Впервые задача создания нового серийного блока повышенной мощности была поставлена на организационно-деятельностном семинаре в подмосковном Колонтаево в декабре 2005 года. На семинаре прозвучала цель разработки референтного энергоблока на базе реактора ВВЭР-1000 электрической мощностью свыше 1000 МВт и повышенными характеристиками безопасности, способного составить конкуренцию зарубежным образцам.

Особую актуальность этот проект приобрел в связи с принятием Энергетической стратегии России, которая предусматривала опережающий рост выработки электроэнергии на атомных электростанциях. Новый проект получил название «АЭС-2006».

В качестве обязательного условия разрабатываемой установки была принята жесткая стандартизация энергоблока, обеспечивающая единые методики строительства и организации монтажа. Предполагалось, что проект «АЭС-2006» станет основой проектов конкретных атомных станций в широком диапазоне климатических и географических условий без изменения основных концептуальных, конструктивных и компоновочных решений.

Для достижения требуемых конкурентных преимуществ за основу проекта «АЭС-2006» была принята реакторная установка тепловой мощностью 3200 МВт и электрической мощностью 1200 МВт и сроком службы 60 лет, получившая название ВВЭР-1200. Увеличение мощности реакторной установки предполагалось достигнуть стандартным путем: повышением давления и температуры первого контура, энергонапряженности твэлов и увеличением потока воды через активную зону. При этом увеличение температуры теплоносителя на выходе из активной зоны всего на 8 °С давало 10 % прибавку в давлении пара на турбине, 20 % увеличение мощности реактора и рост кпд с 33 до 35 %.

Научным руководителем проекта стал РНЦ «Курчатовский институт»; разработчиком – ОКБ «Гидропресс». Согласно принятому эволюционному подходу при разработке технического проекта реакторной установки максимально использовались результаты проектирования, расчетного, экспериментального обоснования ранее разработанных проектов, а также опыт эксплуатации ВВЭР–1000. За основу нового реактора был принят проект В-392 с учетом инноваций, использованных в проектах, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Куданкулам», Индия (реактор В-412), АЭС «Тяньвань», Китай (реактор В-428) и АЭС «Бушер», Иран (реактор В-446). В ОКБ «Гидропресс» новый проект получил индекс В-392М.

В проекте ВВЭР-1200 используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка, конструкция которой включает в себя четыре петли охлаждения с горизонтальным парогенератором и главным циркуляционным насосом. Разработчики постарались улучшить каждый параметр реактора, а также внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения – контайнмента. Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях предотвращения различных аварий, так и для обеспечения повышенного срока службы.

В проекте ВВЭР-1200 на основе опыта действующих АЭС в Индии и Китае применен целый ряд новых, в основном пассивных систем безопасности. Так, для локализации продуктов аварии используется две, а не одна, защитные оболочки с внутренним вентилируемым пространством. При этом внешняя оболочка защищает ядерную установку от воздействий вовне как природного характера – смерч, землетрясение, ударная волна, так и антропогенного – падение самолета и др., а внутренняя – обеспечивает герметичность объема и воспринимает внутренние аварийные нагрузки. Внутренний диаметр контайнмента равен 44 м, высота – почти 60 м.

Аварийное управление реактором обеспечивается 121 кластером СУЗ, что гарантирует останов и расхолаживание реактора до температуры ниже 100 °С без дополнительного ввода борной кислоты.

Системы пассивного охлаждения обеспечивают неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки при авариях с полной потерей энергопитания. В установке также предусмотрена двухступенчатая пассивная система гидроемкостей САОЗ, которая обеспечивает аварийное заполнение активной зоны без ввода в действие активных систем аварийной подпитки и отвод остаточных тепловыделений минимум в течение суток. САОЗ представляет собой емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

В проекте «АЭС-2006» с реактором ВВЭР-1200 предусмотрена установка ловушки расплава, необходимая при запроектных авариях, приводящих к расплавлению ядерного топлива.

Корпус реактора В-392М по сравнению с серийной реакторной установкой увеличен в диаметре на 100 мм, а его длина – на 300 мм. Повысились требования и к металлу корпуса, в частности, ограничено содержания никеля в основном металле и металле швов сварных соединений, а образцы-свидетели размещены непосредственно на стенке корпуса.

Температура теплоносителя на входе и выходе из активной зоны составила 298,2 °С и 328,6 °С соответственно. Давление теплоносителя в активной зоне – 16,2 МПа.

В активной зоне реактора В-392М устанавливается 163 ТВС, каждая из которых содержит 312 твэлов с топливными таблетками из двуокиси урана максимального обогащения 4,95 %. Общая масса урана в ТВС – 546 кг. Активная длина твэла составляет 3,73 м. Проектная глубина выгорания топлива составляет 55,5 МВт*сут./кг урана, предельная – 70 МВт*сут./кг урана.

Подвергся модернизации и парогенератор, в котором благодаря увеличению внутреннего диаметра корпуса с 4,0 до 4,2 м применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке, что дало возможность улучшить циркуляцию в трубном пучке и создать условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей. Это также облегчило доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания.

Стремление повысить безопасность и эффективность работы энергоблока существенно повысило его сложность. Так, количество технологических систем в энергоблоке с реактором В-392М по сравнению с энергоблоком с реактором В-320 выросло с 247 до 482, число технологических защит, блокировок и сигнализаций – с 3686 до 11140, а количество испытаний на всех этапах ввода в эксплуатацию – с 1638 до 2231.

