AtomInfo.Ru


ВВЭР - история, состояние и развитие. Часть 1.

А.В.Ланкевич, ОПУБЛИКОВАНО 02.06.2021

Мы публикуем в порядке дискуссии статью "История, состояние и проблемы развития технологии водо-водяных реакторов под давлением". Статья публикуется в нескольких частях.

Автор - Алексей ЛАНКЕВИЧ, Техническая академия Росатома, г. Обнинск. Вступление к статье - Виктор МУРОГОВ.

Первая часть - по этой ссылке.   Третья часть - по этой ссылке
Вторая часть - по этой ссылке    

Вступление (автор - Виктор Мурогов)

Уважаемая редакция Атоминфо и читатели, позвольте познакомить вас с необходимыми пояснениями к представленному ниже аналитическому обзору, выполненному Алексеем Витальевичем Ланкевичем по методологии развития истории водо-водяных ядерных реакторов (ЯР типа ВВЭР, PWR), в совокупности с BWR составляющих основу ядерной энергетики (ЯЭ).

Более того, ВВЭР/PWR - это практически единственный тип ЯР для нового поколения всех строящихся в мире АЭС.

Критический анализ состояния и достигшей промышленного уровня развития современной ЯЭ показывает принципиальное противоречие между потенциальными возможностями ядерной энергии и реализацией их на практике в современных АЭС.

Более того, потенциальные преимущества, присущие ядерной энергии по мнению пионеров ЯЭ (ресурсы, безопасность, ОЯТ и отходы), превратились в проблемы реализации для современных АЭС.

С другой стороны, в настоящее время в поиске источника чистой зелёной энергии человечество начинает всё больше признавать за ЯЭ потенциальное средство возможного сохранения средней температуры и климата планеты.

Однако, по оценкам экспертов, для реализации этого преимущества потребуются существенно более высокие темпы развития ЯЭ - создание дополнительно около 1500 ГВт(э) АЭС к 2050 году и доведение мощности АЭС к концу века до 5000-10000 ГВт(э).

Такие темпы развития ЯЭ маловероятны для достижения на базе новых инновационных разработок, ещё требующих своего промышленного освоения в условиях рынка (например, коммерческие бридеры в замкнутом ЯТЦ).

В этом причина возрастающего интереса к анализу потенциальных возможностей промышленно освоенных водо-водяных ЯР АЭС.

Такая работа требует выполнения огромного объёма (не подсильного для меня уже чисто физически) аналитической работы с изучением доступных информационных отечественных и зарубежных материалов.

В этом одна из основных причин обращения к А.В.Ланкевичу - самостоятельному независимому эксперту, начинавшему путь от выдающегося спортсмена (одно из важных требований к будущим самостоятельным экспертам в американских университетах), увлёкшимся задачами ядерной науки и техники и закончившим практически экстерном наш ядерный университет, выполнить самостоятельно такую аналитическую работу.

Знание английского языка и успешная работа в Технической академии Росатома, требующая не только разработки курсов лекции и тренинга по широкому спектру тем - от вероятностного анализа безопасности и разработки курсов по тяжёлым и запроектным авариям до анализа состояния и развития ядерных технологий в стране и за рубежом, но и работы со слушателями - от руководства АЭС Росатома до готовящихся специалистов новых стран.

Благодаря работоспособности А.В.Ланкевича, взявшегося за работу, представляемую в четырёх частях - от анлиза методологии истории развития до заключительной четвёртой части по сравнительному анализу разработок ведущих ядерных стран и кампаний, работа, выполненная, можно сказать, из любопытства (curiosity) А.В.Ланкевичем, позволила мне сосредоточиться на критическом анализе проблем развития ЯЭ будущего.

Виктор Мурогов.


Часть 1.
История развития технологии водо-водяных реакторов под давлением.


1. Как всё зарождалось.



Ты помнишь, как всё начиналось,

Всё было впервые и вновь,

Как строили лодки и лодки звались...

А.Макаревич

Отправной точкой создания водо-водяного энергетического реактора в нашей стране, впрочем, как и в США, явилось начало работ по созданию атомной подводной лодки.

Для создания лодки в качестве одного из вариантов в конце 1952 года был предложен корпусной ректор с водой под давлением, как замедлителем, так и теплоносителем.

