Водо-водяной энергетический реактор

Краткая история разработки и сооружения

Направление ВВЭР разрабатывалось в СССР параллельно с РБМК. В начале 1950-х гг. уже рассматривались несколько вариантов реакторных установок для атомных подводных лодок. Среди них имелась и водо-водяная установка, идея которой была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Этот вариант был принят и для разработки гражданских энергетических реакторов. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к разработке конструкции. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров.

Первоначально рассматривались несколько вариантов, техническое задание на проектирование которых было представлено Курчатовским институтом к маю 1955 года. В их число входили: ВЭС-1 — водо-водяной с алюминиевой активной зоной для низких параметров пара, ВЭС-2 — с циркониевой активной зоной и повышенными параметрами пара, ЭГВ — водогазовый реактор с перегревом пара, ЭГ — газовый реактор с графитовым замедлителем. Также рассматривался вопрос о комбинировании в одном энергоблоке ВЭС-2 для производства насыщенного пара и ЭГ для перегрева этого пара. Из всех вариантов для дальнейшей разработки был выбран ВЭС-2.

В процессе научных изысканий конструкция ВЭС-2 была существенно изменена. Одной из основных причин этого стала поэтапная модификация ядерного топлива: первоначально предполагалась загрузка 110 тонн природного урана и 12-15 тонн с 25 % обогащением, но к 1957 году было принято решение использовать однородную активную зону с 1-3 % обогащением. Также полностью поменялась конструкция топливных сборок, изменились геометрические размеры реактора, увеличились многие теплотехнические параметры. Итоговый вариант установки с реактором ВВЭР-210 был реализован в 1964 году на Нововоронежской АЭС, ставшей первой АЭС с ВВЭР.

https://i.wikiplanet.click/imgwi/e/ec/Loviisan_voimalaitos_ilmasta.png/250px-Loviisan_voimalaitos_ilmasta.png

Финская АЭС Ловииса с реакторами ВВЭР-440 — прототип станций с ВВЭР-1000

В 1970 году был запущен 2-й блок Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-365, а в 1971 году — 3-й блок той же станции с реактором ВВЭР-440, который стал серийным советским реактором первого поколения. АЭС с ВВЭР-440 получили большое распространение, множество энергоблоков было построено как в СССР, так и в других странах. Первым проектом второго поколения, к которому относятся блоки с ВВЭР-1000, стал разработанный для атомной энергетики Финляндии проект энергоблока АЭС Ловииса с ВВЭР-440. В 1977 и 1980 году на этой станции было запущено два энергоблока, при создании которых использовались многие технические решения, в дальнейшем реализованные и в АЭС с ВВЭР-1000, например, железобетонная гермооболочка.

ПИЛОТНЫЙ ПРОЕКТ

В 1969 году стартовали работы по реакторной установке ВВЭР-1000, сооружение которой было запланировано на пятом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Технический проект первого водо-водяно- го реактора электрической мощностью 1000 МВт, который получил обозначение В-187, был рекомендован к реализации в 1971 году. Примечательно, что тогда же был введен в эксплуатацию первый ВВЭР-440 на третьем блоке Нововоронежской станции.

В проекте В-187 впервые в отечественной практике была реализована компоновка с использованием защитной герметичной оболочки из предварительно напряженного железобетона (контейнмент), рассчитанной на максимальное давление в результате наиболее тяжелой проектной аварии, возникающей при разрыве главного циркуляционного трубопровода диаметром 850 мм.

Решение материаловедческих проблем, возникших в связи с увеличением габаритов основного оборудования В-187 (корпус реактора, парогенератор, главные циркуляционные трубопроводы) по сравнению с проектами меньшей мощности, заняло несколько лет и повлекло сдвиг сроков сооружения энергоблока и его ввода в эксплуатацию на три года.

