ВВЭР - история, состояние и развитие. Часть 2.

А.В.Ланкевич, ОПУБЛИКОВАНО 13.06.2021

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.		Четвёртая часть - по этой ссылке.

Часть 2. Становление серийной технологии ВВЭР.

2.1. Реакторная установка В-187.

Следующим шагом в развитии ВВЭР становится ВВЭР-1000. Спустя всего пару лет после введения РУ В-365 принимается кардинальное решение по поводу двукратного увеличения мощности реактора.

Наши зарубежные конкуренты по-прежнему опережали нас и уже приступили к разработкам реакторов большой мощности, да и у нас появились к тому предпосылки в технологическом и техническом плане.

В 1969 году принято техническое задание на разработку РУ ВВЭР-1000. Головным проектом стал В-187, как обычно, разместить его решили на площадке НВАЭС. Ввод его в промышленную эксплуатацию состоялся в 1981 году.

Введение блока №5 НВАЭС было с задержкой на несколько лет в связи с доработкой ряда элементов конструкции и материалов. Это было обусловлено тем, что появились новые требования в области безопасности после завершения нашего первого западного проекта в Финляндии.

Как мы уже отмечали, реализация финского проекта дала толчок для новых норм и принципов в области безопасности РУ в нашей стране.

Были принципиально изменены размеры и пропорции активной зоны. Диаметр изменился незначительно, так как корпус должен удовлетворять требованиям перевозки по железнодорожным путям, но внутренний диаметр подрос на полметра благодаря конструктивным изменениям ВКУ. Зато высота увеличилась более чем на 1 метр, с 2500 мм до 3530 мм.

Это свидетельствует о том, что активная зона поменяла свои пропорции (ранее зона была более уплощённой).

Столь заметный прирост стал возможен благодаря изменению конструкций СУЗ. Теперь вместо выведения из активной зоны части топлива с его замещением на поглощающие части кассет АРК стали применяться сборки стержней СУЗ, вводимые в каналы неподвижных ТВС.

Это позволило разместить больше топлива в активной зоне, что, в свою очередь, привело к росту энергонапряжённости до 111 кВт/л.

Было увеличено давление, что привело к утолщению стенки корпуса до 190 мм. Диаметр твэлов остался прежним, шаг решетки увеличился до 12,75 мм, это повлекло улучшение циркуляции.

Вместо 349 кассет новая активная зона поначалу (в первом ВВЭР-1000) содержала 151 очехлованную ТВС значительно большего сечения (317 твэлов в кассете вместо 126 у ВВЭР-440).

В результате этих преобразований загрузка урана в малоизменившийся по размерам реактор возросла.

С этого проекта начинается процесс наращивания параметров реактора и роста КПД за счёт оптимизации теплосъёма, увеличения эффективности второго контура (возросшее давление).

Стало меньше петель, увеличился диаметр ГЦТ до 850 мм, при этом вместо цельнокованых труб из аустенитной нержавеющей стали (на ВВЭР-440) начали применяться трубы из низколегированной перлитной стали с внутренней антикоррозионной плакировкой из нержавейки.

Увеличились ПГ: их внутренний диаметр достиг четырёх метров по сравнению с 3,2 метра у ВВЭР-440.

Втрое более производительными стали ГЦН-ы с отдельными электромоторами, уплотнением вала и массивными маховиками, позволившими использовать инерцию выбега в аварийных режимах.

Был изменен подход к безопасности, стандартно для всех энергоблоков предусматривался контайнмент, трёхканальная САОЗ (высокого и низкого давления), гидроёмкости (пассивная система).

Помимо этого, предусматриваются система аварийного ввода бора (САВБ, поддерживающая реактор в подкритическом состоянии после останова), устройства сброса давления из первого и второго контуров и выпуска пара в атмосферу (БРУА), система аварийной питательной воды (АПЭН, помогающая отводить остаточное тепловыделение через второй контур при аварии), спринклерная система (расхолаживающая пространство под защитной оболочкой) и ряд других.

После появления головной конструкции на её базе разработали немного изменённые модификации ВВЭР-1000 - В-302 (внедрённая на первом блоке Южно-УкраинскойАЭС) и В-338 (второй блок той же станции, а также блоки №№1,2 Калининской АЭС). Серийной же стала другая модификация - В-320.

2.1.1. Реакторная установка В-320.

В 1980 году был утверждён технический проект нового серийного ВВЭР-1000/В-320, который затем внедрялся во многих экземплярах в России, Украине, Чехии, и стал основой для дальнейшей модернизации технологии российских легководных реакторных установок.