В 1953 году была создана первая критическая сборка для изучения физики такого реактора. Далее в 1954 году был создан первый исследовательский водо-водяной реактор для изучения вопросов защиты лодочной установки.

1.1. Реакторная установка ВЭС-1.

В 1955 году в институте атомной энергии (НИЦ "Курчатовский Институт") были разработаны технические задания на проектирование энергетических реакторов. При этом рассматривалось несколько вариантов:

• водо-водяной реактор ВЭС-1 (Водяная электростанция - 1) с алюминиевыми материалами в конструкции активной зоны, двухконтурной компоновкой и с низким давлением насыщенного пара (0,3 МПа);

• ВЭС-2, такой же реактор, но с заменой алюминия на цирконий, что позволило увеличить отпускные параметры насыщенного пара почти до 3 МПа;

• ЭВГ (Энергетический Водо-Газовый) реактор, в котором газовый теплоноситель используется для перегрева пара с давлением 2,9 МПа и температурой 400°С;

• ЭГ (Энергетический Газовый) реактор, в котором предполагается использование хорошо изученной уран-графитовой установки с газовым охлаждением, но уже для целей энергетики;

• комбинированная атомная станция с реактором типа ВЭС-2 для производства насыщенного пара и уран-графитовым реактором для перегрева этого пара.

После детальной проработки предложенных вариантов для первой АЭС предпочтение было отдано реактору ВЭС-2 с турбинами, работающими на насыщенном паре среднего давления, при этом установка должна быть двухконтурной.

Разработка проекта была поручена ОКБ "Гидропресс" (впрочем, как в дальнейшем всех проектов для ВВЭР).

Почему же был сделан такой выбор?

Во-первых, как мы уже отметили, в основу были положены лодочные реакторы. Такие реакторы должны быть корпусные и компактные. Хотя в то время у нас уже были наработки в области жидкометаллических теплоносителей, но уровень материаловедения и машиностроения не позволял быстро двигаться в этом направлении, а мы были втянуты в ядерную гонку, в которой вначале выступали в роли догоняющих.

В то время заокеанские конкуренты выбрали водо-водяной тип ядерной установки для подводных лодок. Возможно, исходя из логики, что необходимо повторить то, что развивают они, мы тоже пошли по этому пути.

Как известно, чтобы опередить соперника, нужно вначале выйти на его уровень или, другими словами, повторить сделанное им, а потом, когда ты будешь с ним наравне, вот тогда ты можешь сам выбирать направление развития.

Во-вторых, мы исходили из возможностей традиционной энергетики, из тех параметров, на которых она работала, из машиностроения, которое её обслуживало.

В-третьих, у нас была военная промышленность с практически неограниченными ресурсами, которую можно было использовать в целях развития мирного атома.

Это приводило к неправильным оценкам себестоимости кВт×ч электроэнергии, не учитывались затраты на развитие промышленности с её инфраструктурой, как машиностроительной составляющей, так и топливной от добычи урана и обогащения до захоронения отходов.

Была использована созданная система подготовки кадров всех уровней. Рисовались картины получения очень дешёвой электроэнергии от АЭС (200 долларов за кВт установленной мощности, по оценкам того времени).

Было совершенно естественно рассматривать энергетические ядерные реакторы в свете развития энергетики страны, базируясь на машиностроительных заделах и технических решениях энергетических установок на органическом топливе.

Тем более, что в то время их работа была основана на одном и том же термодинамическом цикле Ренкина (с очень невысоким КПД), что позволяло напрямую конкурировать АЭС с традиционной энергетикой.

Впоследствии ситуация будет кардинальным образом меняться, так как традиционная энергетика начнёт идти семимильными шагами в сторону сверхкритических параметров теплоносителя и вырвется вперёд в этой конкурентной борьбе.

Основные характеристики и их изменение в ходе проектирования и разработки водо-водяных реакторов мы решили представить в табличной форме.

Таблица 1.
Как изменялись основные характеристики реактора ВВЭР в процессе его разработки.