Для охлаждения теплоносителя проектом предусмотрено строительство градирни проектной высотой 172,5 м, которая в дальнейшем стала самым высоким сооружением подобного типа в России. При разработке проекта градирен для АЭС проектировщики учитывали множество факторов, в том числе геологические и метеорологические условия площадки строительства. Ведь именно от температуры и влажности окружающего воздуха во многом зависят параметры градирни.

Строительство первого энергоблока проекта «АЭС-2006» с реактором ВВЭР-1200 было решено вести на Нововоронежской площадке, рядом с Нововоронежской АЭС. Сначала энергоблок имел статус энергоблока № 1 НВАЭС-2, а после принятия его в промышленную эксплуатацию был присоединен к Нововоронежской АЭС и стал её шестым энергоблоком.

Генподрядчиком для выполнения комплекса работ по сооружению станции НВАЭС-2 стал московский «Атомэнергопроект».

Строительство энергоблока велось крупноблочным методом. Так, при сборке купольной части внутренней защитной оболочки нижняя часть купола сначала была собрана на площадке, а затем краном перемещена на установочное место.

Корпус реактора из-за своих габаритов впервые был доставлен на промплощадку не железнодорожным транспортом, а водным путем, преодолев 3800 км по Неве, Ладожскому и Онежскому озёрам, Волго-Балтийскому каналу, Волге, Волго-Донскому каналу и Дону.

24 июня 2008 года был залит первый бетон в фундаментную плиту здания реакторного отделения первого энергоблока. 7 сентября 2012 года реактор В-392М был установлен на штатное место. 24 марта 2016 года началась загрузка топлива в активную зону реактора, что ознаменовало собой начало работ по физическому пуску реактора.

На этапе физпуска для обеспечения дополнительной безопасности активная зона реактора была частично загружена имитаторами ТВС, смонтирована вся аппаратура контроля нейтронного потока. При этом на первом этапе загрузки свежее топливо составляло около трети всех загруженных кассет, остальное – имитаторы ТВС. Далее топливо загружалось поочередно вместо имитаторов ТВС в оставшееся ячейки в соответствии с рабочим графиком. Такая схема загрузки топлива кардинально отличалась её от тех, что осуществлялись на головных блоках ранее.

20 мая 2016 года в 16 час 11 мин. реактор ВВЭР-1200 вышел на минимально контролируемый уровень мощности, а 20 июня 2016 года энергоблок № 1 НВАЭС-2 выдал первый ток в энергосистему.

Испытания энергоблока успешно завершились 23 февраля 2017 года 15-суточным комплексным опробованием на 100 % уровне мощности, в ходе которого энергоблок подтвердил способность стабильно нести нагрузку в соответствии с проектными параметрами. 27 февраля энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 сдан в промышленную эксплуатацию.

Реактор ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований. Технические решения, использованные при проектировании и строительстве реактора ВВЭР-1200 проекта В-392М – такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочечного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют отнести его к реакторной установке поколения 3+, причем первой в мире.

Почти параллельно со строительством энергоблока № 1 НВАЭС с реактором В-392М шло сооружение энергоблока № 1 Ленинградской АЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 индекса В-491, проектировщиком которого стал АО «Атомпроект» (Санкт-Петербург). Реактор В-491 также относился к проекту «АЭС-2006». Друг от друга реакторные установки В-392М и В-491 отличались в основном структурой построения применяемых систем безопасности. В частности, во втором варианте используется полностью четырехканальное построение, тогда как в первом – комбинация двухканальных и четырехканальных систем безопасности. Кроме того, в системе пассивного отвода тепла от парогенератора (СПОТ ПГ) проектом В-491 предусмотрено водяное охлаждение, а В-392М – воздушное. Существенное отличие между проектами заключается также в градирнях, предназначенных для охлаждения теплоносителя. Если на нововоронежской площадке построена одна градирня высотой 172,5 м, то на площадке Ленинградской АЭС-2 их две, каждая высотой 150 м. При этом оба проекта реакторной установки обладают достаточно высокой степенью унификации конструкций, входящих в их состав оборудования и трубопроводов, а также основных технических решений по проектным основам и характеристикам систем и оборудования.

Строительство Ленинградской АЭС-2 началось в октябре 2008 года.

Утром 8 декабря 2017 года в активную зону реактора энергоблока № 1 загрузили первую из 163 тепловыделяющих сборок – таким образом, был начат физический пуск реактора. 8 января 2018 года завершились работы по сборке реактора – на свои штатные места встали блок защитных труб, верхний блок, блок электроразводок, был завершен монтаж всех датчиков внутриреакторного контроля, закончены работы по теплоизоляции реактора.

6 февраля 2018 года в реакторе энергоблока № 1 началась управляемая цепная реакция – реактор вышел на минимально контролируемый уровень мощности. 16 февраля все испытания, проводимые на минимально контролируемом уровне мощности, были выполнены в полном объеме.

9 марта 2018 года энергоблок № 1 Ленинградской АЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 проекта В-491 выдал первый ток в энергосистему, а 29 октября он был принят в промышленную эксплуатацию.

Также как реактор В-392М реактор В-491 в соответствии с принятыми МАГАТЭ критериями относится к поколению 3+.