Двужильный водо-водяной

Согласно недавнему поручению правительства, Росатом до конца 2019 года должен сформулировать предложения по основным направлениям развития ядерных технологий, которые войдут в новый национальный проект. В прошлом году, после многолетних споров, эксперты госкорпорации пришли к консенсусу относительно того, какие конструкции реакторов следует развивать в ­приоритетном порядке по меньшей мере до второй половины XXI века.

Относительно стратегии развития атомной энергетики до 2050 года госкорпорация в целом определилась, выбрав двухкомпонентную модель с замкнутым ядерно-топливным циклом, в которой важная роль сохранится за водо-водяными реакторами российского типа.

Намечено несколько основных направлений развития ВВЭР в зависимости от перспективы. В течение одного-двух лет планируется доработать проект ВВЭР-ТОИ, создав на его базе оптимизированный и по-настоящему типовой продукт, готовый к серийному тиражированию на разных рынках — флагман коммерческого предложения Росатома. По прошествии нескольких лет будет доведена до совершенства компонентная база технологии ВВЭР; в дальнейшем она даст возможность строить АЭС из готовых, оптимизированных по конструкции и стоимости элементов.

Такой подход позволит Росатому сохранить конкурентоспособность на все более тесном мировом атомном рынке. Наконец, с прицелом на отдаленную перспективу замкнутого ЯТЦ рассматриваются возможности создания принципиально новых ВВЭР, которые смогут стать достойной парой быстрым реакторам в двухкомпонентной ядерной энергетике будущего.

Нам показалось интересным вспомнить, как возникла технология ВВЭР, какие этапы прошла в своем развитии, к чему пришла и на что может рассчитывать в перспективе ближайших десятилетий.

Фамильные черты
Технология ВВЭР появилась в 1950-х годах, почти одновременно с американскими PWR, и аналогична им по основным принципам действия, отчего их нередко считают вариациями одного типа реакторов — с водой под давлением. Как и в схожих зарубежных конструкциях, в российских ВВЭР применяются два основных контура, первый из которых радиоактивен. При этом в первом контуре вода природного изотопного состава одновременно играет две роли: замедлителя и теплоносителя; во втором аналогичная вода в виде пара используется в качестве рабочего тела турбины. Параметры теплоносителя и рабочего тела ВВЭР и PWR близки; они выше, чем у всех прочих водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах. Оба типа основаны на паросиловом цикле с турбинами насыщенного пара и имеют сравнимые коэффициенты полезного действия (чаще всего в диапазоне ~32−36%). В качестве базового топлива оба семейства используют диоксид урана.

В то же время некоторые детали принципиально схожей технологической схемы в российских и западных реакторах различаются.

Хотя конструкция российских реакторов с водой под давлением существенно менялась на протяжении десятилетий, уже в первые образцы были заложены черты, ставшие впоследствии фамильными для всех ВВЭР и до сих пор отличающие их от PWR.

Перечислим их.
1. Габариты основных элементов первого контура, прежде всего парогенераторов (ПГ) и реактора, допускают их перевозку железнодорожным транспортом — это было одно из ключевых условий при разработке первых ВВЭР, и оно сохранилось при создании всех действующих и внедряемых до настоящего времени реакторов этого семейства. Подобные требования определяют не только предельный диаметр реактора, но и конфигурацию некоторых его элементов (углы между петлями, особенности патрубков и др. — см. ниже). Габаритные характеристики западных реакторов, особенно ПГ двух- и трехпетлевых PWR большой мощности, затрудняют их доставку по железным дорогам, учитывая, помимо прочего, меньшую ширину колеи в большинстве регионов мира по сравнению с Россией.

2. Для ВВЭР характерны ТВС шестигранного сечения (в отличие от квадратного почти у всех PWR), а также более тесные треугольные решетки ТВС и твэлов с меньшим шагом, в противоположность четырехугольным решеткам западных реакторов. Благодаря более плотной размножающей решетке ВВЭР обладают наибольшей удельной энергонапряженностью среди реакторов на тепловых нейтронах энергетического назначения, немного превосходя по этому показателю PWR (соответственно, ~95−100 кВт/л и ~110−115 кВт/л для гигаваттных конструкций).

3. В реакторных установках ВВЭР всегда применялись горизонтальные ПГ (за одним историческим исключением, см. ниже), обладающие как недостатками, так и некоторыми преимуществами по сравнению с вертикальными теплообменниками, используемыми в зарубежных реакторах. К минусам относятся, например, проблемы стратификации во втором контуре (в западных вертикальных ПГ ей способствует значительно больший перепад высот), эффективной сепарации и осушения пара, а также усложнение компоновки оборудования РУ в реакторном зале.

Среди достоинств горизонтальных ПГ — бóльшая компактность при сопоставимой мощности, бóльшая площадь зеркала испарения, меньшая подверженность некоторым разрушительным процессам, характерным для западных ПГ, таким как фреттинг-износ теплообменных труб вследствие вибрационных резонансов трубчатки в бандаже, коррозия из-за скопления шлама в местах заделки труб в трубную доску (единственную у ПГ с U-образными трубами или нижнюю — у прямоточных ПГ реакторов PWR). Некоторые слабые места вертикальных ПГ западного типа усугублялись изначально неудачным выбором материалов ПГ и ряда других элементов первого контура, что привело к необходимости их массовой досрочной замены на сотнях PWR во всем мире; реакторы ВВЭР также не избежали замены крупногабаритных элементов, но этот процесс имел меньшие масштабы. Парогенераторам ВВЭР принадлежат мировые рекорды длительности успешной эксплуатации: некоторые из них (на Нововоронежской АЭС) проработали свыше 40 лет.

4. У ВВЭР отсутствуют отверстия в корпусе на уровне активной зоны (АЗ), ниже и несколько выше нее, характерные для большинства западных корпусных реакторов. Это снижает вероятность оголения ТВС вследствие утечки теплоносителя из корпуса в некоторых аварийных ситуациях.

5. Не только приводы СУЗ, но и большинство каналов для систем контроля в реакторах ВВЭР проходят через крышку реактора, тогда как у PWR часть контрольных систем подводятся к АЗ снизу. Такое отличие обуславливает более сложную и плотную компоновку блока защитных труб (БЗТ) и всего верхнего блока реакторов ВВЭР.

6. Обечайки корпусов реакторов ВВЭР изготавливаются ковкой из низколегированной стали, без использования вертикальных сварных швов; это обеспечивает бóльшую надежность конструкции, уменьшает риски образования локальных дефектов в металле в результате радиационного и прочих воздействий.

7. Для ВВЭР характерны компенсаторы давления большего объема, чем у PWR сопоставимой производительности. Это дает дополнительные возможности для нивелирования отклонений параметров первого контура.

8. Конструкция и технология изготовления зоны патрубков российских и зарубежных реакторов с водой под давлением заметно различаются. У ВВЭР — две отдельные обечайки, соответственно, с входными и выходными патрубками небольшого вылета; каждая обечайка представляет собой единое целое с патрубками, изготовленными вытягиванием из стали обечайки методом горячей штамповки. В PWR обычно используются вварные патрубки c более значительным, чем у ВВЭР, вылетом; при этом в большинстве PWR входные и выходные патрубки образуют общий ряд. Особенности патрубков ВВЭР обеспечивают удобство их транспортировки, но усложняют монтаж реакторной установки. Двухрядное расположение патрубков российских реакторов позволяет более четко разграничить потоки теплоносителя на входе и выходе из реактора (ровной, кольцеобразной разделительной перегородкой) и избежать некоторых локальных термических напряжений, характерных для реакторов с однорядной зоной патрубков.

9. У ВВЭР — штампованное эллиптическое днище, у PWR — как правило, полусферическое.

10. ВВЭР фиксируются для избежания осевых смещений с помощью кольцеобразного выступа на корпусе (бурта), находящегося под нижним рядом патрубков; PWR крепятся к специальным наплавкам под патрубками.

11. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) ВВЭР — выемные и заметно отличаются от аналогичных по функциям элементов PWR. В частности, для ВВЭР характерны массивная выгородка и выемная внутрикорпусная шахта с перфорированными стенами в районе патрубков и элиптическим днищем, радиус кривизны которого меньше, чем у днища корпуса. В PWR применяются цилиндрические шахты с плоским днищем и проходками большого диаметра для теплоносителя, сопряженные с выходными патрубками. Благодаря этим особенностям несколько различаются гидродинамика теплоносителя, защита корпуса реактора от потока нейтронов (некоторые ВВЭР требуют дополнительного снижения флюенса на корпус вследствие более компактной и напряженной активной зоны).

При переходе к новым поколениям реакторов различия PWR и ВВЭР сохранились, хотя в некоторых отношениях эти семейства сблизились, например:

• Конструкции СУЗ ВВЭР и PWR поначалу разительно различались, но в современных моделях они принципиально схожи. Прежде всего, в обоих семействах сегодня применяются стержневые кластеры СУЗ, вводимые в состав некоторой части неподвижных топливных сборок. Компенсация реактивности и аварийная защита принципиально не различаются. В западных и российских реакторах с легкой водой под давлением используются разные наборы материалов поглотителей в составе механической части СУЗ, но в жидкостной ее части применяется одно и то же вещество — борная кислота, минимально необходимые концентрации которой близки и определяются ядерно-физическими параметрами.
• Плотность решеток и характеристики твэлов PWR и ВВЭР со временем сблизились, при всем различии их конфигурации. Так, ранее в PWR применялись твэлы диаметром 10,7 мм при шаге решетки 14,3 мм; в АЗ ряда современных PWR используются твэлы диаметром 9,5 мм с шагом 12,6 мм; в проектах ВВЭР с начала 1960-х годов приняты твэлы диаметром 9,1 мм; при этом шаг решетки составлял 12,2 мм, а в проектах, разработанных с 1970-х годов, — 12,75 мм.
• В первых моделях ВВЭР применялись чехловые ТВС; со временем от чехлов отказались. В отношении некоторых других элементов топлива современные ВВЭР также стали больше похожи на PWR: например, расширилось использование сплавов циркония в качестве конструкционных материалов ТВС взамен стали; начали применяться перемешивающие решетки и дополнительные антидебризные фильтры; наряду с самоэкранированными поглотителями в составе «нетопливных» элементов АЗ (стержней выгорающих поглотителей) выгорающие поглотители (соединения гадолиния) стали включаться в состав топливной матрицы отдельных тепловыделяющих элементов — твэгов (впрочем, некоторые подобные решения заимствованы не столько у PWR, сколько у судовых реакторов, в том числе российских).
• Ряд ведущих западных поставщиков реакторных технологий постепенно перешли к циркониевым сплавам оболочек твэлов, в которых основным легирующим элементом служит ниобий (например, Zirlo или M5 у Westinghouse и Framatome); исторически в подобных сплавах PWR главной присадкой было олово, тогда как в реакторах ВВЭР ниобий применялся изначально.
• ВВЭР эволюционировали в сторону упрощения обоих контуров. Например, во внедренных в разное время советских конструкциях число петель первого контура сократилось с шести-восьми до четырех; число агрегатов уменьшалось пропорционально или даже в большей степени (например, вместо четырех небольших компенсаторов давления, применявшихся в первых ВВЭР, стал использоваться один крупный КД). Современные ВВЭР и PWR сравнимы по числу петель и основных агрегатов (ПГ и ГЦН): оно колеблется в пределах от двух до четырех.
• В конструкциях PWR со временем перешли к более объемным компенсаторам давления: в современных западных реакторных установках этот агрегат приблизился по абсолютному объему к КД реакторов ВВЭР, хотя все еще уступает им по относительным показателям (в расчете на объем первого контура и мощность).
• Большинство ВВЭР отличаются осевой асимметрией расположения некоторых агрегатов первого контура в плане, хотя длина петель одинакова. Однако в последней внедряемой РУ этого типа (ВВЭР-ТОИ) применяется осевая симметрия, характерная для PWR.
• В современных PWR стали использоваться массивные выгородки, более эффективно снижающие воздействие нейтронного потока на корпус реактора; прежде толстостенные выгородки были характерны в большей мере для ВВЭР

Мы привели всего лишь несколько примеров встречного развития двух технологий, которое определяет принципиальную схожесть современных PWR и ВВЭР по целому ряду параметров.

Становление технологии
Идея разработки реактора ВВЭР для атомной электростанции возникла в первой половине 1950-х годов в качестве побочного продукта программы создания аналогичных по принципу ядерных силовых установок для подводных и надводных кораблей и судов. Примерно в это же время, в 1954 году, в США началось строительство первого энергетического (строго говоря, двухцелевого) PWR на демонстрационной АЭС «Шипингпорт». В 1955 году в Лаборатории измерительных приборов Академии наук СССР — ЛИПАН (будущем Институте атомной энергии АН СССР, ныне НИЦ «Курчатовский институт») было принято техзадание на разработку водо-водяного энергетического реактора; с тех пор институт обеспечивал научную базу технологии ВВЭР. Конструктором первых и последующих реакторов этого типа фактически стало ОКБ «Гидропресс» (хотя официально этот статус был получен не сразу).

Однако ВВЭР были не единственным и поначалу отнюдь не приоритетным направлением: параллельно прорабатывались варианты использования в энергетике канальных уран-графитовых реакторов, подобных тем, которые применялись для наработки оружейных материалов (первая в стране и в мире атомная электростанция в Обнинске, пущенная в июне 1954 года, базировалась как раз на такой конструкции); а также тяжеловодных реакторных установок для производства оружейных материалов, энергетики и исследований.

В 1956 году в Советском Союзе была принята первая программа развития ядерной энергетики, предусматривавшая внедрение разных типов реакторных технологий, в том числе строительство первых электростанций с канальными уран-графитовыми реакторами с ядерным перегревом пара (две такие конструкции под аббревиатурой АМБ были построены в составе блоков №№ 1, 2 Белоярской АЭС), а также тяжеловодных реакторов (такой проект — тяжеловодный газоохлаждаемый реактор КС‑150 — начал внедряться в 1958 году в Чехословакии).

Реакторы с ядерным перегревом пара в то время себя не оправдали, но водоохлаждаемые уран-графитовые конструкции все же получили дальнейшее развитие в виде реакторов РБМК и отчасти ЭГП‑6. Тяжеловодные Р У нашли применение для военных и исследовательских целей, но в энергетике СССР и дружественных ему стран не прижились: долго внедрявшийся в ЧССР реактор проработал несколько лет и был закрыт в конце 1970-х годов после аварии, ставшей следствием ошибок персонала; другие подобные проекты не были реализованы.

Не получила развития в СССР и технология корпусных кипящих РУ, несмотря на довольно удачное воплощение в опытном реакторе ВК‑50, построенном в Димитровграде к 1965 году.

Легководные реакторы с водой под давлением стали еще одной, в итоге наиболее успешной, ветвью технологий ядерной генерации как в Советском Союзе, так и за рубежом. На ее основе в СССР в 1957 году решили построить первую атомную ГРЭС в районе Воронежа (ГРЭС — государственная районная электростанция; так в СССР со времен ГОЭЛРО называли крупнейшие объекты тепловой генерации; этот термин поначалу употреблялся и в отношении атомной энергетики). Тогда же, в конце 1950-х годов, началось внедрение первого советского небольшого, 70 МВт (э), водо-водяного реактора в ГДР, где он был воплощен на АЭС «Рейнсберг» (этот, по сути экспериментальный, проект был единственным ВВЭР с вертикальными ПГ). Советский Союз освоил технологию корпусных реакторов с водой под давлением лишь на несколько лет позже США (первый американский PWR производительностью 60 МВт в Шипингпорте был введен в эксплуатацию в 1958 году) и сразу начал с внедрения кратно более мощных конструкций: каждая поначалу входила в число крупнейших энергетических реакторов мира.

При создании первых ВВЭР пришлось пройти множество технических развилок: выбор топлива и обогащения, оптимальной решетки, способов управления реактивностью, термодинамических характеристик, технологий и параметров теплосъема и т. п. Некоторые дилеммы были решены надолго; другие решения вскоре корректировались. Удачным оказался, например, выбор принципиального устройства и композиции топлива: твэлы контейнерного типа с таблетированным диоксидом обогащенного урана в оболочке из циркония, легированного ниобием.

Также «долгоиграющими» стали решения, касающиеся предельных габаритов основного оборудования первого контура (в зарубежных реакторах было иначе); их заводского изготовления (поначалу рассматривался и частичный монтаж на площадке); конфигурации решетки и тепловыделяющих сборок (гексагональные ТВС и треугольная решетка); общих размеров и пропорций АЗ (они были изменены только при создании реактора ВВЭР‑1000); числа кассет в ней (в ныне действующих серийных ВВЭР‑440 349 кассет, как и в самом первом ВВЭР); принципов действия СУЗ (замещение части топлива поглощающими сборками при останове и регулировании до сих пор применяется во ВВЭР‑440); устройства ПГ (горизонтального типа с коллекторами); некоторых материалов и технологий изготовления (кованые бесшовные обечайки корпусов из легированной стали, антикоррозионная наплавка и др.); многопетлевой компоновки первого контура; устройства патрубков реактора (двухрядная конфигурация); применения нескольких турбогенераторов (от двух до пяти во многих ВВЭР); конструкции главного разъема (первоначально были идеи ограничить доступ в АЗ небольшим люком) и т. д.

Нельзя сказать, что все эти решения были наилучшими, но они отвечали существовавшим технологическим или экономическим условиям, требованиям безопасности. Например, диоксидное топливо в циркониевой оболочке далеко от идеала, но более совершенные решения до сих пор нигде в мире не воплощены. Выбор первого контура с 6−8 петлями был продиктован недостаточной надежностью теплосъемных технологий и перестраховкой (примечательно, что и в несколько раз менее мощный американский реактор «Шипингпорт» содержал четыре петли, одна из которых впоследствии была признана избыточной). Применение нескольких турбогенераторов объяснялось отсутствием мощных (по тогдашним меркам) конструкций, подходящих для АЭС, а также соображениями надежности и безопасности.

В то же время многие другие решения довольно скоро были скорректированы, а некоторые радикально изменены. Среди них: размерность решеток и состав кассет, детали устройства СУЗ, функции жидкого поглотителя, конструкция главных циркуляционных насосов (ГЦН), строение биологической защиты, противоаварийные системы и т. д.

Большинство изменений были продиктованы необходимостью улучшения экономических параметров генерации (тогда была актуальна задача сравняться с выработкой на органическом топливе по текущей себестоимости), а также повышения безопасности. Улучшение экономики достигалось, прежде всего, ростом единичной мощности, который позволял существенно снизить удельные капиталовложения в строительство, а также повышением КПД и удешевлением эксплуатации в расчете на единицу произведенной энергии. В качестве основных путей повышения мощности рассматривались: снижение консерватизма в технических решениях, оптимизация процессов теплосъема с топлива, выравнивание энерговыделения в АЗ.

Консерватизм выражался, например, в относительно низкой энергонапряженности АЗ первого ВВЭР (менее 50 кВт/л; у современных ВВЭР — в два с лишним раза выше), чрезмерном запасе до кризиса теплосъема с твэлов, избыточности петель первого контура и отдельных агрегатов (например, у первых ВВЭР было четыре компенсатора давления, установленных на разных петлях) и т. д. Этот консерватизм был обусловлен как перестраховкой (из-за недостатка опыта применения таких реакторов, неточности сведений, измерений и т. п.), так и несоответствием отдельных элементов РУ и энергоблока нужным требованиям.

Например, одним из узких мест первых ВВЭР были ГЦН, отличавшиеся невысокими производительностью, надежностью и КПД (менее 60%), а также обладавшие низкой инерционностью (теряли ход за несколько секунд), тогда как для поддержания циркуляции в переходных и аварийных режимах (например, при обесточивании энергоблока) нужна большая инерция. Эти недостатки объяснялись особенностями конструкции: применялись так называемые бессальниковые насосы, в которых не предусмотрено уплотнение вращающегося вала и электропривод объединен с насосом в один герметичный агрегат. Такая конструкция с трудом поддается масштабированию для применения в более мощных реакторах и не допускает существенного утяжеления вращающихся частей для повышения инерции.

С целью поддержания циркуляции в нештатных ситуациях к подобным насосам прилагались специальные аварийные источники электричества, к тому же многократно дублированные, что было экзотикой для тогдашних систем безопасности. Переход в последующих ВВЭР к составным насосным агрегатам с внешними электродвигателями, уплотнением вала и организованными протечками позволил значительно увеличить их производительность (а значит, интенсивность теплосъема с АЗ), повысить надежность и безопасность.

Рука об руку с ростом интенсивности циркуляции (уже во втором внедренном в Советском Союзе ВВЭР скорость и расход теплоносителя возросли на 40−50%) шло повышение теплоотдачи в АЗ. Это достигалось увеличением суммарной длины твэлов и общей поверхности теплосъема, при этом объем АЗ и количество урана в ней почти не менялись при последовательном создании пяти конструкций ВВЭР. Поскольку высота (250 см) и эквивалентный диаметр (288 см) АЗ сохранялись, изменения были достигнуты учащением решетки твэлов, что, в свою очередь, требовало уменьшения их диаметра.

Наконец, выравнивание энерговыделения в АЗ достигалось развитием схем перегрузки топлива и совершенствованием СУЗ. Начиная уже со второго ВВЭР свежее топливо загружалось на периферию АЗ и с каждой перегрузкой перемещалось в сторону центра. При этом была установлена трехлетняя кампания с ежегодными перегрузками. Конструкция СУЗ поначалу усложнялась, затем подверглась оптимизации (число кассет АРК сократилось примерно вдвое) и унификации (были устранены конструктивные различия кассет СУЗ, характерные для первых ВВЭР). Все это происходило на фоне внедрения борного регулирования в процесс функционирования реактора и отчасти благодаря ему.

Помимо совершенствования оборудования, снижение эксплуатационных издержек и повышение КИУМ обеспечивались увеличением глубины выгорания (среднее для выгруженного топлива возросло с 12 МВт сут·кг урана в первом ВВЭР до 28−40 МВт в ряде последующих конструкций), а также оптимизацией топливных циклов, благодаря, в частности, повышению уровня обогащения (с 2% до ~3−3,5% в топливе подпитки первых нескольких конструкций) вместе с развитием СУЗ, в том числе борного регулирования и выгорающих поглотителей.

Нелишне отметить, что стоимость обогащения урана, которая была одной из важных статей текущих расходов, начала существенно снижаться в СССР начиная с 1960-х годов благодаря развитию центрифужных технологий, потреблявших в десятки раз меньше электричества, чем газодиффузионные. Это стало дополнительным аргументом в пользу легководных реакторов, требовавших (дополнительного) обогащения топлива по сравнению с уран-графитовыми, тяжеловодными и газоохлаждаемыми.

Говоря о расширении водо-водяного реакторного направления, необходимо учитывать экспортный потенциал этой технологии. РБМК, поначалу превосходившие ВВЭР по экономике, рассматривались как реакторы двойного назначения; их экспорт был нежелателен даже при отсутствии у заказчиков вопросов к безопасности. Недаром ни одной такой РУ не было построено за пределами Советского Союза, а все советские/российские экспортные проекты в ядерной энергетике базировались на ВВЭР (за одним упомянутым исключением тяжеловодного реактора на территории нынешней Словакии).

В таком контексте происходила последовательная смена конструкций ВВЭР. Первым воплощенным в металле водо-водяным энергетическим реактором советского типа стал ВВЭР‑210, построенный в качестве основы первого энергоблока Нововоронежской АЭС. В 1957—1958 годах был утвержден технический проект и началось строительство этого энергоблока, а в 1964 году он был введен в опытно-промышленную эксплуатацию. Первенец содержал многие черты, ставшие общими для целого семейства, но некоторые его особенности не получили развития. Это была реакторная установка номинальной электрической мощностью 210 МВт с шестью петлями и невысокими, по сегодняшним меркам, параметрами: рабочим давлением в первом контуре 10,1 Мпа и температурой теплоносителя на входе и выходе ~250/270 °C; давлением пара перед турбиной 2,94 МПа и температурой на выходе из ПГ 236 °C.

Корпус реактора диаметром 4,4 метра и высотой 11,1 метра предопределил размеры многих конструкций ВВЭР, однако толщина стенки (10 см в цилиндрической части) была невелика, учитывая относительно скромное давление. Как и у многих ВВЭР, корпус реактора был выполнен из низколегированной углеродистой стали с нержавеющей плакировкой изнутри. В первом контуре широко применялась аустенитная нержавеющая сталь, из которой были сделаны цельнокованые трубы ГЦТ внутренним диаметром 500 мм и толщиной до 85 мм. Эти особенности реакторного контура применялись в последующих конструкциях, вплоть до серийных модификаций ВВЭР‑440. Мало менялась в дальнейшем и конструкция горизонтальных ПГ.

АЗ первого ВВЭР по размерам и конструкции тоже во многом предвосхитила последующие реакторы вплоть до серийных ВВЭР‑440 (содержала 349 шестигранных кассет, убранных в чехлы/кожухи толщиной 2 мм из циркониевого сплава). Однако основные размерности в дальнейшем не использовались: диаметр твэла 10,2 мм, шаг решетки 14,3 мм. Строение СУЗ также лишь отчасти стало прообразом аналогичных систем многих других ВВЭР. Ее основу составили 37 из 349 кассет; эти 37 кассет состояли из двух секций, имевших разное строение. Шесть из 37 сборок образовали специализированную аварийную группу СУЗ, обеспечивавшую быстрый (до 2 секунд) ввод отрицательной реактивности в АЗ для глушения реактора.

Верхняя секция быстродействующей аварийной защиты содержала поглотитель — бор, а нижняя представляла собой рассеиватель нейтронов из циркониевого сплава, не содержащий урана. Поглотитель и рассеиватель были пустотелыми (заполнялись водой). При аварийном сбросе таких кассет под собственной тяжестью рассеиватель в АЗ замещался секцией с поглотителем. Остальная 31 кассета СУЗ выполняла функции регулирования, компенсации медленных изменений реактивности. Эти кассеты также были «двухэтажными»; верхний этаж содержал бор (был выполнен из бористой стали), а нижний мало отличался от неподвижных топливных кассет. В противоположность кассетам СУЗ, в чехлах примерно трети топливных кассет содержался бор в качестве выгорающего поглотителя; в более поздних ВВЭР от такого решения отказались.

ВВЭР‑210 в первоначальном исполнении отличался незатейливыми, по современным меркам, устройствами безопасности: противоаварийные меры сводились главным образом к усилению и подстраховке систем нормальной эксплуатации. В то же время петли первого контура размещались в отдельных боксах, что обеспечивало определенную их изоляцию в случае повреждений некоторых элементов. Это решение в модифицированном виде применялось и в более поздних реакторах.

В теплоносителе реактора ВВЭР‑210 бор первоначально не использовался. При этом штатные СУЗ имели сравнительно небольшой запас отрицательной реактивности, поэтому при перегрузке топлива применялись дополнительные, сложные механические устройства поддержания подкритичности, поскольку ошибки при загрузке кассет могли привести к возобновлению цепной реакции. Через три года после пуска этой РУ для сохранения подкритики при останове на планово-предупредительные ремонты (ППР) и перегрузки стало использоваться введение борной кислоты в теплоноситель, но для регулирования на мощности жидкий поглотитель в этом реакторе по-прежнему не применялся.

Экономические показатели первого ВВЭР были невысоки и соответствовали статусу демонстрационной реакторной установки. Поэтому одной из главных целей при разработке следующих конструкций стало улучшение экономики. Несколько последующих реакторов (ВВЭР‑365 и два В‑179 в различном исполнении) стали этапами на пути создания первых серийных ВВЭР‑440 — модификаций В‑230 и В‑213. Некоторые конструктивные изменения на каждом из этих этапов отражены в Таблице 1.

Вершиной эволюции первого поколения реакторов ВВЭР стала модель ВВЭР‑440/В‑213, на базе которой были построены энергоблоки в Финляндии, России, Венгрии, Украине, нынешних Чехии и Словакии. Ее разработка началась в 1968 году, а в 1977 году вошла в строй первая такая реакторная установка в составе блока № 1 финской АЭС «Ловииса».

Эта Р У сохранила общие размеры АЗ ВВЭР‑210; конфигурацию решеток; число, форму и общее строение кассет; принципы функционирования механических СУЗ; шестипетлевую компоновку, материалы и технологии изготовления основных элементов первого контура, принципиальное устройство ряда его основных агрегатов (ПГ, ГЦН). Однако В‑213 имеет иные размерности топлива (диаметр твэла 9,1 мм, шаг решетки 12,2 мм), бóльшую производительность агрегатов, оптимизированный машзал (два турбогенератора). В отличие от первого ВВЭР, СУЗ В‑213 состоит из 37 конструктивно однотипных кассет АРК, каждая из которых включает топливную секцию. Кроме того, в этом реакторе используется борное регулирование в процессе функционирования, которое было внедрено и на предшествующих конструкциях, начиная с 1969 года. С В‑213 также стала обязательной практика систематического использования образцов-свидетелей, позволяющих судить о состоянии материалов реактора под воздействием радиации и других факторов.

В‑213 отличается от первого ВВЭР многими техническими характеристиками: вдвое большей мощностью (440 МВт), на ~80% большей энергонапряженностью АЗ (около 85 Вт/л), более высокими параметрами в первом и втором контурах (давление теплоносителя выше на ¼, его подогрев и давление пара — в 1,5 раза), увеличенным на 15% КПД.

По сравнению с первыми ВВЭР установка В‑213 обладает более продвинутыми системами безопасности; в ней предусмотрены меры на случай максимальной проектной аварии (МПА) с гильотинным разрывом ГЦТ и двусторонним истечением теплоносителя или отрыва чехлов приводов АРК. Для этого реакторная установка была оснащена, среди прочего, системой аварийного охлаждения АЗ (САОЗ), включающей трехканальные активные подсистемы высокого (САОЗ ВД) и низкого (САОЗ НД) давления, а также пассивную часть — четыре независимые гидроемкости первой ступени (ГЕ‑1) с борированной водой суммарным объемом 180 м³, обеспечивающие заполнение АЗ при авариях с повреждением первого контура и полным обесточиванием РУ, и вступающие в действие при падении давления до 5,9 МПа.

Элементы реакторной установки в большинстве проектов В‑213 изолированы в герметичных сухих боксах, рассчитанных на избыточное давление ~1,5 атмосферы; для его снижения в гермозоне при авариях с повреждением первого контура применяется барботажная конденсация. При этом, как и в случае предшествующих ВВЭР‑440, два блока В‑213 размещаются в общем реакторном здании. Исключение — финская АЭС «Ловииса» с парой В‑213, где в 1970-х годах впервые в советском проекте был внедрен общий контейнмент полного давления для всей реакторной установки (отдельный для каждого блока), в котором к тому же предусмотрен ледовый конденсатор для принудительного расхолаживания атмосферы внутри защитной оболочки при аварии с разрывом ГЦТ.

Из ранних ВВЭР только реактор В‑213 был признан соответствующим европейским требованиям безопасности, которым отвечают, в частности, легководные РУ как минимум поколения II. Поэтому выбор именно этой модификации ВВЭР‑440 стал по-настоящему судьбоносным для тех государств, в которых энергоблоки ВВЭР обеспечивают до половины и более выработки электричества (Словакия, Венгрия, Чехия, Финляндия). В то же время более ранние советские конструкции (включая серийный ВВЭР‑440/В‑230, мало отличающийся от В‑213 в основной части) были закрыты в нынешнем веке по требованию европейских или национальных властей Болгарии, Словакии, Германии, несмотря на существенную модернизацию некоторых блоков.

На основе В‑230 и В‑213 были разработаны специфические модификации ВВЭР‑440 для особых условий: сейсмоустойчивая РУ В‑270, внедренная в двух экземплярах на Армянской (Мецаморской) АЭС, а также В‑318, приспособленная для тропических районов с повышенной сейсмичностью. Последний проект (АЭС «Хурагуа» на Кубе) так и не был завершен.

Современные ВВЭР
Следующей ступенью эволюции ВВЭР стал ВВЭР‑1000. В этом проекте концепция водо-водяного реактора была радикально переработана. Создание нового реактора началось в конце 1960-х годов, практически одновременно с рядом других государств, где разрабатывались легководные конструкции мощностью порядка 1 ГВт и более (прежде всего, США, ФРГ и Францией). Головным проектом стал В‑187, внедренный в составе блока № 5 НвАЭС — он был пущен и введен в эксплуатацию в 1980—1981 годах, с опозданием на несколько лет по сравнению с планом, которое объяснялось доработкой по ходу дела ряда элементов конструкции и материалов.

Новая Р У отличалась от ВВЭР‑440 повышенной более чем в два раза мощностью. Впервые были принципиально изменены размеры, пропорции и структура АЗ. Ее диаметр был увеличен с 288 см до 312 см, а высота — с 250 до 353, то есть прежде несколько уплощенная зона изменила пропорции. Наряду с этим на 1/3 возросла энергонапряженность — до 111 кВт/л. Одним из важнейших решений, обеспечивших рост АЗ без пропорционального увеличения реактора, стало изменение конструкции СУЗ: отныне, вместо выведения из АЗ части топлива с его замещением на поглощающие секции кассет АРК, стали применяться сборки стержней СУЗ, вводимые в каналы неподвижных ТВС. Отпала необходимость резервирования не занятого топливом пространства под АЗ для сброса кассет АРК, и это позволило использовать сэкономленный объем для размещения дополнительного топлива.

Таким образом, при неизменной (и даже несколько сниженной) высоте корпуса реактора до главного разъема, удалось нарастить высоту АЗ на ~40%. Кроме того, для увеличения мощности был почти исчерпан резерв роста габаритов при сохранении транспортабельности реактора по железной дороге: его внутренний диаметр расширился с 3560 мм (у прежних ВВЭР) до 4070 мм, а толщина стенки в цилиндрической части увеличилась с 14 см до 19 см, поскольку возросшее на ~30% давление в первом контуре требовало упрочения корпуса. Последнего также удалось добиться за счет разработки более прочной стали.

Существенно изменилась и структура АЗ. Диаметр твэлов остался прежним, но шаг решетки увеличился до 12,75 мм, что облегчило циркуляцию теплоносителя, интенсивность которой возросла. Вместо 349 кассет новая АЗ поначалу (в первом ВВЭР‑1000) содержала 151 чехловую ТВС значительно большего сечения (317 твэлов в кассете вместо 126 у ВВЭР‑440).

В результате этих преобразований загрузка урана в мало изменившийся по размерам реактор возросла более чем в ~1,5 раза (до ~66 тонн в металлическом эквиваленте). Получить при этом двукратный прирост мощности блока удалось за счет наращивания параметров реактора, оптимизации теплосъема, увеличения эффективности второго контура (давление пара возросло более чем на 1/3) и роста КПД на два процентных пункта (до ~32% нетто).

Переход к новому уровню мощности и при этом сокращение числа петель потребовали усиления первого контура. Номинальный внутренний диаметр ГЦТ увеличился с 500 мм 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 П Г: их внутренний диаметр достиг четырех метров по сравнению с 3,2 метра у ВВЭР‑440. Бессальниковые ГЦН ранних ВВЭР в новой РУ заменили втрое более производительные ГЦН с отдельными электромоторами и уплотнением вала.

Это, во‑первых, позволило сократить число петель с шести до четырех, несмотря на значительное увеличение потока; во‑вторых, обеспечило высокую инерционность насосов за счет роста вращающихся масс, повысив надежность циркуляции в переходных и аварийных режимах.

Системы безопасности также были усилены по сравнению с большинством прежних реакторов. Впервые в качестве базового, стандартного решения для всех энергоблоков предусматривался контейнмент полного давления, закрывающий всю реакторную установку. Проект рассчитан на аварии с повреждениями первого контура и включает САОЗ с трехканальными активными подсистемами высокого и низкого давления, подсистему пассивного залива АЗ первого уровня. Они обеспечивают покрытие тепловыделяющих сборок раствором борной кислоты при авариях вплоть до полного разрыва ГЦТ и совпадения этого события с потерей всех источников переменного тока на непродолжительное время.

Также 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, система аварийной питательной воды (АПЭН, помогающая отводить остаточное тепловыделение через второй контур при аварии), спринклерная система (расхолаживающая пространство под защитной оболочкой) и ряд других.

В‑187 был построен только на блоке № 5 НвАЭС. Вскоре после появления головной конструкции на ее базе разработали немного измененные модификации ВВЭР‑1000 — В‑302 (внедренную на первом блоке Южно-Украинской АЭС) и В‑338 (второй блок той же станции, а также блоки №№ 1, 2 Калининской АЭС). Однако серийной стала другая модификация — В‑320. В этот проект были внесены (или отчасти заимствованы у мелкосерийных РУ) следующие наиболее заметные изменения по сравнению с головным ВВЭР‑1000/В‑187.

• Число поглощающих сборок СУЗ сокращено со 109 до 61, а количество ПЭЛ в каждом кластере увеличено с 12 до 18 штук. Линейный шаговый привод СУЗ заменен шаговым электромагнитным (ШЭМ). Эти изменения упростили механизмы СУЗ и конструкцию верхнего блока (число проходок в крышке реактора уменьшилось на четверть), сократили число приводов в расчете на ПЭЛ, увеличив их эффективность.
• Стали применяться 163 тепловыделяющие сборки, лишенные кожухов, вместо 151 сборки, покрытой чехлами. При этом шаг решетки ТВС был скорректирован с 241 мм до 236 мм, число твэлов в кассете уменьшилось с 317 до 312, загрузка урана увеличилась на несколько тонн (превысив 70 тонн в металле), энергонапряженность возросла с 111 кВт/л до ~115 кВт/л.
• Внедрен модернизированный, более эффективный насосный агрегат ГЦН‑195М с усовершенствованным механическим уплотнением вала, снижающим протечки, повышенным уровнем безопасности. В результате расход теплоносителя через реактор увеличился с 76 000 м3/ч в первоначальном проекте до 84 800 м3/ч.
• Из первого контура были исключены главные запорные задвижки (по одной на «горячую» и «холодную» нитки каждой петли), позволяющие отключать отдельные петли при функционировании остальных. Опыт эксплуатации задвижек на В‑187 и предыдущих ВВЭР показал, что минусы этого устройства перевешивают плюсы. Это решение упростило и удешевило конструкцию, повысило ее надежность и сейсмостойкость, уменьшило длину петель и гидравлическое сопротивление, сократило на 16 число сварных швов на ГЦТ.
• Внедрена «мокрая» перегрузка ВКУ вместо «сухой», осуществляемой в специальных защитных контейнерах. Это повысило радиационную безопасность, уменьшило стоимость контейнмента, требования к подъемному оборудованию и т. д.
• Доработаны устройства перегрузки топлива, повышена их безопасность и устранена необходимость дополнительных перемещений ОЯТ на площадке станции в период его выдержки.
• Повышена сейсмостойкость отдельных элементов РУ за счет перечисленных и других изменений.
• В энергоблоках на базе серийной и мелкосерийных РУ стала применяться одна гигаваттная турбина вместо двух мощностью по 500 МВт.

Однако решение некоторых задач, которые первоначально рассматривались при создании нового серийного ВВЭР, было отложено на будущее. Среди них — повышение тепловой мощности реактора на 200 МВт, обеспечение сейсмостойкости стандартного проекта (максимальное расчетное землетрясение — МРЗ) на уровне 9 баллов по шкале MSK‑64, внедрение пожаробезопасной смазки ГЦН и т. д.

В 1980 году был утвержден техпроект нового серийного ВВЭР‑1000/В‑320, который затем внедрялся во многих экземплярах в России, Украине, Чехии, Болгарии (см. Схему на стр. 47) и стал основой для дальнейшей модернизации технологии российских легководных реакторных установок.

Последующее развитие этой конструкции на протяжении трех десятилетий осуществлялось под влиянием нескольких факторов.

• Аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США в 1979 году и особенно — на Чернобыльской АЭС в 1986 году привели к переосмыслению во всем мире концепции ядерной безопасности. Катастрофа на АЭС «Фукусима‑1» в 2011 году произошла уже после появления большинства усовершенствованных конструкций РУ как в России, так и за рубежом, и подтвердила правильность решений, заложенных в легководные реакторы поколений III-III+.
• Желание улучшить экономику энергоблока, в частности, за счет дальнейшего повышения его единичной мощности.
• Стремление освоить новые зарубежные рынки с помощью технологии ВВЭР.

Вскоре после Чернобыля в СССР было задумано несколько новых проектов ВВЭР, таких как РУ средней мощности ВВЭР‑640 (В‑407) и усовершенствованный серийный ВВЭР‑1000 — В‑392. Они содержали многие идеи (см. Таблицу 2), воплощенные в современных российских реакторах последних поколений. После распада СССР Россия через некоторое время вернулась на зарубежные рынки строительства АЭС, поначалу предлагая модернизированные ВВЭР‑1000, в которых серийный проект был изменен в соответствии с запросами заказчиков. В них нашли воплощение, в числе прочих, идеи, появившиеся в постчернобыльских реакторных концепциях.

Так возникли реакторные установки В‑412 (построенные на первых блоках АЭС «Куданкулам» в Индии), В‑428 (внедренные на первых блоках АЭС «Тяньвань» в Китае), В‑466 (отмененный проект достройки АЭС «Белене» в Болгарии) и нестандартный проект В‑446 (ныне действующий блок № 1 АЭС «Бушер» в Иране). Эти Р У отличаются от базового В‑320 целым рядом изменений, таких как немного увеличенная мощность; удлиненный почти на 30 см корпус реактора, изготовленный из улучшенной стали, с измененным расположением сварных швов; возросшее до 85−121 число ОР СУЗ и модернизированные приводы; изменения в конструкции верхнего блока реактора; оптимизация устройств внутриреакторного контроля; размещение образцов-свидетелей на корпусе реактора; ряд изменений ВКУ, приспособлений для их крепления и фиксации; и т. д.

Эти корректировки призваны обеспечить более эффективную защиту корпуса реактора от нейтронного потока, сделать гибче управление реактивностью и иными параметрами в АЗ, повысить надежность циркуляции теплоносителя.

Модернизированные ВВЭР‑1000 особенно отличаются надстройками систем безопасности, по параметрам которых они уверенно входят в клуб реакторных установок поколения III. Например, В‑412, помимо характерных для серийного ВВЭР‑1000 стандартных систем, перечисленных выше (САОЗ ВД, САОЗ НД, САВБ, ГЕ‑1 и др.), и активной системы аварийного расхолаживания парогенераторов (САР ПГ, функционально близкой к АПЭН у В‑320), также располагает системой пассивного отвода тепла от парогенераторов (СПОТ); системой пассивного залива АЗ второго уровня (ГЕ‑2, существенно продлевающей охлаждение АЗ при повреждении реакторного контура, совпадающего с полной потерей источников переменного тока на площадке); устройством локализации расплава АЗ, предотвращающим взаимодействие кориума с бетоном (при котором возникает пожароопасный угарный газ) и его выход за пределы гермозоны; двойным контейнментом с фильтрацией утечек из межоболочечного пространства.

Кроме того, В‑412 — хороший пример адаптации российского реактора к потребностям заказчиков. Основой действующей атомной энергетики Индии, где внедряется этот ВВЭР, до сих пор остаются канальные тяжеловодные реакторы, в которых предусмотрено полное дублирование аварийной группы стержней СУЗ высокоэффективным механизмом останова посредством мощного впрыска жидкого поглотителя высокой концентрации. Российский проект содержит по существу аналог такого устройства — систему быстрого ввода бора (СБВБ), обеспечивающую массированный впрыск борной кислоты в первый контур, в том числе при обесточивании РУ — за счет выбега ГЦН.

Другие модернизированные ВВЭР‑1000 также отличаются расширенным, по сравнению с базовым серийным «тысячником», набором мер безопасности. Таких, например, как корректировка конструкции ВКУ на маловероятный случай повреждения внутрикорпусной шахты, выгородки и прочих устройств; цель этих изменений — обеспечить дополнительные гарантии работоспособности СУЗ и циркуляции в АЗ при серьезной аварии.

Новой вехой в эволюции ВВЭР стали реакторные установки В‑491, В‑392М и В‑510 — основа реализуемых сегодня в России и за рубежом проектов строительства энергоблоков АЭС‑2006 и ВВЭР-ТОИ. Одна из главных идей, заложенных в эти конструкции, — создание нового, более совершенного ВВЭР, который станет типовым и заменит серийный В‑320 и его деривативы на внутреннем и внешних рынках. Правда, как в свое время было с ВВЭР‑440 и ВВЭР‑1000, серийная конструкция получается не с первого раза. Энергоблоки АЭС‑2006 на базе В‑491 и В‑392М, которые начали строиться на площадках Нововоронежской АЭС-2 и Ленинградской АЭС-2 в 2008 году, превратились в два похожих, но все же разных проекта, соответственно, московского «Атомэнергопроекта» и санкт-петербургского «­Атомпроекта».

Теперь разные варианты под одним названием АЭС‑2006 реализуются или намечаются на целом ряде площадок за рубежом. Энергоблок ВВЭР-ТОИ, созданный в основных чертах к 2012 году и ставший развитием одной из версий АЭС‑2006 (разработанной московским АЭП), претендует на роль нового, оптимизированного типового решения. В этих проектах создатели наиболее современных водо-водяных РУ пошли еще дальше в переделке базового ВВЭР‑1000, чем при разработке различных модификаций «тысячника» третьего поколения.

Среди основных нововведений, заложенных в последних ВВЭР, стоит отметить следующие.

• В этих конструкциях осуществлена давняя задумка о переходе на новую ступень мощности: тепловая производительность энергоблоков АЭС‑2006 превышает 3200 МВт, а электрическая составляет около 1200 МВт брутто, в зависимости от площадки. У ВВЭР-ТОИ тепловая мощность немного превышает 3300 МВт, а электрическая — 1250 МВт брутто. Прирост электрической мощности достигнут не только наращиванием тепловой, но и увеличением коэффициента полезного действия: заявленный КПД достигает 37,9% брутто.
• Срок службы незаменяемого оборудования реакторных установок В‑491, В‑392М и В‑510 увеличен до 60 лет. Это достигается, среди прочего, определенным набором мер в отношении ключевого элемента РУ, подверженного наиболее жестким воздействиям, — реактора. В частности, в сплавах корпуса и сварных швах оптимизировано содержание легирующих элементов (прежде всего никеля) и ряда примесей, уменьшающих радиационную стойкость металла, усиливающих его охрупчивание со временем (олова, меди, серы, фосфора, сурьмы, мышьяка). Для снижения воздействия потока нейтронов на стенки корпуса его внутренний диаметр увеличен у В‑491 и В‑392М на ~10 см, а у В‑510 — почти на ~40 см. Таким образом, внутренний диаметр реактора проекта ВВЭР-ТОИ увеличился примерно на полметра по сравнению с серийным ВВЭР‑1000 (до 4645 мм). При этом АЗ практически не изменилась в поперечнике, но ее высота выросла на 20 см, что способствовало увеличению загрузки урана и приросту мощности. На ту же величину подросла и выгородка. Такое изменение пропорций увеличило расстояние от АЗ до корпуса и позволило усилить железо-водный отражатель, детали которого также подверглись некоторым модификациям.
• На сохранение ключевого барьера безопасности — корпуса реактора — направлены и другие меры: при почти на 30 см большей длине корпуса новейших ВВЭР число сварных швов у В‑510 сокращено до четырех, а в перспективе — до трех (по сравнению с пятью швами у В‑320 и шестью — у первых реакторов АЭС‑2006). Сварные соединения быстрее теряют свойства от радиационного охрупчивания, в том числе из-за большего содержания примесей, поэтому сокращение их числа благотворно сказывается на надежности корпуса. А кроме того, у В‑510 изменено расположение швов по сравнению с предыдущими ВВЭР: одно из сварных соединений убрано дальше от АЗ, то есть выведено из-под перпендикулярного воздействия нейтронного потока. Все перечисленные меры обеспечивают снижение флюенса нейтронов до приемлемого уровня, что способствует увеличению в полтора раза срока службы новейших реакторов.
• К мерам по повышению надежности материала корпуса добавляются усовершенствованные методы контроля: расширенная программа образцов-свидетелей, предусматривающая их размещение в большем количестве непосредственно на корпусе реактора, что повышает достоверность оценок.
• Существенно эволюционировали СУЗ новейших реакторов. Для В‑391М и В‑491 число поглощающих сборок СУЗ возросло до 121 по сравнению с 61 в серийном ВВЭР‑1000. У ВВЭР-ТОИ число органов регулирования СУЗ сокращено до 94. При этом, в отличие от однородной конструкции прежних серийных ВВЭР, здесь применяются ПС СУЗ с разным числом поглощающих элементов (ПЭЛ): 79 сборок имеют 18 ПЭЛ, а 15 содержат 16 ПЭЛ. Последние интегрированы с частью КНИТ — гибридными устройствами внутриреакторного контроля, совмещающими ранее разделенные функции ­измерения параметров температуры и энерговыделения в АЗ.
• К новшествам в первом контуре относятся модернизированные ГЦНА увеличенной на ~5% производительности, в которых внедрены долгожданная (планировавшаяся еще для серийного ВВЭР‑1000) водяная смазка главного подшипника вала и негорючие смазки мотора; приняты меры для сохранения уплотнения вала в аварийных ситуациях с длительной (до трех суток) потерей охлаждения.
• В отношении различных элементов главного циркуляционного трубопровода новых реакторов реализована концепция «течь перед разрушением», позволяющая избежать быстрого развития аварийных процессов (таких как разрыв трубопровода диаметром 850 мм) и вовремя принять меры. Другая новация в первом контуре — усовершенствованный, по сравнению с реакторами В‑491 и В‑392М, водно-химический режим с прямым дозированием водорода.
• В компоновке реакторной установки ВВЭР-ТОИ впервые для водо-водяных энергетических реакторов российского типа предусмотрена осевая симметрия в плане, при которой ПГ размещаются в одну линию, а некоторые элементы первого контура зеркально повторяют друг друга. Такая компоновка упрощает конструкцию и обеспечивает экономию материалов и расходов на строительно-монтажные работы и обслуживание.
• В проектах ВВЭР‑1200 используются модернизированные горизонтальные ПГ, которые отличаются от базовых конструкций, применяемых в серийных ВВЭР‑1000: увеличенной на 9% производительностью; бóльшим на 20 см внутренним диаметром корпуса (до 4,2 м); увеличенными площадью теплообмена и запасами воды во втором контуре (63 тонны вместо 52 тонн, что особенно важно при некоторых нештатных ситуациях); так называемой коридорной компоновкой теплообменных труб с четырехугольной решеткой в местах заделки в коллекторы взамен применявшейся ранее плотной шахматной треугольной решетки (это облегчает циркуляцию); оптимизированными устройствами сепарации пара и более эффективными средствами продувки ПГ и удаления шлама (что препятствует коррозии). Для В‑510 применяется ПГ дополнительно увеличенного объема за счет удлинения на один метр (до 14,82 м). Из его конструкции исключен внешний коллектор пара, характерный для ПГ предыдущих ВВЭР; вместо десяти патрубков для отвода пара используется один большого диаметра. Новый П Г обладает повышенной производительностью (1652 т/ч — на 11% больше ПГ ВВЭР‑1000), он проще в обслуживании и еще эффективнее выполняет функции безопасности в аварийных условиях. Срок его службы увеличен вдвое по сравнению с ПГ ­реакторов ВВЭР‑1000 — до 60 лет.
• Безопасность в проектах АЭС‑2006 и ВВЭР-ТОИ также поднята на новый уровень. Так, к обычному для ВВЭР поколения II набору противоаварийных средств (САОЗ, САВБ, активным устройствам аварийного теплоотвода от парогенераторов, системе аварийного газоудаления и др.) добавлены системы, уже опробованные в проектах модернизированных ВВЭР‑1000. Это, например, ГЕ‑2 (у В‑392М и ВВЭР-ТОИ), СПОТ (уже в качестве стандартного решения в обеих версиях АЭС‑2006 и у ВВЭР-ТОИ), система пассивного отвода тепла из гермообъема (СПОТ ЗО в санкт-петербургской версии АЭС‑2006), устройство локализации расплава и двойной вентилируемый контейнмент (во всех трех мощнейших ВВЭР). Наконец ВВЭР-ТОИ включает систему ГЕ‑3, не имеющую аналогов в других ВВЭР; она продлевает примерно до трех суток залив АЗ борированной водой при авариях с повреждением первого контура и полной невозможности восстановить источники энергоснабжения.

Тем не менее точка в создании типовой конструкции все еще не поставлена. К моменту завершения базового проекта ВВЭР-ТОИ (2012 год) опыт строительства и проектирования близкородственных энергоблоков АЭС‑2006 был не так велик, а опыт пусконаладочных работ и эксплуатации попросту отсутствовал. Теперь же, по мере завершения ряда проектов, разработки новых и эксплуатации первых АЭС‑2006 на НвАЭС и ЛАЭС, накопились определенные выводы, которые Росатом намерен учесть, доработав ВВЭР-ТОИ в течение пары лет. При этом планируется решить несколько задач, в том числе перечисленные ниже.

Прежде всего, предполагается улучшить экономику этого проекта, сделав его конкурентоспособным по стоимости электричества (удельной приведенной стоимости электроэнергии с учетом затрат всего жизненного цикла — так называемой LCOE) не только с другими ядерными блоками, но и с наиболее эффективной генерацией на органическом топливе — парогазовыми установками.

В качестве резерва для этого рассматриваются главным образом капитальные затраты, такие как расходы на строительство, которые должны в итоге нынешнего раунда доработки оказаться на ~30% ниже, чем для АЭС‑2006. Для этого необходимо сформировать набор по-настоящему типовых решений, оптимизировать конструкцию и стоимость отдельных элементов, которые будут использоваться в разных проектах, в том числе снизив избыточную материалоемкость ряда узлов, упростив технологии изготовления и монтажа. Некоторые решения призваны уменьшить эксплуатационные расходы, к примеру, рассматриваются изменения в конструкции и размещении бассейна выдержки (в базовом проекте — бассейн с одним отделением, находящийся в гермозоне).

Рассматривается вопрос о функционировании РУ в маневренных режимах: необходимо более тщательно обосновать возможность внутрисуточных изменений мощности в диапазоне 100−50−100% от номинальной. Обеспечение высокой маневренности ядерных блоков в нынешнем веке превратилось из экзотики, привычной лишь для некоторых стран (таких как Франция), в стандарт на международном рынке строительства АЭС, так что все ведущие поставщики реакторных технологий подгоняют свои проекты под такой запрос.

Далее, оцениваются возможности адаптации реактора к работе на MOX-топливе, предлагаемые некоторыми конкурирующими поставщиками (например, у французского реактора EPR уран-плутониевым топливом может загружаться 100% АЗ, чего нельзя сказать ни об одном реакторе поколения II). Это требует доработки различных элементов базового ВВЭР-ТОИ (системы управления и защиты реактора, выдержки отработавшего ядерного топлива и т. д.), а также формирования обслуживающей инфраструктуры, включая создание универсальных транспортно-упаковочных комплектов, рассчитанных на перевозку и временное «сухое» хранение «горячих» ОЯТ.

Планируется усовершенствовать противоаварийные меры, в частности, оптимизировать требования к запроектным авариям, доработать функции отвода остаточных тепловыделений при авариях с разрывом первого контура и одновременным полным обесточиванием РУ, выполняемые системой СПОТ, спринклерными устройствами расхолаживания гермообъема и т. д.

Предполагается усилить устойчивость ядерного острова к внешним воздействиям, таким как стихийные бедствия и техногенные катастрофы: землетрясения, смерчи, падение широкофюзеляжного авиалайнера и т. д. Базовый проект предусматривает, в частности, максимальное расчетное землетрясение интенсивностью 8 баллов по шкале MSK‑64 при горизонтальном ускорении на уровне грунта ~0,25g; это соответствует средним показателям для реакторных установок поколений III-III+.

Итак, внедрение АЭС‑2006 началось в прошлом десятилетии, а в нынешнем к многочисленным проектам этой серии присоединился ВВЭР-ТОИ: первая пара таких блоков уже строится на Курской АЭС-2. Постепенно «форсированные» водо-водяные реакторы становятся основой российской экспансии на зарубежных атомных рынках и занимают все более заметное место в ядерной энергетике самой России, вытесняя РУ прошлых поколений. Но, похоже, вовсе не сегодняшним новейшим конструкциям суждено стать вершиной эволюции ВВЭР.

ВВЭР будущего
Как уже отмечалось, в прошлом году Росатом объявил о достижении консенсуса среди экспертов и руководителей атомной отрасли относительно облика атомной энергетики будущего: согласно принятым основным положениям стратегии ее развития до 2050 года и видению до конца века, планируется двухкомпонентная система с замкнутым ЯТЦ, в которой одной из важнейших составляющих останутся легководные реакторы. Однако это не значит, что ВВЭР достигли совершенства и будут встроены в ЗЯТЦ в сегодняшнем их виде. Росатом в сотрудничестве с другими компетентными структурами (НИЦ «Курчатовский институт» в качестве возможного научного руководителя, Российской академией наук) планирует в средне- и долгосрочной перспективе создать принципиально иные реакторы, при условии что дальнейшая детальная проработка проектов докажет их бóльшую эффективность по сравнению с традиционными конструкциями.

Среди всевозможных вариантов развития легководных технологий госкорпорация выделяет два направления: в среднесрочной перспективе (~10 лет) — создание ВВЭР со спектральным регулированием реактивности; в долгосрочной (~20 лет) — освоение сверхкритических параметров пара в атомной энергетике на основе опять-таки ВВЭР. Такие проекты не новость, они упоминаются уже много лет в качестве двух этапов создания так называемого Супер-ВВЭР, однако в последнее время эта идея обрела новое дыхание и получила статус одного из магистральных направлений атомных НИОКР.

В качестве ответвления от большой магистрали госкорпорация рассматривает создание реакторов средней и малой мощности, которые в коммерческом смысле могут оказаться отнюдь не второстепенным направлением. Эта задача, очевидно, войдет в качестве одного из приоритетов в нацпроект, который, как упоминалось, должен оформиться к концу 2019 года. В числе «средних и малых форм» есть и проекты ВВЭР. Характеристики некоторых из них приведены в Таблице 2.

Идея ВВЭР со спектральным регулированием (часто называемого ВВЭР-С или эволюционным Супер-ВВЭР) заключается в том, чтобы создать реактор, в котором регулирование изменений реактивности на выгорание осуществлялось бы не с помощью жидких и выгорающих поглотителей, а посредством ужесточения спектра нейтронов в начале топливной кампании и постепенного смягчения его в дальнейшем. Для этого реактор оснащается средствами, позволяющими оперативно изменять водо-урановое отношение. При его уменьшении (приблизительно вдвое в начале кампании) происходит сдвиг спектра в сторону более высоких энергий, при котором растет количество резонансных поглощений нейтронов ядрами ²³⁸U и пропорционально снижается образование тепловых нейтронов.

В итоге достигается примерно тот же результат (нейтрализация изменяемого компонента запаса реактивности), который в обычных реакторах обеспечивается поглощением «избыточных» нейтронов гадолинием в составе топливной матрицы и бором в теплоносителе. С той разницей, что у ВВЭР-С более вероятный резонансный захват приводит в конечном итоге к дополнительному, по сравнению с существующими легководными установками, образованию прежде всего ²³⁹Pu.

Средства изменения водо-уранового отношения могут быть разными, но российские разработчики (этим направлением давно занимаются НИЦ «Курчатовский институт» совместно с «Гидропресс» и другими структурами Росатома), похоже, склоняются к механическому способу, предусматривающему введение вытеснителей в тепловыделяющие сборки. По общему принципу функционирования такие вытеснители напоминают ПС СУЗ: они представляют собой стержневые кластеры, вдвигаемые в специальные каналы ТВС. Вытеснители могут включать обедненный уран, поскольку он содержит повышенную долю ²³⁸U. Наряду со сборками вытеснителей в АЗ также применяются ПС СУЗ, похожие по виду и функциям на подобные элементы действующих реакторов. Кластеры вытеснителей и СУЗ входят в состав разных топливных сборок, а некоторые ТВС (прежде всего периферийные) их лишены.

У концепции спектрального регулирования имеется несколько сильных сторон.

• Повышенный коэффициент воспроизводства, ~0,7−0,8, что в среднем примерно вдвое больше, чем у обычных ВВЭР. В масштабе будущей атомной энергетики, построенной на ЗЯТЦ, подобные реакторы могут стать хорошим дополнением к быстрым РУ с коэффициентом воспроизводства ~1,2, характерным для ряда натриевых конструкций.
• Экономия урана: по оценкам разработчиков, его годовое потребление составит порядка ~130−135 тонн природного урана на гигаватт мощности (при содержании в отвале обогащения 0,1%). Это приблизительно на 30−35% меньше удельного потребления действующих ВВЭР.
• Реактор со спектральным регулированием может быть «всеядным» (работать на диоксидном урановом, МОХ- и РЕМИКС-топливе), в том числе допускает загрузку 100% АЗ МОХом. При использовании РЕМИКС и особенно МОХ при ЗЯТЦ экономия урана возрастает.
• Спектральное регулирование позволяет исключить борную кислоту из первого контура, в том числе как средство поддержания подкритики при остановке реактора. Это позволяет упростить водно-химический режим и предоставляет дополнительное средство аварийной безопасности.
• Такой реактор обладает хорошими возможностями маневрирования мощностью.

В то же время концепция спектрального регулирования имеет недостатки и технические трудности, которые необходимо преодолеть, чтобы возникла готовая к внедрению, жизнеспособная конструкция.

• Неравномерность энерговыделения в АЗ, по оценкам специалистов «Гидропресса» и Курчатовского института, растет в течение кампании и может привести к локальным критическим значениям. Чтобы не превышать предельной линейной нагрузки на твэл, необходимо существенно менять решетку и размеры реактора по сравнению с действующими ВВЭР той же мощности, а это снижает преимущества от конструктивной преемственности и унификации.
• Появление большого числа вытеснителей в АЗ уменьшает проходные сечения для теплоносителя, что требует существенных конструктивных ухищрений в АЗ, блоке защитных труб и других элементах для обеспечения нормальной циркуляции в первом контуре.
• Хотя общие принципы манипулирования реактивностью с помощью вытеснителей ясны, детальный порядок их ввода в АЗ и вывода из нее лишь предстоит определить.
• Добавление к приводам СУЗ и системам измерения и контроля, и без того плотно «упакованным» в верхнем блоке, еще и приводов вытеснителей (которых в 2,5 раза больше) значительно усложняет конструкцию крышки и всей верхней части реактора. К тому же проблемой становится масса новых устройств, требующая усиленных приводных механизмов. Их также придется размещать в общем, тесном пространстве с приводами СУЗ (вероятно, отдельными), обеспечив при этом надежность.

Это лишь часть проблем, возникающих в ходе конкретизации проекта. И все же недаром этот реактор называют эволюционным: по многим параметрам (включая температуру и давление в контурах, КПД, выгорание и др.) он близок к существующим легководным РУ и потому не требует радикальной смены привычных материалов и технических решений. Этот проект планируется подготовить в среднесрочной перспективе: к середине 2020-х годов должна быть завершена программа основных НИОКР, к концу следующего десятилетия закончатся проектирование и ­подготовка рабочей документации, а до ­середины 2030-х годов может быть пущен первый энергоблок.

Сложнее обстоит дело с инновационным Супер-ВВЭР: нигде в мире до сих пор нет полного представления о том, как реализовать эту идею. А выглядит она весьма привлекательно: создать водо-водяной реактор со сверхкритическими параметрами воды (так называемый ВВЭР-СКД). Достижение их в ядерной энергетике стало бы прорывом к новому уровню эффективности (КПД — на ~30% выше действующих легководных РУ) и конкурентоспособности (ведь такие и более высокие параметры давно использует тепловая энергетика на органическом топливе). Главное препятствие на этом пути — не достижимость нужных пороговых характеристик температуры и давления воды (374 °C и 22,1 МПа), сверх которых эффективность применения этого вещества в качестве рабочего тела турбины скачкообразно возрастает, а скорее обеспечение надежности, безопасности и приемлемой стоимости ядерной генерации с такими закритическими условиями.

С самого рассвета атомной эры к этой проблеме искали подходы страны — лидеры атомных технологий, однако надежные конструкторские решения и прежде всего материалы, их оптимальное сочетание до сих пор не найдены. Вот почему создание ВВЭР со сверхкритическими параметрами в России рассматривается уже не как эволюционный, а скорее как революционный шаг в развитии водо-водяной технологии.

Начиная с 1950—1960-х годов во всем мире не раз предпринимались попытки подойти к теме ядерного перегрева пара; к ним относятся, например, упомянутые выше советские реакторы АМБ, а также американские BORAX-V, Pathfinder, Bonus. Это примеры построенных реакторов, которые проработали некоторое время, но не переросли в серийные, коммерчески успешные конструкции, использующие сверхкритические параметры. В последние десятилетия «бумажные» концепции таких РУ появились в Японии, Китае, Канаде, Южной Корее, Евросоюзе. Отсутствие прорывов на национальных уровнях подтолкнуло государства к объединению усилий в этой области. Сотрудничество осуществляется прежде всего в рамках международного форума Generation IV (GIF), объединяющего ресурсы некоторых стран для создания наиболее перспективных реакторных технологий, в том числе по направлению РУ со сверхкритическими параметрами пара — SCWR.

В СССР/России в разное время было создано несколько концептуальных проектов ВВЭР со сверхкритическим давлением помимо «сверхкритических» реакторов других типов. К началу нынешнего десятилетия «Гидропресс» совместно с Курчатовским институтом и ФЭИ предложили три версии инновационного Супер-ВВЭР. Однако они требовали дорогостоящих НИОКР и продвигались медленно.

В 2011 году Россия подписала соглашение о сотрудничестве по этому направлению с GIF. Теперь и Росатом присоединился к международному взаимодействию по сверхкритическому направлению и намерен выделять ежегодно на НИОКР в рамках GIF порядка € 2 млн — втрое больше, чем до недавнего времени направлялось на самостоятельные исследования. Тактически, на ближайшую перспективу, главная ставка делается именно на международное сотрудничество, которое обеспечивает взаимный доступ участников процесса (помимо России, это Евросоюз, Канада, Япония) к достижениям друг друга. Результаты, полученные в рамках GIF, позволят принять решение о внедрении таких РУ и будут использованы для разработки ВВЭР-СКД, который может быть создан к началу 2040-х годов. КПД подобной реакторной установки может составить 44−46%, что позволит конкурировать с генерацией на органическом топливе (чья стоимость к тому времени, возможно, вырастет). Коэффициент воспроизводства должен находиться в диапазоне 0,8−1,0, а это сделает новые ВВЭР почти самодостаточным по топливу звеном в планируемой двухкомпонентной ядерно-энергетической системе.

В итоге к середине века, к столетнему юбилею технологии ВВЭР, она не только не окажется в музее, но и получит шанс выйти на совершенно новый уровень конкурентоспособности.