  Характеристика  ВЭС-2,
май,
1955 г.
  ВВЭР,
сентябрь,
1955 г.
  ВВЭР,
ноябрь,
1956 г.
  ВВЭР,
начало
1957 г.
 Мощность, МВт:
     тепловая
     электрическая
 
 700
 165
 
 700
 165
 
 730
 200
 
 760
 210
 Давление в первом контуре,
 МПа
 8 10 10 10
 Температура теплоносителя,
 °С
     на входе в реактор
     на выходе из реактора
 

 250
 260
 

 250
 270
 

 250
 270
 

 250
 270
 Расход теплоносителя через
 реактор, кг/с
 14,3×103 7,5×103 7,5×103 7,5×103
 Давление пара перед турбиной, МПа  2,9 2,9 2,9 2,9
 Размеры активной зоны, м:
     диаметр
     высота
 
 3,7
 3,2
 
 3,2
 3,5
 
 2,9
 2,5
 
 2,9
 2,5
 Число ТВС в активной зоне  1040 835 308 349
 Загрузка реактора (диоксид урана), т 125 80 41 41

Глядя на эту таблицу, можно проанализировать основные направления, в которых велась проработка проекта. Как можно заметить, неизменными остались только три компонента: использование циркониевых сплавов для оболочек твэлов, температура теплоносителя на входе в реактор и давление пара перед турбиной, все остальные были доработаны в той или иной степени.

Вот только некоторые наработки для ВЭС-2:

• рассматривались различные варианты топлива в виде металлического урана, уран-магниевой металлокерамики и диоксида урана. В конечном счёте, в качестве основного была принята топливная композиция в виде диоксида урана. Это был компромисс, частично удовлетворяющий физическим и техническим требованиям;

• целенаправленно велись разработки по снижению диаметров твэлов. Это способствует увеличению площади поверхности теплопередачи, а значит, увеличению тепловой мощности реактора и уменьшению загрузки урана, соответственно сокращению размеров активной зоны;

• в отличие от Запада нами предусматривалось использование шестигранных топливных кассет (впоследствии это станет нашим фирменным знаком);

• принцип компенсации реактивности и аварийной защиты был несколько иным - использовались подвижные кассеты с обогащённым ураном, занимающим часть ячеек активной зоны, в верхней части которых размещался поглотитель из карбида бора;

• каналы СУЗ проходили между чехлами топливных кассет (напомним, что в первоначальном варианте рассматривались кассеты с чехлами, а каналы СУЗ без чехлов);

• разрабатывались различные направления движения теплоносителя как снизу-вверх, так и сверху-вниз;

• также к началу 1957 года были получены результаты расчётного обоснования так называемой гетерогенной зоны. На основании полученных данных было принято решение о переходе от естественного урана к слабообогащённому, что привело к сокращению кассет с обогащённым ураном и возрастанию глубины выгорания с 6 МВт×сут/кг до 12 МВт×сут/кг.

Одной из особенностей, которую хочу отдельно подчеркнуть, на этапе создания первой ВВЭР было тесное, можно сказать дружественное сотрудничество всех разработчиков и проектантов, которые порой находились в подчинении различных ведомственных и министерских структур, что на сегодняшний день к сожалению, выглядит, да и является намного более формальным.

После уточнения технического задания на реактор ВЭС-2, он получил название ВВЭР. После рассмотрения вариантов размещения первой АЭС с ВВЭР (например, ТЭЦ-21 Мосэнерго в Ховрино), была выбрана нововоронежская площадка, которая впоследствии стала Меккой для всех головных блоков ВВЭР.

Первый блок НВ АЭС (ВВЭР - 210) был введён в эксплуатацию в 1964 году, затем АЭС "Райнсберг" (ВВЭР-2) была введена в работу в 1966 году, а ещё через три года в 1969 году был пущен второй блок Нововоронежской станции мощностью 365 МВт (ВВЭР-365).

1.2. Реакторная установка В-365 (В-3М).

В целом конструктивные особенности ВВЭР-365 (В-3М) повторяли решения, которые были приняты для ВВЭР-210. Изменения были в основном направлены на улучшение надёжности, технологичности и повышение эксплуатационных качеств. Почти двукратное изменение мощности потребовало изменения ряда решений:

• введение борного регулирования для снижения неравномерности нейтронного поля по высоте и радиусу;

• введение АРК (имеют топливо и выгорающий поглотитель), которые объединяют функции: АЗ, регулирования, компенсацию выгорания, всего 73 штуки, имеют геометрию рабочей кассеты;

• увеличение расхода теплоносителя восьми петель (впоследствии пришли к пониманию избыточности этого решения);

• очередное уменьшение диаметра твэла (9,1 мм, с шагом решетки 12,2 мм), но теперь это привело к увеличению количества твэлов в кассете с 90 до 120, а соответственно к подъёму мощности;

• отказались от плакировки корпуса реактора, что позволило увеличить давление теплоносителя на выходе из реактора до 10,5 МПа;

• толщина корпуса была увеличена со 100 мм до 120 мм;

• стали размещать образцы-свидетели корпусной стали на шахте реактора;

• очехловали механизмы СУЗ в целях исключения попадания отдельных предметов в реактор.

