Первое международное сообщение об отечественных физических исследованиях уран-водных решеток ВВЭР было сделано в 1958 году академиком И. В. Курчатовым в Харуэлле (Англия)».
Доклад Курчатова стал событием в истории развития ядерной энергетики. Вспомним обстановку того времени. Со страниц зарубежной массовой печати еще не исчезли легенды о том, что Советский Союз-де воспользовался англо-американскими ядерными секретами (хотя сами западные физики и опровергали это). Не прекратил потока лживых измышлений даже тот факт, что в нашей стране раньше, чем в США, создали и испытали транспортируемую термоядерную бомбу.
Курчатов прибыл в Англию в составе советской правительственной делегации. На его доклад «Некоторые вопросы развития атомной энергетики в СССР» английские физики ехали с интересом и опаской: хотели узнать, чем заняты советские ядерщики, но опасались, что Курчатов попытается выведать их научные секреты. Все опасения быстро развеялись. Оказалось, что советскому гостю нечего у них выведывать: в разработке энергетических реакторов СССР идет впереди Англии. Советский академик сам делился с аудиторией своими секретами — рассказывал о водо-водяных реакторах, к промышленному внедрению которых в Англии еще и не приступали, о проведенных для их создания экспериментах, советовал, как преодолеть возникающие в работе трудности, намечал пути совершенствования ядерных установок.
Сообщение Курчатова, явно свидетельствующее о первенстве Советского Союза в энергетическом реакторостроении, вызвало у собравшихся в Харуэлле, ядерном центре Англии, едва ли не ошеломление. Его доклад разорвал завесу секретности, тормозящую мирное использование ядерной энергии. С того дня и западные физики стали публиковать свои исследования по ядерной энергетике — надо ведь доказать, что разрыв в урони освоения энергии ядра хоть и существует, но непрерывно сокращается.
Что же представляет собой водо-водяной реактор?
Приведем описание одного из реакторов этого типа — ВВЭР-440 для АЭС мощностью четыреста сорок электрических мегаватт из книги председателя Государственного комитета по использованию атомной энергии в СССР А. М. Петросьянца «От научного поиска к атомной промышленности»:
«Реактор ВВЭР-440 представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд со сферической крышкой.
Сварной, из цельнокованых обечаек, с эллиптическим днищем, корпус реактора выполнен из высокопрочной низколегированной углеродистой стали без внутренней антикоррозийной наплавки.
Реактор установлен в бетонной шахте. Опорой реактора служит кольцевой бак, наполненный водой для защиты бетона от излучения.
…Следует иметь в виду, что существенная часть программы развития атомной энергетики в Советском Союзе базируется на использовании водо-водяных реакторов. Исключительно высокие замедляющие свойства воды приводят к тому, что реакторы с замедлителем — обычной обессоленной водой — обладают большой компактностью, при которой может быть достигнута высокая удельная мощность. Вода как теплоноситель позволяет сделать компактным и контур охлаждения. Все это приводит к снижению стоимости сооружения атомной электростанции».
Таким образом, водо-водяной реактор — в отличие от уран-графитового — заключен в металлический корпус. Внутри корпуса смонтирована активная зона — набор кассет с ядерным горючим (прессованная спеченная двуокись урана в стальных трубках), зона ввода и вывода теплоносителя (воды), приводы систем управления и защиты и все необходимые вспомогательные устройства. Общая высота корпуса реактора для АЭС электрической мощностью в миллион киловатт — свыше двадцати метров, максимальная ширина — пять метров, вес в сборе — восемьсот тридцать три тонны. Использование воды в качестве замедлителя нейтронов позволяет сделать активную зону реактора более компактной.
Вторая особенность водо-водяных реакторов — необычайно высокая удельная мощность на тонну урана при сравнительно небольшой загрузке топлива.
И, наконец, третья существенная особенность водо-водяных реакторов — они допускают стандартизацию производства. Их можно запустить в в серию. Можно изготовлять детали в одном месте, а монтировать в другом.
Мы уже говорили, что с применением обогащенного урана открылись новые пути совершенствования ядерных установок. Один из таких путей — переход к реакторам на быстрых нейтронах. Если шаг от уран-графитовых водо-водяным реакторам означал замену одного замедлителя нейтронов другим — графита обыкновенной водой, — то следующим серьезным шагом был полный отказ от замедлителя.