Рост объема научных исследований на реакторе ВВР-М ставил перед реакторщиками задачу повышения производительности реактора, т.е. увеличения потока нейтронов в экспериментальных каналах. Созданные в конце 50-х годов отечественные ТВС, состоящие из трубных бесшовных твэлов (ТВС типа ВВР-М с топливной композицией в виде металлокерамики Al+UO₂ и, начиная с 1963 г., ТВС типа ВВР-М2 с композицией в виде сплава Al+U) имели значительный теплофизический запас, что позволило уже в первые годы работы реактора систематически повышать его мощность. К 1966 году стационарная мощность реактора была поднята до 16 МВт. Имел место даже кратковременный выход на мощность 18 МВт. Начатые в начале 70-х годов теплогидравлические исследования, в результате которых были измерены гидравлические характеристики твэлов, распределение потоков воды в элементах активной зоны [c1], температуры оболочки твэлов в наиболее теплонапряженных местах активной зоны, предельно-допустимые плотности теплового потока [c2] позволили сделать вывод, что возможности дальнейшего повышения удельной мощности реактора при использовании ТВС типа ВВР-М2 уже исчерпаны. Максимальная температура оболочки твэлов уже достигла температуры насыщения и, хотя запас до критической тепловой нагрузки был еще достаточно велик (>2.5) [c3], дальнейшее повышение удельной тепловой мощности, а, следовательно, и плотности потока нейтронов, было уже сопряжено с появлением пристеночного кипения на поверхности твэлов. Специальными экспериментами [c4] было показано, что коррозионная стойкость материала оболочек твэлов (сплав САВ-1) в специфических условиях пристеночного кипения еще достаточно высока для весьма ограниченного срока работы твэла в таком режиме, тем не менее, появление паровой фазы в активной зоне могло оказывать нежелательное влияние на регулирование реактора. Поэтому были исследованы возможности повышения удельной тепловой мощности путем изменения конструкции твэлов.

    Для условий реактора ВВР-М были определены оптимальные сочетания толщины твэлов и зазора между ними для различного числа твэлов в сборке при сохранении размеров элементарной ячейки, т.е. без изменения конструкции решеток и бериллиевого отражателя [c5]. Выбор был остановлен на 6-элементной сборке с толщиной твэлов 1.25 мм и зазором 1.5 мм (ТВС типа ВВР-М3). Центральный твэл этой сборки из технологических соображений был выполнен в виде стержня. Новый тип твэлов обеспечивал увеличение удельной теплопередающей поверхности в 1.8 раза, что при некотором ухудшении условий теплоотдачи давало выигрыш в удельной тепловой мощности в 1.5 раза при сохранении прежних ограничений на температуру оболочки твэлов. Такая конструкция ТВС позволяла осуществить постепенный переход на новые ТВС, т.к. допускала одновременную эксплуатацию в активной зоне старых и новых сборок.

    Дальнейшее совершенствование сборок шло по двум направлениям. Во-первых, было существенно уменьшено гидравлическое сопротивление и улучшена равномерность охлаждения твэлов за счет изменения конструкции концевых деталей. Во-вторых, была увеличена загрузка топлива почти в 2 раза, что уменьшало топливную составляющую эксплуатационных затрат и повышало коэффициент размножения в активной зоне.

    Первые ТВС усовершенствованной конструкции (ТВС типа ВВР-М5, рис.1) были загружены в реактор в октябре 1978 г.. По мере выгорания активная зона догружалась этими же сборками, и к лету 1980 г. реактор был переведен на них полностью.

    До перехода на новые ТВС реактор работал обычно на мощности <16 МВт из-за теплотехнических ограничений на ТВС типа ВВР-М2. При переходе на ТВС типа ВВР-М5 мощность реактора была повышена до 18 МВт, несмотря на уменьшение числа ТВС в активной зоне с ~200 до ~130. Увеличение полной и удельной мощности реактора сопровождалось ростом нейтронного потока в экспериментальных каналах. Кроме того, в освободившиеся ячейки активной зоны были помещены дополнительные экспериментальные устройства.