Сооружение первых блоков ВВЭР подтвердило техническую осуществимость надёжных промышленных энергоисточников на ядерном топливе. Опыт их создания и эксплуатации обусловил дальнейшее развитие технологии ВВЭР у нас в стране и за рубежом.

На мой взгляд, требуют дополнительного детального анализа все вопросы, связанные с техническими решениями, принятыми в эпоху создания первых реакторов ВВЭР.

В то время было много предложений по решению различных технических аспектов, причём базировавшихся на экспериментальной базе, которые были отметены в связи со слабыми реакторными технологиями, материаловедением и т.д.

А возможно сейчас они пришлись бы ко двору, так как, что греха таить, инженерная школа, энтузиазм инженеров тех лет, уровень руководителей и специалистов, развитие (как процесс) машиностроительного комплекса и т.д. было значительно выше.

Впрочем, этот же подход положен в основу "Generation 4".

1.3. Первое поколение серийных реакторов ВВЭР.

1.3.1. Реакторная установка В-179.

Это первый 440-ой в модельном ряду ВВЭР-ов. Он является модернизацией предыдущей версии ВВЭР-365 и аналогичен ей по своим компоновочным решениям. Два блока (№3 и №4) с такой реакторной установкой были размещены на площадке Нововоронежской станции.

При его разработке постарались учесть опыт эксплуатации первых блоков, а именно:

• улучшили ремонтопригодность;

• увеличили надёжность верхнего блока;

• улучшили механизмы СУЗ.

Конструкция и геометрия кассеты остались прежними, как в ВВЭР-365. Что же было модернизировано:

• произошло повышение давления с 10,5 МПа до 12,5 МПа;

• были проведены изменения ВКУ, исходя из опыта эксплуатации первых блоков постарались исключить сварные швы в наиболее напряжённых участках корпуса реактора;

• разработали дополнительное уплотнение крышки и фланца корпуса реактора, чтобы обеспечить безопасную эксплуатацию в случае аварийного выхода из строя компенсатора давления. Впоследствии эта конструкция стала основным уплотнением главного разъёма;

• впервые разработали сферическую крышку реактора, так как создание плоской крышки на 14 МПа было крайне затруднительно;

• отказались от подачи подпиточной воды на охлаждение и запирание чехлов СУЗ, а наружное охлаждение чехлов механизмов СУЗ, привело к увеличению высоты здания реакторного зала;

• в виде отдельного узла появился блок защитных труб для уменьшения габарита верхнего блока;

• с этой же целью введена промежуточная вставка между СУЗ и АРК, таким образом, штанги механизмов СУЗ не находятся в реакторе во время работы, а в верхнем положении не выходят за торец фланца сферической крышки.

Такая компоновка верхнего блока позволила уменьшить его габариты, при этом отпала необходимость в биологической защите при его транспортировке во время перегрузки, которая теперь будет требоваться только для блока защитных труб, а для него организовать её значительно проще.

1.3.2. Реакторная установка В-230.

Данная реакторная установка была разработана для реализации в проекте Кольской станции (первый блок - 1973 год, второй блок - 1974 год), а также для строительства в странах СЭВ.

Рассмотрим, какие решения были приняты для этого проекта:

• введение борного регулирования для обеспечения необходимых коэффициентов неравномерности, в результате отпадает необходимость иметь 73 органа СУЗ, поэтому принято решение о переходе на 37 органов СУЗ (повлекло за собой значительный объём работ по обоснованию верхнего блока и ВКУ);

• в проектах Кольской и Козлодуйской (Болгария) станций был использован экран вокруг активной зоны, который приваривался к шахте, а для всех остальных 230-ых экран как отдельный элемент был исключён, его роль взяла на себя утолщённая цилиндрическая часть шахты;

• в активной зоне находилось 349 кассет, из них 37 СУЗ, их конструкция вновь осталась без изменений;

• в верхней части шахты реактора появился перфорированный щит;

• корпус остался прежним, кроме патрубков с наплавкой для защиты разнородного стыка;

• повышение требований к реактору вызвало повышение жёсткости и прочности узлов;

• опыт, полученный заводом изготовителем, привёл к повышению технологичности конструкции.