По сравнению с головным блоком (В-187) в 320-ый проект были внесены следующие изменения:

• снизилось количество СУЗ со 109 до 61 кластера, а количество ПЭЛ в каждом кластере увеличено с 12 до 18, что в конечном счёте незначительно изменило общее число ПЭЛ в зоне;

• перешли от линейного шагового привода к шаговым электромагнитным (ШЭМ) приводам;

эти изменения упростили механизмы СУЗ и конструкцию верхнего блока (число проходок в крышке реактора сократилось);

• количество ТВС достигло 163 вместо 151, они стали бесчехловыми;

• скорректировали шаг решётки ТВС с 241 мм до 236 мм;

• число твэлов в кассете стало 312 взамен 317;

• энергонапряжённость возросла до 115 кВт на литр;

• ГЦН-195М, новый насосный агрегат с усовершенствованным уплотнением вала;

всё вместе привело к увеличению расхода теплоносителя с 76000 м³ в час до 84800 м³ в час;

• отказались от главных запорных задвижек (ГЗЗ), что упростило конструкцию, уменьшило гидравлическое сопротивление, сократило количество сварных швов на главном циркуляционном трубопроводе;

• внедрена мокрая перегрузка топлива, не нужны специальные защитные контейнеры, дешевле контайнмент, выше радиационная безопасность;

• перешли от двух 500 МВт турбин к одной гигаватной в связи с появлением мощных турбин в традиционной энергетике.

Проектный срок службы основного оборудования РУ 30-40 лет. Выгорание - 40-48 МВт×сут/кгU. КПД нетто примерно 32%. КИУМ реакторов этого типа в среднем примерно 80%.

Последующее развитие этой технологии осуществлялось под влиянием нескольких факторов, которые существенным образом сказались на развитии всей ядерной энергетики. Это три крупнейшие аварии на АЭС - "Три-Майл-Айленд-2" в США в 1979 году, на Чернобыльской АЭС в 1986 году и на АЭС "Фукусима-1"в 2011 году.

После чернобыльской аварии, которая навсегда дискредитировала технологию РБМК, было задумано несколько новых проектов ВВЭР, таких как РУ средней мощности ВВЭР-640 (В-407) и усовершенствованный серийный ВВЭР-1000 - В-392.

Для дальнейшего улучшения экономических показателей и для замещения мощностей после вывода из эксплуатации РБМК разрабатывались два проекта ВВЭР-1500 и ВВЭР-1800 (увеличение единичной мощности).

2.1.2. Реакторная установка В-392.

Повышение безопасности реакторной установки достигается за счёт модернизации реактора, применения дополнительных систем безопасности и усовершенствования компоновочных решений.

Начало разработки - конец 1980-ых, мощность тепл./эл., МВт - 3012/1000, четыре петли, 163 ТВС в активной зоне, температура теплоносителя на входе/выходе из реактора, °C - 291/321, рабочее давление теплоносителя, МПа - 15,7, рабочее давление пара, МПа - 6,27.

Как можно видеть, данный проект представляет собой усовершенствованный ВВЭР-1000, который унаследовал основную компоновку РУ, размерности а.з. (163 ТВС с теми же решётками), примерные параметры в обоих контурах и энергонапряжённость.

Среди отличий от серийного ВВЭР-1000:

• усовершенствованные СУЗ (со 121 кластером вместо 61 у В-320, улучшенными приводами) и СВРК (комбинированные устройства контроля энерговыделений и параметров теплоносителя);

• модернизированные ПГ и ГЦН (повышены их надёжность и устойчивость к авариям с потерей энергоснабжения);

• скорректированная программа образцов-свидетелей (в т.ч. их размещение на корпусе реактора, характерное для последних внедряемых ВВЭР).

Установка В-392 особенно отличалась с точки зрения безопасности. Обычные для прежних серийных ВВЭР противоаварийные средства были дополнены 4-канальными пассивными системами: залива активной зоны второго уровня (ГЕ-2); отвода тепла от ПГ (СПОТ) с воздухоохлаждаемыми теплообменниками; быстрого ввода бора (СБВБ). А в ГЦТ была применена концепция "Течь перед разрушением".

Планировалось построить первый В-392 в составе блока №6 НВАЭС (в 1998 году получено разрешение Госкомнадзора на начало строительных работ), однако впоследствии это решение изменили.