Значительное повышение мощности энергоблока с реактором ВВЭР-1000 по сравнению с предшественниками обеспечивалось не только за счет увеличения тепловой мощности непосредственно реактора, но и за счет повышения эффективности паросилового цикла, реализованного путем увеличения давления генерируемого пара. В результате давление пара в парогенераторе было увеличено с 32 атм. до 64 атм., коэффициент полезного действия турбогенератора — с 28 % до 33 %.

Важно отметить, что тепловая мощность реактора увеличивалась при соблюдении условий для обеспечения транспортирования основного оборудования по железнодорожным путям (в основном это касалось сохранения предельных габаритов корпуса реактора). При этом эффективный диаметр активной зоны практически не менялся, а тепловая мощность повышалась за счет уменьшения неравномерности тепловыделения, повышения расхода теплоносителя через зону, увеличения теплосъема с твэлов.

Последнее, в свою очередь, было достигнуто за счет уменьшения диаметра используемых твэлов с 10,2 мм до 9,1 мм по сравнению с ВВЭР-400. Кроме того, при переходе к ВВЭР-1000 были увеличены высота активной зоны и общая загрузка по урану. В результате тепловая мощность В-187 составила 3000 МВт против 760 МВт у В-1 (первый энергоблок Нововоронежской атомной станции).

Экономическая эффективность пилотного энергоблока с реактором типа ВВЭР-1000 по сравнению с предшественниками обеспечивалась не только увеличением единичной мощности, но и радикальным улучшением показателей топливо- использования: повышение энергонапряженности топлива более чем в два раза (с 20 до 45 КВт/кгЦ), увеличение глубины выгорания ядерного топлива более чем в три раза (с 12 до 43 МВт • сут/кгЦ).

Единичная мощность реакторов ВВЭР выросла с 440 до 1000 МВт за счёт увеличения площади теплообменной поверхности активной зоны, повышения энергонапряжённости топлива, увеличения расхода теплоносителя через реактор. Объём активной зоны был расширен примерно в 1,5 раза за счёт увеличения её высоты (условие возможностей транспортирования по железным дорогам СССР накладывало ограничения на поперечные размеры реактора). Однако мощность возросла более чем в 2 раза, что потребовало увеличения средней энергонапряжённости активной зоны примерно на 40 %. При этом разработчикам удалось снизить коэффициенты неравномерности энерговыделения примерно на 30 %. Скорость еплоносителя в реакторе возросла с 4,1 до 5,7 м/с, давление в первом контуре со 125 до 160 кгс/см.

Также были изменены некоторые технические решения, например, число петель циркуляции теплоносителя было уменьшено с шести в ВВЭР-440 до четырёх в ВВЭР-1000. Таким образом, мощность каждой петли стала 250 МВт вместо прежних 73 МВт. Соответственно, единичная мощность главных циркуляционных насосов (ГЦН), парогенераторов и другого основного оборудования возросла более чем в 3 раза. Диаметр основных трубопроводов первого контура вырос с 0,50 до 0,85 м. В связи с применением новых ГЦН с вынесенным электродвигателем, у которых было удлинено время выбега за счёт утяжелённых маховиков, стала проще решаться проблема надёжного электроснабжения собственных нужд, так как отпала необходимость в сложном дополнительном оборудовании (генераторах собственных нужд, независимых от внешней энергосистемы).

Существенным новшеством, уже опробованным на некоторых энергоблоках с ВВЭР-440, стало размещение основного оборудования реакторной установки в прочной защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона с внутренней газоплотной облицовкой. В целом, энергоблоки были серьёзно усовершенствованы в строительной части за счёт компоновочных и других проектных решений.

Первым, головным, проектом реакторной установки стал В-187, осуществлённый на 5-м блоке Нововоронежской АЭС. В дальнейшем реактор существенно дорабатывался, основное оборудование реакторной установки также претерпевало некоторые изменения, в основном, в части упрощения компоновки, а затем — улучшения систем безопасности.

Все проектные разработки реакторов ВВЭР-1000 могут быть условно разделены на несколько модификаций:

Вернуться на главную