Кроме того, в реакторе были предусмотрены замеры:

• температуры на выходе из активной зоны;

• перепада давления на зоне;

• распределения потока нейтронов.

На этапе пуско-наладки был внедрён контроль качества оборудования перед монтажом (по правде сказать, он проводился и раньше), но теперь он стал более серьёзным (цветная и магнитнопорошковая дефектоскопия, металлографические исследования, использование методов неразрушающего контроля и т.д.).

1.3.3. Реакторная установка В-213.

Этот проект 440-го разрабатывался также для постройки как у нас, так и для стран СЭВ.

Главным его достижением было, что это первый экспортный реактор, который разрабатывался для капиталистической страны (Финляндии), его проект участвовал в тендерных торгах, в которых одержал победу и был выбран для реализации.

Вторым основным достижением, которое логическим образом выросло из первого, стало начало разработки нормативной документации по безопасности, согласующейся с международными принципами и нормами в области ядерной энергетики.

Здесь нелишним считаю отметить, что из-за отсутствия отечественных норм безопасности предыдущие проекты разрабатывались по общепромышленным нормам безопасности, но, тем не менее, наиболее ответственное оборудование РУ ВВЭР выполнялось по специально разработанной нормативно-технической документации.

Третье вытекает из первых двух, был сделан огромный шаг в области безопасности АЭС. Рассмотрим детально эти улучшения:

• оборудование первого контура в герметичных помещениях (в наших проектах), для Ловиизы - герметичное ограждение с оригинальной компоновкой и ледовыми конденсаторами, рассчитанное на давление, возникающее при разрыве трубопровода первого контура максимального сечения (Ду 500);

• разработка спринклерной системы;

• САОЗ (ВД и НД), введены четыре патрубка (Ду 250) для ГА САОЗ;

• отбойники для организации потока охлаждающей воды в зоне нижних патрубков Ду 250;

• разработана новая траверса СУЗ, которая может удержать его при отрыве;

• тихоходный реечный привод СУЗ и датчики положения в специальных рукавах;

• компоновка ионизационных камер, подвески которых можно заменить на ходу;

• значительное усиление сварных швов (на разрыв Ду 500);

• на шестигранных трубах рабочих кассет введена перфорация для их разгрузки по давлению при аварийных режимах.

На протяжении четырёх лет (1966 - 1970 гг.) советская сторона не соглашалась с финскими требованиями, которые в то время предъявлялись к ведущим проектам западных фирм, выполнить проект по финским НП, тем более, что они (НП) в срочном порядке перерабатывались финской стороной на американский манер (как это сильно похоже на сегодняшние наши прения с финской стороной!).

В связи с этим было выявлено много вопросов, как для проектантов и конструкторов, так и для всей советской промышленности в целом.

Очень важные критерии были установлены для реализации проекта Ловииза:

• при максимальном разрыве трубопровода первого контура ВКУ должны не изменять геометрию активной зоны, чтобы не мешать перемещению органов АЗ и не ограничивать её охлаждение;

• сохранность активной зоны обеспечивается при условии, что:

• температура твэл не превышает 1200 °C;

• общая масса прореагирующего циркония оболочки не должна превышать 1%;

• окисление оболочки по толщине не более 17%.

Впоследствии они практически без изменений вошли во все НПД, регламенты и ООБы.

1.3.4. Реакторная установка В-270.

Проект разрабатывался для сейсмических районов (Армянская АЭС, первый и второй блоки). Базировался на опыте разработки ВВЭР-440 и опыте эксплуатации традиционных электростанций (Алма-Атинская ГРЭС до 8 баллов), правда, по общепромышленным требованиям в них допускается пластическая деформация в конструкциях.

Наиболее подробная информация об АЭС, расположенных в таких районах, была по АЭС "Токай-Мура" в Японии (станция-аналог Колдер-Холла в Англии), их опыт также учитывался при разработке проекта.

Напомним, что "Токай-Мура", построена в районе с сейсмичностью в 8 баллов, для неё были разработаны специальные мероприятия по усилению фундаментной плиты и усиление безопасности реактора и парогенератора путём дополнительного их закрепления.