РУ В-392 легла в основу проекта энергоблока АЭС-92; на её базе была разработана РУ В-412; ключевые элементы и оборудование В-392 используются в проекте В-428 (АЭС "Тяньвань").

Многие технические решения В-392 стали основой для разработки ряда концептуальных ВВЭР средней и большой мощности.

2.1.3. Реакторная установка В-412.

Этот проект базировался на базе В-392. АЭС-92 рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС "Куданкулам" в Индии. Был внедрён в 2014 году.

2.1.4. Реакторная установка В-428.

Первая действующая модификация ВВЭР-1000 нового поколения была введена в промышленную эксплуатацию в 2007 году на первых блоках АЭС "Тяньвань" в Китае.

Главные отличия между В-392 и тяньванскими В-428 заключаются в номенклатуре и структуре систем безопасности.

Таблица 3.
Различия между В-392 и тяньваньскими В-428.

Наименование системы		АЭС-92, проект В-392		АЭС "Тяньвань", проект РУ В-428
Активная часть САОЗ		Совмещённая четырёхканальная система высокого и низкого давления с насосами-эжекторами с резервированием каналов 4×100%		Раздельные четырёхканальные системы высокого и низкого давления с резервированием 4×100% каждая
Система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2)		Пассивная четырёхканальная система с резервированием 4×25% с двумя ёмкостями в каждом канале		Отсутствует
Система аварийного ввода борной кислоты		Пассивная четырёхканальная система быстрого ввода бора (СБВБ) с резервированием 4×25%		Четырёхканальная активная система с резервированием 4×50%
Система аварийной питательной воды		Замкнутая активная четырёхканальная система с резервированием 4×100%		Четырёхканальная активная система с резервированием 4×100% с баками запаса аварийной питательной воды
Система пассивного отвода тепла		Пассивная четырёхканальная система с резервированием 4×33% с тремя охлаждаемыми воздухом теплообменниками в каждом канале		Отсутствует

Опыт, полученный за первые годы эксплуатации В-428, был использован для небольших доработок, например, в проекте В-428М чуть выше электрическая мощность (1126 МВт против 1060 МВт у В-428).

А на основании анализа устойчивости Тяньваньской АЭС (проект В-428М для блоков №3 и №4) к внешним воздействиям природного характера, по типу аварии на "Фукусима-1", было разработано дополнительное оборудование, позволяющее обеспечить отвод остаточных тепловыделений в бассейне выдержки ОЯТ на несколько суток.

Здесь нелишним считаем отметить, что нашему проекту В-428, разработанному до Фукусимы, потребовался минимум дополнений и изменений, чтобы соответствовать постфукусимским требованиям МАГАТЭ.

Так что после периода стагнации Россия вновь вернулась на зарубежные рынки строительства АЭС, поначалу предлагая модернизированные ВВЭР-1000, в которых серийный проект был изменён в соответствии с запросами заказчиков.

2.1.5. Реакторная установка В-446.

Уникальный блок с российской реакторной установкой ВВЭР-1000/В-446, включающий элементы недостроенной немецкими компаниями атомной станции, нестандартный проект, действующий с 2013 года блок №1 АЭС "Бушер" в Иране.

2.1.6. Реакторная установка В-446Б (отменённый проект достройки АЭС "Белене" в Болгарии).

По применяемым техническим решениям этот проект ближе всего к В-392 (В-412), который можно считать для него рефератными.

Принципиальная компоновка и расположение реактора в бетонной шахте в РУ В-466Б сохранены без изменений по сравнению с В-392 (В-412). В то же время конструкция реактора была модифицирована с целью обеспечить увеличение срока службы.

Так, был увеличен диаметр корпуса, начиная с зоны патрубков и ниже - с 4150 до 4195 мм, что позволило ограничить флюенс потоков нейтронов на корпус. При таких условиях становится достижимым 60-летний ресурс работы корпуса при применении улучшенной корпусной стали марки 15Х2НМФА класс 1 с пониженным содержанием никеля.

Для Белене предлагается усовершенствованный привод СУЗ ШЭМ-3 с улучшенными динамическими характеристиками и повышенной надёжностью, срок службы механической части, которого увеличен с 20 до 40 лет.

В парогенераторах применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке и увеличен внутренний диаметр корпуса с 4000 до 4200 мм, что позволило улучшить циркуляцию в трубном пучке, создать условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей и облегчить доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания. Срок службы парогенераторов составит 60 лет.

2.1.7. Реакторная установка В-407 (ВВЭР-640).

В этом проекте широко используются компоненты и решения действующих ВВЭР, включая ВВЭР-1000 (корпус реактора и активная зона, четыре петли с элементами ГЦТ, компенсатор давления, приводы СУЗ, гидроёмкости, перегрузочное оборудование и т.д.) и ВВЭР-440 (некоторые устройства и материалы ПГ).

Такая унификация не только упростила разработку и внедрение, но и обусловила снижение энергонапряжённости (в 1,8 раза) и линейной нагрузки на твэлы, что укрепляло безопасность.

Отличительная особенность ВВЭР-640 - основные противоаварийные функции могут выполняться пассивными системами длительного действия (расхолаживание при тяжёлых авариях с потерей всех источников переменного тока - порядка 3 суток).

Среди них - четырёхканальные системы пассивного ступенчатого залива активной зоны и СПОТ; впервые применённый в проекте ВВЭР двойной контайнмент.

В-407 совмещал принцип удержания кориума в корпусе реактора (за счёт его пассивного залива снаружи) и внешнее устройство локализации расплава на случай самого неблагоприятного исхода ЗПА.

К пассивным добавлялись активные средства, такие как двухканальная совмещённая система САВБ и САОЗ (в серийном ВВЭР-1000 три канала).

Ряд решений ВВЭР-640 предвосхитил конструкцию реакторов поколений III+. Первый ВВЭР-640 планировалось построить на ЛАЭС, однако проект не был реализован.

2.1.8. Реакторная установка В-448 (ВВЭР-1500).

Температура теплоносителя на входе/выходе из реактора, °C - 297,6/330,0, рабочее давление теплоносителя, МПа - 15,7, рабочее давление пара, МПа - 7,34.

Попытка экстенсивного развития водо-водяной технологии - РУ классической для ВВЭР-1000 компоновки, но с увеличенным в 1,5 раза числом ТВС и примерно на 20% увеличенными размерами а.з. и корпуса (внутренним диаметром около 5 метров), укрупнёнными горизонтальными ПГ с поверхностью теплообмена, в 1,5 раза превышающей таковую у агрегатов ВВЭР-1000, и т. п.

При разработке этого реактора преследовалась цель получить как можно больший прирост показателей мощности, экономики и безопасности при максимальной унификации с существующими технологиями и производственными возможностями, сведении к минимуму необходимых инвестиций и объёма дополнительных НИОКР.

Предусматривался состав противоаварийных систем, расширенный главным образом за счёт предусмотренных для проекта В-392.

Набор этих систем включал САОЗ ВД и НД, САР ПГ (активную систему отвода остаточных тепловыделений через ПГ), ГЕ-1 и ГЕ-2, САВБ и СБВБ, САГ и др.

Эта установка не была внедрена, однако некоторые её элементы предлагалось использовать в последующих разработках представителей семейства ВВЭР, например, увеличенный корпус реактора нашёл применение в одном из проектов водо-водяной РУ со спектральным регулированием; корпус, ВКУ, агрегаты первого контура ВВЭР-1500 рассматриваются для использования в ряде новых концептуальных конструкций, таких как ВВЭР-1200А и ВВЭР-1800.

2.2. Выводы о становлении технологии ВВЭР.

Изменились размеры реактора, он увеличился, но как получить большую мощность при тех же габаритах в горизонтальной плоскости реактора (ограничитель из-за железнодорожных требований)? Конечно, увеличиваем высоту. Реактор подрос - укрепляем стенку реактора.

Появилась некоторая особенность - изменились пропорции активной зоны. Хотим ещё места в корпусе реактора освободить - пожалуйста, делаем СУЗ-ы вводимыми в неподвижные каналы ТВС.

Cами ТВС лишаем чехлов - больше ТВС, следовательно, больше топлива, больше энергонапряжённость, ко всему прочему улучшается теплосъём.

Меняем (увеличиваем) шаг решётки твэлов - лучше циркуляция, и снова больше тепла можем снять.

То есть все улучшения, как и раньше - для увеличения параметров первого и второго контура и роста КПД. Что ещё для этого нужно? Более мощные ПГ (выше давления и температуры), турбины (одна, но гигаватная) и ГЦН-ы (инерционность, выбег, надёжность уплотнений).

Число СУЗ-ов сокращаем, но увеличиваем количество ПЭЛ-ов в кластерах, изменяем (улучшаем) привод СУЗ-ов (ШЭМ). Есть объяснение - это всё приводит к более жёсткому корпусу (меньшее число проходок в крышке), следовательно, дольше время жизни (60 лет).

Убрали ГЗЗ, укоротили ГЦТ - удешевили конструкцию и увеличили срок эксплуатации оборудования (меньше сварных швов, до 40 лет). В целом улучшения касаются всех частей АЭС, для продления срока службы до 40-60 лет.

Одно из самых главных изменений - возрос приоритета безопасности (на экспорт), значит, следование международным нормам и правилам, культуре безопасности.

Для реализации концепции безопасности применили новые системы (САОЗ, ГЕ- 1 и -2, САВБ, БРУА, бессальниковые ГЦН-ы, АПЭН, СБВБ, СПОТ, контаймент (одинарный, а в некоторых разработках, предвосхищая будущие требования МАГАТЭ - двойной), да ещё из предвосхищённых - ловушка расплава и охлаждение корпуса реактора).

Отмечаем, что появилась большая серия ВВЭР, которая была широко реализована у нас в стране и за рубежом. Для этого нужен хорошо развитый машиностроительный комплекс, и он у нас был, но жаль, что в период стагнации он сильно пострадал, так что его пришлось долго восстанавливать, и, к сожалению, он уже не станет прежним.

В эту эпоху мы действительно имели серийный блок, который позволял надеяться, что в скором будущем у нас будет новая серия с улучшенными технико-экономическими показателями, но история распорядилась иначе.

После столь сильного потрясения мы долго приходили в себя, но смогли, опираясь на разработки наших предшественников и на большой опыт конструирования и эксплуатации, вновь занять одно из ведущих положений в мире в области реакторостроения.

В следующей части мы ретроспективно рассмотрим развитие технологии водо-водяных реакторов за рубежом, у наших основных конкурентов.

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. Фейнберг С.М. Перспективы развития тепловых реакторов. Отчёт 1-1нд-3238. 1971г. (см.Фейнберг С.М . - М.:НИЦ "Курчатовский институт". Серия .6 . Выдающиеся учёные Курчатовского института . 2011г. 306 с., с.116-134.

8. Асмолов В.Г. Российская ядерная энергетика сегодня и завтра. Теплоэнергетика.М .-2007. №5., с.2-6.

9. 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.

Список сокращений

АЗ	-	Аварийная Защита
АПЭН	-	Аварийный питательный электро-насос
АРК	-	Аварийная регулирующая кассета
АЭС	-	Атомная электростанция
БЗТ	-	Блок защитных труб
БРУА	-	Быстрая редукционная установка сброса пара в атмосферу
ВВЭР	-	Водо-водяной энергетический реактор
ВКУ	-	Внутрикорпусные устройства
ВЭС	-	Водяная электростанция
ГА	-	Гидроаккумулятор
ГЗЗ	-	Главная запорная задвижка
ГЦН	-	Главный циркуляционный насос
ГЦТ	-	Главный циркуляционный трубопровод
ЗПА	-	Запроектная авария
КИУМ	-	Коэффициент использования установленной мощности
КПД	-	Коэффициент полезного действия
МАГАТЭ	-	Международное агентство по атомной энергии
МПА	-	Максимальная проектная авария
МРЗ	-	Максимальное расчётное землетрясение
НВАЭС	-	Нововоронежская АЭС
НП	-	Нормы и правила
НПД	-	Нормативно-правовые документы
ООБ	-	Отчёт по обоснованию безопасности
ОЯТ	-	Отработанное ядерное топливо
ПГ	-	Парогенератор
ПЭЛ	-	Поглощающий элемент
РБМК	-	Реактор большой мощности канальный
РУ	-	Реакторная установка
САВБ	-	Система аварийного ввода борной кислоты
САГ	-	Система аварийного газоудаления
САОЗ	-	Система аварийного охлаждения зоны
САР ПГ	-	Система аварийного расхолаживания через ПГ
СБВБ	-	Система быстрого ввода борного концентрата
СВРК	-	Система внутриреакторного контроля
СПОТ	-	Система пассивного отвода тепла
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
ШЭМ	-	Шаговый электромагнитный привод СУЗ для ВВЭР
ЭВГ	-	Энергетический Водо-Газовый
ЭГ	-	Энергетический Газовый

Продолжение следует.

Ключевые слова: История, Стратегия развития, Статьи, Мнения

---

Другие новости:

Росатом внесёт в кабмин план развития атомных технологий до 2030 года на 506 млрд рублей

Разработка и строительство линейки малых АЭС - самое дорогостоящее направление проекта.

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.

---

---

---

---

Поиск по сайту: