Водо-водяной реактор с водой под давлением

Водо-водяной реактор с водой под давлением (ВВЭР) — это тип ядерного реактора на тепловых нейтронах, в котором замедлителем и теплоносителем первого контура является обычная (лёгкая) вода, находящаяся под высоким давлением, предотвращающим её кипение в активной зоне. ВВЭР является наиболее распространённым в мире типом энергетических ядерных реакторов, составляя основу атомной энергетики России и ряда зарубежных стран. Относится к классу реакторов PWR (Pressurized Water Reactor).

История

Разработка водо-водяных реакторов с водой под давлением началась в середине XX века одновременно в нескольких странах. В СССР первые проекты ВВЭР были инициироваты в 1950-х годах под руководством академика Н. А. Доллежаля в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники (НИКИЭТ). Первый в мире реактор такого типа — ВВЭР-1 мощностью 70 МВт (электрических) — был запущен в 1964 году на Нововоронежской АЭС. Этот реактор стал прототипом для серийных энергоблоков.

В 1970-х годах началось строительство реакторов ВВЭР-440 (электрическая мощность 440 МВт), которые устанавливались на АЭС в СССР и странах Восточной Европы (например, Кольская АЭС, АЭС «Ровно»). В 1980-х годах была разработана серия ВВЭР-1000 (1000 МВт), ставшая основой для крупных АЭС, таких как Балаковская, Калининская, Запорожская (Украина) и АЭС «Темелин» (Чехия). После аварии на Чернобыльской АЭС (1986) были усилены требования к безопасности, что привело к созданию модернизированных проектов ВВЭР-1000 (проекты В-320, В-428) и последующих поколений.

В XXI веке развитие ВВЭР продолжилось в рамках проекта «АЭС-2006» с реактором ВВЭР-1200 (электрическая мощность до 1200 МВт). Первые блоки с ВВЭР-1200 были введены в эксплуатацию на Нововоронежской АЭС-2 (2016) и Ленинградской АЭС-2 (2018). В настоящее время ВВЭР-1200 является флагманским продуктом российской атомной отрасли, экспортируемым в Турцию (АЭС «Аккую»), Египет (АЭС «Эль-Дабаа»), Беларусь (Белорусская АЭС) и другие страны.

Устройство и принцип действия

Активная зона

Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС), каждая из которых содержит пучок циркониевых трубок с таблетками диоксида урана (UO₂). Обогащение урана по изотопу ²³⁵U составляет от 3,5% до 4,8% (для ВВЭР-1000) и до 5% для ВВЭР-1200. ТВС размещаются в корпусе реактора — толстостенном цилиндрическом сосуде из низколегированной стали, рассчитанном на высокое давление (около 15–16 МПа).

Теплоноситель и замедлитель

Теплоносителем первого контура служит лёгкая вода, циркулирующая через активную зону. Давление в первом контуре поддерживается на уровне 15,5–16,2 МПа с помощью компенсатора давления, что обеспечивает температуру воды на выходе из активной зоны около 320–330 °C без её кипения. Вода одновременно выполняет функцию замедлителя нейтронов, снижая их энергию до теплового уровня, необходимого для поддержания цепной реакции деления урана.

Контуры

ВВЭР является двухконтурной установкой:

• Первый контур (радиоактивный): вода под давлением циркулирует через активную зону, нагревается и поступает в парогенератор, где отдаёт тепло воде второго контура.
• Второй контур (нерадиоактивный): вода второго контура превращается в пар, который вращает паровую турбину, соединённую с электрогенератором. После конденсации в конденсаторе вода возвращается в парогенератор.

Такая схема исключает попадание радиоактивных веществ из первого контура в паротурбинную установку.

Системы управления и защиты

Реактивность ВВЭР регулируется с помощью стержней управления и защиты (СУЗ), содержащих карбид бора (B₄C) или другие поглотители нейтронов. Для компенсации выгорания топлива и изменения реактивности используется также борная кислота (H₃BO₃), растворённая в теплоносителе первого контура.

Основные характеристики

Модификации и поколения

ВВЭР-440

Реакторы этого типа (проекты В-230, В-213, В-179) строились в 1970–1980-х годах. Отличаются меньшей мощностью и упрощёнными системами безопасности. Устанавливались на АЭС в России (Кольская, Армянская), Украине, Финляндии (Ловииса), Чехии (Дукованы) и других странах.

ВВЭР-1000

Наиболее массовая серия (проекты В-320, В-428, В-412). Включает усовершенствованные системы аварийного охлаждения активной зоны, герметичную защитную оболочку (контейнмент) и ловушку расплава. Эксплуатируются на многих АЭС в России, Украине, Болгарии, Индии, Китае.

ВВЭР-1200 (поколение III+)

Современная модификация, разработанная в рамках проекта «АЭС-2006». Отличается:

• Повышенной мощностью (1200 МВт электрических).
• Двойной защитной оболочкой (наружная — из железобетона, внутренняя — из предварительно напряжённого бетона).
• Пассивными системами безопасности: система пассивного отвода тепла от парогенераторов, гидроёмкости для аварийного впрыска воды.
• Ловушкой расплава под корпусом реактора для удержания кориума в случае гипотетической аварии.
• Увеличенным сроком службы (60 лет) и повышенной устойчивостью к внешним воздействиям (землетрясения, ураганы, падение самолёта).

Перспективные проекты

В стадии разработки находятся проекты ВВЭР-1300 (повышенная мощность) и ВВЭР-ТОИ (Типовой оптимизированный информатизированный реактор) с улучшенными экономическими показателями и системами безопасности.

Применение

Атомные электростанции

Основное назначение ВВЭР — производство электроэнергии на АЭС. В России реакторы этого типа установлены на Нововоронежской, Кольской, Калининской, Балаковской, Ленинградской (блоки №5–6 с ВВЭР-1200), Ростовской и других АЭС. За рубежом ВВЭР эксплуатируются в Украине, Финляндии, Чехии, Словакии, Болгарии, Венгрии, Индии, Китае, Иране, Турции, Беларуси, Египте.

Когенерация и теплофикация

На некоторых АЭС с ВВЭР (например, Кольская АЭС) осуществляется отпуск тепла для отопления близлежащих городов и промышленных предприятий. Однако из-за относительно низкой температуры теплоносителя второго контура (около 250–280 °C) прямое теплоснабжение ограничено.

Исследовательские и опытно-промышленные установки

Существуют прототипы ВВЭР малой мощности (например, ВВЭР-15 на АЭС «Билибино»), используемые в удалённых регионах. В настоящее время разрабатываются проекты плавучих АЭС (ПАТЭС) с реакторами типа РИТМ-200, конструктивно близкими к ВВЭР.

Безопасность и аварии

Системы безопасности

Современные ВВЭР (поколения III+) оснащены многоуровневыми системами безопасности:

• Активные системы: насосы, дизель-генераторы, системы аварийного впрыска.
• Пассивные системы: гидроёмкости, конденсаторы, естественная циркуляция воздуха.
• Физическая защита: двойная гермооболочка, ловушка расплава, система фильтрации радиоактивных выбросов.

Известные инциденты

• 1978 год — авария на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) с реактором PWR (аналог ВВЭР) привела к частичному расплавлению активной зоны, но без выброса радиоактивности за пределы станции.
• 1986 год — авария на Чернобыльской АЭС (реактор РБМК, не ВВЭР) не имеет отношения к данному типу, но повлияла на ужесточение требований к безопасности всех реакторов.
• 2011 год — авария на АЭС «Фукусима-1» (Япония, реакторы BWR, не ВВЭР) продемонстрировала важность пассивных систем безопасности, которые были внедрены в ВВЭР-1200.

В России и за рубежом не зафиксировано аварий с разрушением активной зоны на ВВЭР. Исключением является инцидент на АЭС «Ловииса» (Финляндия) в 1991 году, когда из-за отказа клапана произошёл выброс радиоактивного пара, но без последствий для персонала и населения.

Критика и перспективы

Преимущества

• Высокая надёжность и отработанность технологии (более 60 лет эксплуатации).
• Низкая вероятность аварии с расплавлением топлива (менее 10⁻⁶ на реакторо-год для ВВЭР-1200).
• Возможность работы в маневренном режиме (изменение мощности в диапазоне 50–100%).
• Относительно низкая стоимость строительства по сравнению с западными аналогами.

Недостатки

• Необходимость использования обогащённого урана (до 5% по ²³⁵U).
• Образование радиоактивных отходов (отработавшее ядерное топливо, которое требует переработки или захоронения).
• Ограниченный ресурс корпуса реактора из-за радиационного охрупчивания (до 40–60 лет).
• Зависимость от поставок свежего топлива и утилизации отработавшего.

Перспективы

Развитие ВВЭР связано с увеличением единичной мощности (до 1300–1500 МВт), внедрением замкнутого ядерного топливного цикла (рециклинг плутония и урана) и использованием ториевого топлива. Ведутся работы по созданию реакторов ВВЭР-С (с водяным замедлителем и теплоносителем, но с пониженным давлением) и малых модульных реакторов (ММР) на базе ВВЭР, пригодных для удалённых регионов и промышленных предприятий.

Источники

• «Атомная энергия: история, состояние, перспективы» (сборник статей, 2018).
• «Реакторы ВВЭР: конструкция, характеристики, эксплуатация» (учебное пособие, МИФИ, 2015).
• «Ядерные реакторы: типы, устройство, безопасность» (издание Росатома, 2020).
• «ВВЭР-1200: проект поколения III+» (технический отчёт АО «Атомэнергопроект», 2016).
• «Pressurized Water Reactors: Design and Operation» (IAEA, 2019).