В результате проект позволял обеспечить надёжную безопасность при землетрясении до 9 баллов (МРЗ), за счёт следующих изменений:

• были раскреплены ВКУ, БЗТ, привода СУЗ;

• увеличено усилие на пружинах БЗТ;

• ВКУ было принято аналогичной проекту В-213, также, как и система САОЗ;

• использовались основные технические решения проектов В-230 и В-213.

Отметим, что все технические решения хорошо себя зарекомендовали в процессе эксплуатации блоков Армянской станции, а также выдержали сильное землетрясение в Спитаке, после которого станцию было решено остановить, но спустя несколько лет второй блок вновь оказался в строю.

1.3.5. Реакторная установка В-318.

Данный проект был разработан для Кубы, но до конца не был претворен в жизнь. Он базировался на проекте В-270, так как тоже разрабатывался для сейсмических районов и в нём были предусмотрены улучшения, связанные с сейсмической безопасностью. Вот некоторые из них:

• до 6 баллов (МРЗ), рассматривается как проектное землетрясение, т.е. условия нормальной эксплуатации, если свыше проектного землетрясения до 8 баллов, то останов и расхолаживание;

• увеличение по высоте обечайки корпуса реактора, что позволило вывести из зоны максимального нейтронного потока сварные швы;

• уменьшение содержания примесей фосфора и меди в металле сварных швов, два последних пункта улучшают радиационный ресурс корпуса реактора;

• введены дополнительные закрепления от горизонтальных сейсмических нагрузок на реактор в районе фланца корпуса и в районе верхнего блока реактора. Закрепление реактора рассчитано на одновременное принятие усилий от МРЗ и МПА.

• помимо дополнительного закрепления внутри корпусных устройств, было принято решение о закреплении в местах хранения вынутых ВКУ, извлечённых из реактора.

1.4. Выводы о зарождении технологии ВВЭР.

Выводы

Давайте разберём основные направления эволюции первых ВВЭР-ов. Здесь необходимо отметить, что изученность вопросов овладения ядерной энергией, которая на пять-шесть порядков превосходит любую другую энергию, используемую человечеством, находилась не то что в зародышевом, а скорее в зачаточном состоянии. Мы же сразу стали использовать её в коммерческих целях.

Это и предопределило пути дальнейшей эволюции реакторов такого типа, впрочем, не только в нашей стране, но и за рубежом.

Во-первых, отметим черты наших ВВЭР-ов, которые появились в самом начале и в последствии стали фамильными:

1) Остановились на двухконтурной установке корпусного типа.

2) Обечайки корпуса реактора выполняются при помощи ковки и не имеют вертикальных сварных швов и отверстий на уровне активной зоны, при этом патрубки реактора имеют двухъярусное расположение и выполнены при помощи вытягивания из стали обечайки методом горячей штамповки.

3) Ещё одно отличие наших корпусов - кольцеобразный выступ под нижним рядом патрубков для фиксации (для исключения осевых смещений).

4) Органы регулирования и защиты находятся сверху и проходят через верхнюю сферическую крышку.

5) Во внутрикорпусных устройствах отметим толстостенные выгородки, которые снижают влияние флюенса нейтронов на стенки корпуса.

6) Наши корпуса имеют эллиптическое днище.

7) В наших аппаратах используются шестигранные кассеты (выигрыш в энергонапряжённости).

8) Перешли от нескольких компенсаторов объёма к одному большому.

9) Парогенераторы в наших аппаратах горизонтальные, их расположение не является осесимметричным в плане, но при этом длина петель одинакова.

10) Специфическое требование перевозки крупногабаритного оборудования блока по железной дороге привело к ограничению размеров ПГ и корпусов реакторов.

Во-вторых, рассмотрим, в каких направлениях пошёл процесс эволюции ВВЭР-ов, это:

1) Увеличение единичной мощности энергоблоков (сокращение капитальных затрат). Как можно видеть из приведенного нами анализа, это достигалось за счёт:

• увеличения поверхности теплосъёма (уменьшения диаметров твэлов и утеснения решетки),

• уменьшения неравномерности объёмного энерговыделения (введение борного регулирования, увеличение обогащения урана),

• увеличения скорости и расхода теплоносителя (новые конструкции ГЦН, бесчехловые кассеты, оптимизация ВКУ),

• повышения давления в первом контуре (как следствие, повышение давления второго контура и КПД),

• снижения консерватизма, который был вызван перестраховкой от недостаточного опыта (увеличение энергонапряжённости активной зоны, уменьшение запаса до кризиса теплообмена, уменьшение количества петель и т.д.).

2) Улучшение безопасности за счёт следующих решений:

• появление системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ высокого и низкого давления, трёхканальной, с гидроёмкостями в каждой петле (пассивная часть));

• утолщение корпуса реактора, а также отсутствие вертикальных швов и отверстий в области активной зоны;

• спринклерная система и барботажная конденсация для снижения давления под герметичным ограждением в случае аварии;

• система аварийного ввода бора двух канальная (использовалась для перегрузок);

• новая траверса и реечный тихоходный привод СУЗ;

• герметичные боксы и далее гермообъём над каждым блоком (Ловииза);

• ледниковые конденсаторы (МПА с гильотинным разрывом ГЦТ до диаметра в 500 мм);

• разработаны проекты сейсмостойкие (МПА до 8 баллов по шкале Рихтера) и тропически устойчивые (проект для кубинской станции);

• отверстие в топливной таблетке;

• разработано уплотнение главного разъёма корпуса реактора и блока защитных труб;

• разработка новых ГЦН-ов;

• расширена система внутри реакторного контроля;

• использование образцов свидетелей на корпусе реактора, позволило оценить влияние радиации и других факторов на его прочностные свойства.

3) Нормативные основы (улучшение конкурентоспособности на внешних рынках).

Следует отметить, что на их становление сильное влияние оказал наш первый экспортный проект для капиталистической страны (Финляндии). Были сформированы основные принципы и требования к ядерной и радиационной безопасности, многие из которых актуальны и по сей день, например:

• Сохранность активной зоны обеспечивается при условии, что:

• температура твэл не превышает 1200°C;

• общая масса прореагирующего циркония оболочки не должна превышать 1%;

• окисление оболочки по толщине не более 17% толщины (ныне 18%).

4) Увеличение коэффициента установленной мощности (сокращение эксплуатационных затрат), благодаря:

• увеличению глубины выгорания;

• обогащению урана (стало более доступным, т.к. появился центрифужный метод обогащения), которое привело к увеличению сроков и схем перегрузок, благодаря борному регулированию и применению выгорающих поглотителей;

• увеличению срока службы основного незаменяемого оборудования (с 20 до 30 лет);

• появлению контроля качества на этапах поставок и пусконаладки (дефектоскопия, неразрушающие методы контроля);

• усовершенствованию технологических процессов производства и сборки оборудования, а также ремонтопригодности.

Подводя итог, отметим, что увеличение единичной мощности блока и КИУМа ведёт к увеличению экономической составляющей, а улучшение безопасности и требований, на основании которых она реализуется, наоборот, к её уменьшению.

Следует отметить темпы развития этой технологии - за пять лет мощность ректора возросла почти в два раза, а за семь лет был достигнут уровень серийного блока, который строили не только в нашей стране, но и за рубежом.

Такое ускорение стало возможным благодаря развитию общего машиностроения, материаловедения, сталелитейного дела и новых методов обогащения урана.

Таблица 2.
Основные характеристики первых проектов ВВЭР и родоначальников серий.

 Основная характеристика
ВВЭР-210
ВВЭР-365
ВВЭР-440
 Мощность, МВт:
     тепловая
     электрическая
 
 700
 210
 
 1320
 365
 
 1375
 440
 КПД брутто, % 27,6 27,6 32
 Давление в первом контуре, МПа 10 10,5 12
 Давление пара перед турбиной, МПа 2,9 2,9 4,4
 Температура теплоносителя, °С
на выходе из реактора
 
 273
 
 280
 
 301
 Подогрев воды в реакторе, °С 21 28 33
 Расход теплоносителя через реактор, кг/с 36,5°103 49,5°103 39°103
 Число петель главного реакторного контура 6 8 6
 Максимальная скорость теплоносителя в пучке твэлов, м/с 3,6 4 4,1
 Размеры активной зоны, м:
     условный (эквивалентный) диаметр
     высота
 
 2,88
 2,5
 
 2,88
 2,5
 
 2,88
 2,5
 Диаметр твэла, мм 10,2 9,1 9,1
 Число твэлов в кассете 90 126 126
 Число кассет в активной зоне 343 349 349
 Число органов регулирования 37 73 37
 Средняя глубина выгорания, МВт×сут/кг 13 27 28,6
 Средняя удельная напряжённость активной зоны, КВт/л 46 80 83
 Среднее обогащение топлива подпитки, % 2,0 3,0 3,5
 Объёмная неравномерность активной зоны 4,8   2,4
 Неравномерность мощности отдельных твэлов 2,75   1,65

В следующей части рассмотрим дальнейшие пути развития технологии ВВЭР - её становление.

Список литературы

1. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. - 4-е издание переработанное и дополненное. - Москва: Высшая школа, 1984. - С. 18-22. - 304 с

2. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко, А. М. Афров, Б. Ю. Васильев, В. Н. Генералов, К. Б. Косоуров, Ю. М. Семченков, В. Ф. Украинцев. - М.: Логос, 2010. - 604 с;

3. Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. - [2-е изд., испр.] - М.: ЦНИИатоминформ, 1995. - 380 с;

4. Шульга И. Двужильный водо-водяной: Обзор. https://atomicexpert.com/review_vver

5. Денисов В. П. Эволюция водо-водяных энергетических реакторов для АЭС // История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР. - 2002. - С. 218-302.

6. Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. - М. :ИздАТ, 2002. - 477 с.

7. Сидоренко В.А. Водоводяные энергетические реакторы. Начало и результат : [к 75-летию Курчатовского института] / В. А. Сидоренко. - Москва : НТЦ ЯРБ, 2018. - 134, [1] с. : ил. ; 23 см. - 500 экз.

8. Сидоренко В.А. "Водо-водяные реакторы в ядерной энергетике страны". АЭ, т.43, вып 5, ноябрь 1977, стр.325-336.

Список сокращений

АЗ - Аварийная Защита
АРК - Аварийная регулирующая кассета
АЭС - Атомная электростанция
БЗТ - Блок защитных труб
ВВЭР - Водо-водяной энергетический реактор
ВКУ - Внутрикорпусные устройства
ВЭС - Водяная электростанция
ГА - гидроаккумулятор
ГРЭС - Государственная Районная Электрическая Станция
КПД - Коэффициент Полезного Действия
МПА - Максимальная проектная авария
МРЗ - Максимальное расчётное землетрясение
НВАЭС - Нововоронежская АЭС
НП - Нормы и правила
НПД - Нормативно-правовые документы
ООБ - Отчёт по обоснованию безопасности
РУ - Реакторная установка
САОЗ - Система аварийного охлаждения зоны
СССР - Союз Советских Социалистических Республик
СУЗ - Система управления и защиты реактора
США - Соединённые Штаты Америки
СЭВ - Совет экономической взаимопомощи
ТВС - Тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ - Тепловыделяющий элемент
ТЭЦ - Теплоэлектроцентраль
ЭВГ - Энергетический Водо - Газовый
ЭГ - Энергетический Газовый

Продолжение следует.

Ключевые слова: История, Стратегия развития, Статьи, Мнения


Другие новости:

Фоторепортаж о торжественном заседании НТС ГНЦ РФ - ФЭИ

Институту исполнилось 75 лет.

В Японии изучают план сброса воды с АЭС "Фукусима-1" на расстоянии 1 км от берега

Вариант со сливом рядом с берегом также не исключён.

На БелАЭС доставили ядерное топливо для второго энергоблока

Входной контроль успешно пройдён.

Герой дня

ФЭИ на пороге 75-летия

ФЭИ на пороге 75-летия

ГНЦ РФ - ФЭИ, один из ведущих научно-исследовательских центров "Росатома", отмечает 75-летие. Днём рождения обнинского института считается 31 мая 1946 года, образован он был во исполнение постановления СНК СССР от 19 декабря 1945 года для решения научно-технических проблем создания и развития атомной энергетики.



ИНТЕРВЬЮ

Игорь Третьяков

Игорь Третьяков
Само создание реактора ИВВ-2 стало существенным этапом в становлении доллежалевской конструкторской школы реакторостроения. Символично, что основной разработчик конструкции Виктор Иванович Зеленов был назначен первым главным инженером ИВВ-2.


МНЕНИЕ

Белатом

Белатом
С любезного разрешения наших белорусских коллег мы публикуем фоторепортаж из окрестностей Белорусской АЭС, сделанный в мае 2021 года.


Поиск по сайту: