЭС‑1 с алюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара (двухконтурная схема, насыщенный пар давлением 3 ат); — ВЭС‑2 с заменой алюминия цирконием для выработки пара более высоких параметров (двухконтурная схема, насыщенный пар давлением 29 ат).
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, основные параметры которого, согласно первой версии технического задания, представлены в Таблице 1.
ТАБЛИЦА 1. ОСНОВНЫЕ ПАРАМЕТРЫ РЕАКТОРА ВЭС-2 (АПРЕЛЬ 1955 ГОДА)
Для реактора ВЭС‑2 изначально прорабатывался вариант смешанной топливной загрузки: природный уран (более 100 тонн) и уран с обогащением 2 % по 235U (12–15 тонн). Что касается топливной композиции, то рассматривались следующие варианты: металлический уран, уран-магниевая металлокерамика и ставшая впоследствии традиционной для гражданской ядерной энергетики двуокись урана.
Корпус реактора должен был иметь внутренний диаметр порядка 4 метров и плакировку изнутри нержавеющей сталью. При этом между активной зоной и корпусом предполагалось наличие стального экрана.
На тот момент еще не было окончательной определенности с направлением движения теплоносителя через активную зону; рассматривались варианты как сверху вниз, так и снизу вверх. В итоге, как известно, решено было остановиться на втором варианте.
В августе 1955 года постановлением правительства СССР разработка проекта водо-водяного энергетического реактора была поручена КБ «Гидропресс», которое на тот момент входило в состав Подольского завода им. Орджоникидзе Министерства тяжелого машиностроения.
Корпус реактора должен был иметь внутренний диаметр порядка 4 метров и плакировку изнутри нержавеющей сталью. При этом между активной зоной и корпусом предполагалось наличие стального экрана.
На тот момент еще не было окончательной определенности с направлением движения теплоносителя через активную зону; рассматривались варианты как сверху вниз, так и снизу вверх. В итоге, как известно, решено было остановиться на втором варианте.
В августе 1955 года постановлением правительства СССР разработка проекта водо-водяного энергетического реактора была поручена КБ «Гидропресс», которое на тот момент входило в состав Подольского завода им. Орджоникидзе Министерства тяжелого машиностроения.
сооружение алюминиевой градирни
на Нововоронежской атомной
электростанции
(фото В. Кожевникова / ИТАР-ТАСС)
на Нововоронежской атомной
электростанции
(фото В. Кожевникова / ИТАР-ТАСС)
ДОРАБОТКА ПРОЕКТА
В сентябре 1955 года было выпущено уточненное техническое задание на реактор ВЭС‑2, который с этого момента уже официально именовался ВВЭР. Основные корректировки коснулись параметров топливной загрузки и состояли в следующем: 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 235U), что позволило сократить общий вес загрузки топлива в активную зону до 80 тонн.
До ноября того же года проводились работы по дальнейшему уточнению ключевых параметров первого реактора типа ВВЭР. 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 (т) (при мощности АЭС 200 МВт (эл)).
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 (290 °С) и давление насыщенного пара перед турбиной (29 ат).
В сентябре 1955 года было выпущено уточненное техническое задание на реактор ВЭС‑2, который с этого момента уже официально именовался ВВЭР. Основные корректировки коснулись параметров топливной загрузки и состояли в следующем: 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 235U), что позволило сократить общий вес загрузки топлива в активную зону до 80 тонн.
До ноября того же года проводились работы по дальнейшему уточнению ключевых параметров первого реактора типа ВВЭР. 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 (т) (при мощности АЭС 200 МВт (эл)).
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 (290 °С) и давление насыщенного пара перед турбиной (29 ат).
В 1956 году усилия коллектива разработчиков были направлены, в основном, на совершенствование системы управления реактором в различных режимах эксплуатации, включая аварийные ситуации с нарушением теплоотвода. В результате были окончательно определены геометрические характеристики активной зоны: 349 шестигранных тепловыделяющих сборок размером «под ключ» 144 мм, расположенных с шагом 147 мм, 37 органов регулирования, из которых шесть — органы аварийной защиты.
Кроме того, в 1956 году были окончательно определены мощностные характеристики АЭС с первым реактором типа ВВЭР: 760 МВт (т) и 210 МВт (эл).
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 235U. 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 усовершенствованию технологии.
Кроме того, в 1956 году были окончательно определены мощностные характеристики АЭС с первым реактором типа ВВЭР: 760 МВт (т) и 210 МВт (эл).
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 235U. 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 усовершенствованию технологии.
ТАБЛИЦА 2. ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС
ЗАСЛУГА ПРОФЕССИОНАЛОВ
Весь процесс пуска первого энергоблока Нововоронежской АЭС с реакторной установкой типа ВВЭР‑210 занял менее четырех месяцев: физический пуск состоялся 8 сентября, энергетический пуск — 30 сентября, а сдача в промышленную эксплуатацию — 27 декабря 1964 года.
За ключевые сегменты процесса разработки и оптимизации проекта ВВЭР‑210 отвечали следующие организации:
— Институт атомной энергии — научное руководство;
— ОКБ «Гидропресс» — реакторная установка;
— «Теплоэлектропроект» (сейчас — «Атомэнергопроект») — проект атомной станции;
— ВИАМ — активная зона;
— ВНИИЭМ — система управления и защиты;
— ОКБ Кировского завода (сейчас — АО «ЦКБМ») — главные циркуляционные насосы;
— Харьковский турбинный завод — турбинное оборудование.
УДАЧНЫЕ РЕШЕНИЯ И ЛОЖКА ДЕГТЯ
Следует отметить, что многие технические решения, которые были впервые использованы при разработке реактора 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.
Опыт эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР‑210 позволил не только подтвердить удачные конструкторские решения (к примеру, было продемонстрировано, что характеристики ключевого оборудования позволяют поднять мощность энергоблока до 280 МВт (эл)), но и выявить некоторые критические недочеты. 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 процессе эксплуатации крепления экрана были разрушены, что привело к необходимости экстренной разборки реактора, извлечения деформированного оборудования, ремонта корпуса и последовавшему существенному изменению конструкции внутрикорпусных устройств реактора.
Этот инцидент стал наиболее серьезным за всю историю эксплуатации АЭС с водо-водяными реакторами. Уменьшение расхода теплоносителя привело к повреждению активной зоны масштаба одной ТВС, однако защитных действий в отношении гражданского населения не потребовалось. Уроки, полученные в результате анализа произошедшего инцидента, были учтены при конструировании следующих проектов по технологии ВВЭР.
Весь процесс пуска первого энергоблока Нововоронежской АЭС с реакторной установкой типа ВВЭР‑210 занял менее четырех месяцев: физический пуск состоялся 8 сентября, энергетический пуск — 30 сентября, а сдача в промышленную эксплуатацию — 27 декабря 1964 года.
За ключевые сегменты процесса разработки и оптимизации проекта ВВЭР‑210 отвечали следующие организации:
— Институт атомной энергии — научное руководство;
— ОКБ «Гидропресс» — реакторная установка;
— «Теплоэлектропроект» (сейчас — «Атомэнергопроект») — проект атомной станции;
— ВИАМ — активная зона;
— ВНИИЭМ — система управления и защиты;
— ОКБ Кировского завода (сейчас — АО «ЦКБМ») — главные циркуляционные насосы;
— Харьковский турбинный завод — турбинное оборудование.
УДАЧНЫЕ РЕШЕНИЯ И ЛОЖКА ДЕГТЯ
Следует отметить, что многие технические решения, которые были впервые использованы при разработке реактора 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.
Опыт эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР‑210 позволил не только подтвердить удачные конструкторские решения (к примеру, было продемонстрировано, что характеристики ключевого оборудования позволяют поднять мощность энергоблока до 280 МВт (эл)), но и выявить некоторые критические недочеты. 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 процессе эксплуатации крепления экрана были разрушены, что привело к необходимости экстренной разборки реактора, извлечения деформированного оборудования, ремонта корпуса и последовавшему существенному изменению конструкции внутрикорпусных устройств реактора.
Этот инцидент стал наиболее серьезным за всю историю эксплуатации АЭС с водо-водяными реакторами. Уменьшение расхода теплоносителя привело к повреждению активной зоны масштаба одной ТВС, однако защитных действий в отношении гражданского населения не потребовалось. Уроки, полученные в результате анализа произошедшего инцидента, были учтены при конструировании следующих проектов по технологии ВВЭР.
СТРЕМИТЕЛЬНОЕ РАЗВИТИЕ
С небольшим временным лагом по сравнению с В‑1 (он же ВВЭР‑210) велись работы по проекту первой атомной станции в Германской Демократической Республике мощностью 70 МВт (эл), реакторная установка для которой имела обозначение В‑2 (ВВЭР‑70). Энергоблоки АЭС с этими реакторами были пущены с разницей всего в два года: ВВЭР‑210 на площадке Нововоронежской АЭС — в 1964 году, а ВВЭР‑2 в Райнсберге — в 1966 году.
Теоретическое и практическое изучение технологии ВВЭР привело к тому, что уже в 1969 году на Нововоронежской АЭС был пущен в эксплуатацию энергоблок № 2 мощностью 365 МВт (эл) (реакторная установка В‑3М, или ВВЭР‑365), а в 1971 году — энергоблок № 3 с реактором ВВЭР‑440 (В‑179), давший начало полномасштабной серии атомных энергоблоков, получивших распространение не только на территории СССР, но и во многих странах Европы.
С небольшим временным лагом по сравнению с В‑1 (он же ВВЭР‑210) велись работы по проекту первой атомной станции в Германской Демократической Республике мощностью 70 МВт (эл), реакторная установка для которой имела обозначение В‑2 (ВВЭР‑70). Энергоблоки АЭС с этими реакторами были пущены с разницей всего в два года: ВВЭР‑210 на площадке Нововоронежской АЭС — в 1964 году, а ВВЭР‑2 в Райнсберге — в 1966 году.
Теоретическое и практическое изучение технологии ВВЭР привело к тому, что уже в 1969 году на Нововоронежской АЭС был пущен в эксплуатацию энергоблок № 2 мощностью 365 МВт (эл) (реакторная установка В‑3М, или ВВЭР‑365), а в 1971 году — энергоблок № 3 с реактором ВВЭР‑440 (В‑179), давший начало полномасштабной серии атомных энергоблоков, получивших распространение не только на территории СССР, но и во многих странах Европы.
ОСНОВНЫЕ ВЕХИ ЭВОЛЮЦИИ ВВЭР
Все перечисленные проекты принято относить к первому поколению реакторов ВВЭР, которые из-за отсутствия на тот момент полноценных отечественных нормативов безопасности АЭС разрабатывались по общепромышленным нормам безопасности, при этом для ключевого реакторного оборудования работы выполнялись по специально разработанной нормативно-технической документации.
Первый отечественный нормативный документ под названием «Основные положения по обеспечению безопасности АЭС» (ОПБ‑73) был утвержден в 1973 году. Процесс разработки ОПБ‑73 проходил в тесной взаимосвязи с проектированием и сооружением финской АЭС «Ловииcа» с реакторами типа ВВЭР‑440, в результате чего основные постулаты положения во многом перекликаются с аналогичными западными документами.
Также интересно отметить, что первые проработки в направлении ВВЭР‑1000 стартовали в 1967 году, то есть всего через три года после пуска ВВЭР‑210. И ровно через три года после пуска первого ВВЭР‑1000 (пятый блок НВАЭС, ставшей таким образом плацдармом для освоения всей мощностной линейки технологии ВВЭР) началось рассмотрение базовых предложений относительно проекта ВВЭР‑1500, так и не получившего практического воплощения.
История же развития реакторных установок типа ВВЭР‑1000/1200 в силу разнообразия применявшихся технологических решений (особенно в части систем безопасности) заслуживает отдельного материала, который мы и планируем разместить в одном из ближайших номеров.
Первый отечественный нормативный документ под названием «Основные положения по обеспечению безопасности АЭС» (ОПБ‑73) был утвержден в 1973 году. Процесс разработки ОПБ‑73 проходил в тесной взаимосвязи с проектированием и сооружением финской АЭС «Ловииcа» с реакторами типа ВВЭР‑440, в результате чего основные постулаты положения во многом перекликаются с аналогичными западными документами.
Также интересно отметить, что первые проработки в направлении ВВЭР‑1000 стартовали в 1967 году, то есть всего через три года после пуска ВВЭР‑210. И ровно через три года после пуска первого ВВЭР‑1000 (пятый блок НВАЭС, ставшей таким образом плацдармом для освоения всей мощностной линейки технологии ВВЭР) началось рассмотрение базовых предложений относительно проекта ВВЭР‑1500, так и не получившего практического воплощения.
История же развития реакторных установок типа ВВЭР‑1000/1200 в силу разнообразия применявшихся технологических решений (особенно в части систем безопасности) заслуживает отдельного материала, который мы и планируем разместить в одном из ближайших номеров.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА
