За 20 с лишним лет своего становления атомная энергетика, в частности на базе реакторов типа ВВЭР, прошла значительный путь. Сегодня мы уже вступили в полосу развития «большой атомной энергетики» с ВВЭР, движущейся по трем направлениям: 1) сооружение конденсационных АЭС; 2) возведение АТЭЦ; 3) строительство ACT. Воплощение проектов продолжается с использованием: унифицированной реакторной установки ВВЭР-440 (в основном для зарубежных АЭС); серийной моноблочной установки ВВЭР-1000 (главным образом для советских АЭС и частично для зарубежных); ядерной теплоэнергетической установки в интегральном исполнении на базе корпуса реактора ВВЭР-1000 для атомных станций теплоснабжения.
Обобщая 20-летний опыт сооружения и эксплуатации действующих энергоблоков ВВЭР, можно отметить следующее [11].
- Значительные затруднения возникали в процессе эксплуатации корпусов реакторов и внутрикорпусных устройств (ВКУ). Серьезной оказалась проблема виброустойчивости ВКУ при высоких скоростях теплоносителя. Смещение теплового экрана в первом реакторе ВВЭР-210 НВАЭС в 1969 г. заставило перейти от приварки экрана в верхней части выемной шахты (на ВВЭР-365 и первых ВВЭР-440) к его исключению за счет утолщения стенок других ВКУ на последующих реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
Вибрации стержней СУЗ приводили к повреждениям циркониевых чехлов в местах соприкосновения со стальными дистанционирующими решетками у тепловыделяющих надставок ОР СУЗ. Это заставило в 1974 —1975 гг. увеличить толщину циркониевого чехла у ТВС ОР СУЗ с 1,5 до 2,1 мм и снизить расход теплоносителя через ОР СУЗ. С 1976 г. под активной зоной серийных реакторов ВВЭР-440 стали устанавливать перфорированное днище для выравнивания скоростей в потоке теплоносителя на входе в активную зону. Был налажен регулярный контроль вибраций и напряжений на ВКУ.
Имел место временный отказ от нержавеющей наплавки на внутренней поверхности корпусов (у 10 корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-365). Это усложнило организацию специального водно-химического режима в 1-м контуре с целью уменьшения коррозии оборудования. Накопленный опыт эксплуатации и тенденции в мировой практике заставили вернуться к плакировке корпусов в 1976 г., что упростило водно-химический режим 1-го контура.
Первые проекты ВВЭР-440 предусматривали наличие холодного борного раствора в гидроемкостях (ГЕ) САОЗ. Дополнительный анализ показал, что для САОЗ с повышенной производительностью в случае срабатывания ГЕ САОЗ и последующего попадания холодного раствора в реактор возникает опасность снижения прочности корпуса. Для предотвращения случаев попадания холодной воды в реактор был введен подогрев раствора в ГЕ САОЗ.
На ряде корпусов сварные швы между обечайками в районе активной зоны были выполнены сварочными электродами, содержавшими примеси меди и фосфора. Исследования показали, что такие швы могут сильно сократить ресурс корпуса из-за быстрого достижения предельно допустимого значения флюенса нейтронов. В таких реакторах была осуществлена установка 36 железоводных экранов- имитаторов вместо 36 ТВС на периферии активной зоны. Это обеспечивает ресурсный срок эксплуатации корпусов, однако требует корректировки топливного цикла для реакторов с уменьшенной активной зоной.
- Стало более совершенным оборудование 1-го контура. Так, на 17 первых энергоблоках ВВЭР были установлены малоинерционные герметичные ГЦН («=1500 об/мин), выбег которых до 100 с в переходных процессах со сбросом мощности реактора при прекращении электропитания ГЦН обеспечивался с помощью генераторов собственного расхода (ГСР) или при выбеге основных турбогенераторов. На новых ВВЭР-440 и на ВВЭР-1000 установлены ГЦН с вынесенным электродвигателем и маховой массой на валу ротора ( 1000 об/мин у ВВЭР-1000), что делает более надежным охлаждение активной зоны при обесточивании ГЦН.
Изменен с нижнего на верхний доступ в коллекторы парогенераторов по 1-му контуру, что более удобно. Это позволило ликвидировать специальное подвальное помещение. При этом, однако, потребовалось усилить контроль за состоянием фланцев коллекторов по 1-му контуру, так как они оказались в среде 2-го контура. В компенсаторе давления применяется паровая подушка (на ВВЭР-210 была азотная), что позволяет гораздо удобнее и надежнее вести режимы работы КД.
Изменения коснулись и трубопроводов ГЦК. Их диаметр увеличен с Ду 500 (ВВЭР-440) до Ду 850 (ВВЭР-1000); вместо однослойных из углеродистой стали (ВВЭР-440) применяются двухслойные: внутренний слой — из нержавеющей стали, наружный — из углеродистой (ВВЭР-1000). Быстродействующие задвижки (ВВЭР-210) заменены на задвижки с электроприводом; в дальнейших проектах предусмотрен отказ от ГЗЗ.
Модернизированный энергоблок ВВЭР-1000 имеет объем ГЦК и герметичной оболочки на 20% меньше, чем в первых проектах; упрощена компоновка ГЦК и АЭС в целом, рассчитанных на сейсмичность до 9 баллов.
- Изменения в активной зоне и системе управления и защиты (СУЗ) выполнялись в направлении улучшения характеристик различных органов, деталей, материалов и повышения безопасности и надежности реакторов. Активные зоны ВВЭР-440 комплектуются ТВС, имеющими циркониевые (легированные 2,5% Nb) чехлы, обеспечивающие относительно небольшое поглощение нейтронов по сравнению с другими материалами. С целью дальнейшего улучшения нейтронно-физических характеристик реакторы ВВЭР-1000 оснащаются бесчехловыми ТВС, что снижает потери нейтронов в активной зоне и позволяет в том же объеме разместить на 12 ТВС больше. Те же цели преследовались заменой стальных дистанционирующих решеток в ТВС (12 —16 шт.), которые применялись до 1982 г., на циркониевые.
Повышение мощности реакторов без ухудшения работоспособности твэлов было обеспечено, в частности, уменьшением диаметра твэлов с 10,2 мм (ВВЭР-210) до 9,1 мм (все последующие реакторы) при увеличении числа твэлов с 90 (ВВЭР- 210) до 126 (ВВЭР-365, ВВЭР-440) и до 317 (ВВЭР-1000). Водноурановое отношение (1,67) обеспечивает отрицательный температурный коэффициент реактивности реактора в рабочем состоянии практически в течение всей длительности кампании, что сохраняет саморегулируемость реакторов ВВЭР. Внедрение борного регулирования позволило упростить механическую систему ОР СУЗ, в частности отказаться от стержней АЗ (6 шт. в ВВЭР-210), снизить число стержней СУЗ типа «ловушка» с 73 (III и IV блоки ВВЭР-400 НВАЭС) до 37 (во всех последующих реакторах этого поколения) и внедрить один тип ОР-АРК, а при переходе на кластерную систему ОР СУЗ в реакторах ВВЭР-1000 снизить число кластеров со 109 (на V блоке НВАЭС при числе ТВС в активной зоне 151) до 61 (в серийных ВВЭР-1000 при числе ТВС 163) при одновременном увеличении числа ПЭЛ в кластере с 12 до 18. Благодаря «одноэтажной» кластерной системе регулирования в ВВЭР-1000 удалось при увеличении высоты активной зоны на 110 см даже снизить высоту корпуса реактора почти на 100 см по сравнению с ВВЭР-440 при небольшом увеличении диаметра. Совершенствовались и проходят сравнительную проверку различные типы приводов ОР СУЗ — винтовые, реечные, шаговые электромагнитные.
- Реакторы ВВЭР-1000 оснащены более совершенной системой внутриреакторного контроля за распределением энерговыделения в активной зоне, в составе которой имеются 64 канала (31 на V блоке НВАЭС) нейтронных измерений (против 12 или 36 в ВВЭР-440), автономная система «Гиндукуш». Температурным контролем охвачена вся активная зона (на ВВЭР-440 только 2/3). Имеется управляющая вычислительная система на базе двух ЭВМ для обработки результатов измерений и выполнения управляющих функций. Усовершенствованы и другие системы и подсистемы контроля реактора, что обеспечивает надежный контроль и эксплуатацию реактора при минимально допустимом запасе до кризиса теплообмена на поверхности твэлов.
В новых проектах ВВЭР заложены хорошие основы для развития автоматизированной системы управления технологическими процессами АЭС (АСУ ТП АЭС).
- Постоянно совершенствовались системы обеспечения безопасности, повышалась надежность аварийной защиты, САОЗ, улучшался отвод тепла от парогенераторов, выполнено резервирование систем. Старые проекты реакторных установок ВВЭР были рассчитаны на максимальную проектную аварию с разрывом трубопровода Ду 100 с односторонним истечением теплоносителя. В проектах последних лет МПА — это разрыв трубопровода ГЦК Ду 500 или Ду 850, совпавший по времени с полным обесточиванием АЭС.
Следует учесть еще, что реакторные установки оснащены антисейсмической защитой. Согласно «Общим положениям безопасности (ОПБ-82)» проектами предусматривается комплекс из четырех систем обеспечения безопасности ВВЭР: управляющей, защитной, локализующей, обеспечивающей. Аварийное охлаждение активной зоны организовано с помощью ГЕ САОЗ (пассивная часть) и насосов высокого и низкого давления (активная часть). Проектами исключается рост температуры циркониевой оболочки твэлов выше 1200 °С, что могло бы привести к началу сильной экзоэнергетической реакции (Zr+Н2О). В старых проектах ВВЭР-440 локализация и герметизация помещений осуществлена путем применения боксовой системы размещения оборудования с доступом персонала в реакторный зал при работе блока на мощности. Проектами в настоящее время предусмотрена герметичная оболочка для реакторного отделения с запретом доступа персонала под оболочку при работе реактора на мощности. В случае необходимости реакторное отделение целиком герметизируется от внешнего мира по всем выходящим из-под оболочки трубопроводам с помощью пневматических быстродействующих запорных отсечных клапанов (БЗОК), расположенных по 3 шт. последовательно и подключенных индивидуально к трем независимым системам подачи воздуха высокого давления. Новые проекты реакторных установок ВВЭР учитывают международные требования по безопасности АЭС, предусматривают 3 независимых комплекса систем обеспечения безопасности, продублированных и размещенных в отдельных помещениях, имеющих раздельное электроснабжение.
В качестве возможностей дальнейшего совершенствования реакторных установок ВВЭР можно назвать следующие:
- создание более мощного, совершенного и экономичного оборудования, в частности освоение новых ГЦН с лучшими массовыми характеристиками; разработку новых, более компактных и удобных в обслуживании схем размещения оборудования на АЭС;
- снижение количества стали в реакторе; поиск новых перспективных конструкционных материалов;
- оптимизация теплотехнических схем, в первую очередь повышение параметров пара, разработку вариантов вертикального парогенератора с естественной циркуляцией и прямоточных;
- сооружение маневренных АЭС с ВВЭР, обеспечивающих увеличенную скорость изменения нагрузки 1—4% ΝΗ0Μ в минуту, участие в регулировании переменного графика нагрузки энергосистемы (отключение на 5 — 8 ч ежедневно и на 24 — 48 ч в конце недели), сохранение работоспособности энергоблока при кратковременных снижениях частоты тока в сети до 46 Гц; разработку для маневренных ВВЭР специальных твэлов, выдерживающих длительные циклические нагрузки; проектирование реакторной установки для маневренных АЭС с меньшими удельными тепловыми нагрузками, но с более высокими параметрами пара;
- разработку АЭС для влажного тропического климата; рассмотрение возможностей использования морской воды для охлаждения вспомогательного оборудования;
- оптимизацию топливного цикла, в частности освоение глубины выгорания топлива до 40 — 50 МВтсут/кг U, выбор рациональной схемы перестановок TBС и перегрузки топлива, удлинение срока эксплуатации ТВС в реакторе до 5 лет, разработку твэлов с более плотным или металлическим топливом; поисковые работы по использованию тория в ВВЭР;
- дальнейшее развитие СВРК; внедрение оперативных систем контроля за состоянием оборудования и металла ГЦН; отработку методов «шумовой» диагностики для обнаружения нарушений в режимах работы реактора, в частности кипения теплоносителя в активной зоне; разработку научных основ и аппаратурных средств для обнаружения дефектов в материалах и оборудовании ГЦК методом «акустической эмиссии»;
- повышение надежности и отказоустойчивости систем обеспечения безопасности;
- перевод энергоблока в режим полной автоматизации на основе прогрессивных АСУ ТП АЭС;
- расширение сферы применения ВВЭР в энергетике.
На 01.01.86 суммарная длительность эксплуатации АЭС с ВВЭР составила около 250 реакторо-лет. Весь опыт эксплуатации за этот достаточно большой период показал надежность и высокие технико-экономические показатели работы АЭС с такими реакторами. Атомные электростанции выиграли соревнование с тепловыми электростанциями, расположенными в тех же регионах, по экологической чистоте и производству более дешевой электроэнергии: на АЭС себестоимость вырабатываемой электроэнергии заметно ниже, чем на ТЭС.