    Если на твэлах ВВР-М2 из 271 ячейки активной зоны на экспериментальные устройства выделялось 60 - 65 ячеек, то на твэлах ВВР-М5 реально используется 110 - 130 ячеек. Практически почти каждая вторая ячейка активной зоны загружена экспериментальным устройством. На рис. 2 и рис. 3 показаны картограммы типовых загрузок активной зоны твэлами ВВР-М2 (картограмма No.402, 1971 год) и твэлами ВВР-М5 ( картограмма No.739, 1989 год). Из-за меньшего годового расхода твэлов снизилась топливная составляющая затрат реактора в 1.4 раза по сравнению с твэлами ВВР-М3 даже в том случае, когда избыточная реактивность тратилась в основном на увеличение числа экспериментальных устройств в активной зоне [6].

    Несмотря на уменьшение толщины плакирующего слоя и увеличение концентрации осколков деления в сердечнике твэлов, времени их пребывания в реакторе и удельной энергонапряженности, дозиметрическая обстановка на реакторе практически не изменилась.

    Переход на тонкую оболочку несколько увеличил выход осколков деления в воду первого контура. Активность ^85mKr возросла с (1 - 2)·10^-6 до (3 - 6)·10^-6 Ku/л. Тем не менее, мощности дозы в насосной, активность воздуха в технологических помещениях и другие параметры, характеризующие условия работы в здании реактора, не изменились. Например, активность воздуха над баком реактора как была на уровне(0.2 - 7)·10^-7 Ки/л, так и осталась (0.5 - 3.2)·10^-6 Ки/л в 1980 -1981 гг. Объясняется это обстоятельство очень просто - осколочные продукты не определяют условия работы на реакторе, их вклад сам по себе мал.

    Аналогична ситуация и с выбросом радиоактивных газов в атмосферу, он сохраняется с 1972 года на примерно постоянном уровне 0.12 Ки/(МВт· час) и определяется активационным изотопом аргон-41.

    В процессе перехода на ТВС ВВР-М5 были выполнены их всесторонние испытания вплоть до работы при форсированных удельных нагрузках до 900 КВт/л, что является рекордным для твэлов исследовательских реакторов бассейнового типа [7].

    В таблице 1 приведены условия эксплуатации твэлов ВВР-М2 и ВВР-М5 в реакторе ВВР-М.

    В таблице 2 представлены геометрические параметры твэлов ВВР-М2 и ВВР-М5, а также твэлов реакторов HFIR и MTR.

    Температурные измерения в активной зоне реактора с помощью ТВС ВВР-М5, оснащенной миниатюрными термопарными датчиками, а также измерения зазоров вблизи наружного твэла, выполненные в 116 точках активной зоны, позволили установить, что номинальная величина зазора в некоторых местах вблизи таких устройств, как бериллиевый отражатель, ампулы, штанги, каналы СУЗ, не гарантирована. Это обстоятельство связано в первую очередь с изменением центровки или изменением размеров самих устройств, длительное время находящихся в эксплуатации. Ухудшение теплоотвода со стороны меньшего зазора провоцирует термический прогиб наружного твэла в сторону горячей грани, что может привести к повышению температуры твэла. Учет этого обстоятельства потребовал бы снижения допустимой мощности реактора, т.е. ухудшения экономических показателей реактора. Эта проблема была решена путем оребрения наружных твэлов ТВС ВВР-М5 встречными ребрами высотой 0.5 мм и шириной 1.5 мм , рис.4, [8]. Постановка таких твэлов вблизи экспериментальных устройств позволяет сохранить минимальный зазор, что устраняет опасность местного перегрева твэлов. Реакторные испытания 60 сборок позволили сделать заключение о том, что работоспособность оребренной сборки (ТВС ВВР-М7) до выгорания 40% топлива практически не отличается от неоребренного прототипа, и принять их для серийного выпуска в качестве штатных ТВС реактора ВВР-М.

    Таковы основные моменты исследования и модернизации твэлов реактора ВВР-М, которые не только обеспечили более чем тридцатилетнюю работу реактора на мощности, в полтора раза превышающей проектную, но и дали возможность постановки на нем уникальных экспериментов с расположением экспериментальных устройств непосредственно в активной зоне реактора.

    Следует также отметить, что каждый этап модернизации твэлов был связан с преодолением целого ряда технологических трудностей. Главная из них заключалась в освоении технологии изготовления тонкостенных твэлов с малой толщиной плакирующей оболочки. Следующий этап заключался в замене сплавной топливной матрицы на металлокерамическую без изменения размеров твэлов (ТВС типа ВВР-М6). И, наконец, последний этап - формирование сравнительно толстого ребра на тонкой оболочке твэла. Все эти трудности были успешно преодолены заводом-изготовителем.

    Серийному выпуску каждого типа твэлов предшествовали длительные реакторные и петлевые испытания с подробным исследованием герметичности сборки в зависимости от выгорания, которые проводились на реакторе ВВР-М.

    В результате этой работы была создана сборка твэлов с теплотехническими качествами на уровне лучших зарубежных сборок, которая имела одно существенное преимущество - позволяла оперативно менять конфигурацию активной зоны, создавая возможность размещения в ней различных экспериментальных устройств. По удельной поверхности теплосъема сборка ВВР-М5(М7) превосходит сборку реактора MTR, специально созданную с учетом возможностей размещения в этом реакторе экспериментальных каналов. К достоинствам новой сборки следует отнести также и то ее качество, что она обеспечивает высокие удельные тепловые параметры при малом статическом давлении. Глубина бассейна реактора ВВР-М всего лишь 3.5 м, что существенно расширяет возможности экспериментов по сравнению с другими бассейновыми реакторами, где глубина > 7 м.

    Создание новых твэлов следует рассматривать как одну из самых значительных работ коллектива Отдела физики и техники реакторов, как работу, которая во многом предопределила возможности и успехи физических исследований, выполненных на реакторе ВВР-М.

1. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Пикулик Р.Г., Шишкина Ж.А. Гидравлика активной зоны реактора ВВР-М. Атомная энергия, 39, вып. 5, ноябрь 1975 г., с.320-323.
2. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Сясин А.Н., Шишкина Ж.А. Определение предельной плотности теплового потока для ТВС реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-285, Л., 1976. 17 с.
3. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Шишкина Ж.А. К определению критических тепловых нагрузок и коэффициентов запаса до кризиса в исследовательских реакторах бассейнового типа.Атомная энергия, 61, вып.1, июль 1986 г., с. 41-42.
4. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Пикулик Р.Г. Коррозия твэла ВВР-М в условиях пристеночного кипения. Атомная энергия, 38, вып. 2, февраль 1975 г.,с. 98-100.
5. Верховых П.М., Звездкин В.С., Кирсанов Г.А., Колосов К.А., Коноплев К.А., Сайков Ю.П. К проекту реконструкции активной зоны реактора ВВР-М. Атомная энергия, 41, вып. 3, сентябрь 1976 г., с. 201-203.
6. Ерыкалов А.Н., Звездкин В.С., Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Львов В.С., Петров Ю.В., Рузманов А.П. Тонкостенные твэлы ВВР-М5 для исследовательских реакторов. Атомная энергия, 60, вып. 2, февраль 1986 г., с. 103-106.
7. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Финдайзен А., Шишкина Ж.А. Сравнение теплотехнических возможностей ТВС для реактора ВВР-М. Атомная энергия, 67, вып. 2, август 1989 г., с. 97-100.
8. Захаров А.С., Звездкин В.С., Коноплев К.А., Кирсанов Г.А., Пикулик Р.Г., Орлов С.П., Львов В.С., Сайков Ю.П. ТВС реактора ВВР-М с оребренным наружным твэлом. Атомная энергия, 74, вып. 1, 1993.

---