Наш старый сайт

Микола ВЛАСЕНКО: "Усі енергоблоки за новими проектами є маневровими"

Микола ВЛАСЕНКО: "Усі енергоблоки за новими проектами є маневровими"

№51 (1244) от 21.12.202129.12.2021

Атомна енергетика — це галузь з високим залученням наукового потенціалу

Реакторні технології, системи безпеки АЕС та інше обладнання постійно удосконалюється та потребує потужного персоналу науковців та інженерів, які будуть супроводжувати надійну роботу устаткування протягом усього його життєвого циклу, розробляти нові технології.

Компанії-оператори АЕС завжди потребують нових науково-технічних розробок, мають обирати на вільному ринку кращі проекти. Зокрема, на сьогодні НАЕК "Енергоатом" працює над вибором наступної реакторної технології, яка в майбутньому має прийти на зміну реакторам типу ВВЕР великої потужності. Ця функція в НАЕК покладена на відокремлений підрозділ "Науково-технічний центр", який на сьогодні активно вивчає світовий досвід розвитку досить перспективної технології — малих модульних реакторів.

Журнал "ЕнергоБізнес" представляє для вашої уваги інтерв’ю з директором "Науково-технічного центру" Миколою ВЛАСЕНКОМ, який розповів щодо країн і компаній, що якнайдалі просунулися в освоєнні технології малих модульних реакторів.

— Яким Ви бачите подальший технологічний розвиток атомної енергетики?

— У діючій Енергетичній стратегії України на період до 2035 р. атомна енергетика розглядається як одне з найбільш економічно ефективних низьковуглецевих джерел енергії. Енергетичною стратегією передбачається прийняття рішення та плану дій щодо заміщення потужностей АЕС, які будуть виводитися з експлуатації після 2030 р., та вибір реакторних технологій для будівництва нових атомних енергоблоків.

Для спорудження в Україні розглядалися різні технології реакторів з водою під тиском. Для експлуатації таких типів реакторів в Україні вже існує нормативна база та напрацьований великий досвід з їх експлуатації.

31 серпня 2021 р. між "Енергоатомом" та Westinghouse Еlectric Сompany, LLC було підписано "Меморандум про взаєморозуміння" щодо розміщення реакторів Westinghouse AP-1000 в Україні, що передбачає реалізацію пілотного проекту з будівництва енергоблоків АР1000 на майданчику Хмельницької АЕС та на інших діючих майданчиках АЕС України. На сьогодні "Енергоатом" та американський партнер готують проекти будівництва блоків АР1000 та розглядають можливість добудови третього блоку ХАЕС на базі технології ВВЕР.

Також ведуться роботи щодо продовження терміну експлуатації діючих енергоблоків. Наразі виконуються оцінки їх технічного стану з метою прогнозу можливості продовження терміну їх безпечної експлуатації на 30 років — до 60 років загальної експлуатації. Таким чином, загальна потужність атомної генерації на рівні 2040 р. може скласти близько 24 ГВт.

— Як, на Вашу думку, будуть розвиватися та використовуватися технології реакторів великої та малої потужності?

— При виборі реакторних технологій для будівництва нових атомних енергоблоків в Україні були досліджені різноманітні типи удосконалених енергоблоків нового покоління. Основними критеріями при розгляді були: відповідність міжнародним нормам, економічні показники, можливість локалізації виробництва обладнання в Україні. За результатами аналізу та переговорів з різними компаніями було досягнуто домовленостей щодо впровадження технології AP-1000 компанії Westinghouse (США).

AP-1000 — це апробована реакторна установка III+ покоління потужністю близько 1100 МВт, оснащена пасивними системами безпеки. Однією з її особливостей є скорочення термінів і вартості будівництва енергоблока завдяки особливостям стандартизації.

На сьогодні більшість реакторів, що знаходяться в експлуатації, у всьому світі відносяться до реакторів IIпокоління. Переважна більшість систем І покоління були виведені з експлуатації, а число реакторів III покоління станом на 2021 р. — незначне. Реактори ІV покоління поки знаходяться на стадії розробок та досліджень.

Якщо говорити про можливі сфери застосування малих модульних реакторів (ММР), за виключенням генерації електроенергії, це можуть бути наступні галузі: виробництво тепла, опріснення води, виробництво паперу, метанолу, десульфація нафтопродуктів та інші процеси нафтопереробки, отримання водню із метану, термохімічне виробництво водню, газифікація вугілля, а також металургія.

Довідка "ЕнергоБізнесу"

Реактори III покоління — ядерні реактори, що виникли внаслідок еволюції реакторів II покоління. Характерними рисами цих реакторів є більш висока паливна ефективність, покращений тепловий ККД, значне удосконалення системи безпеки (включно з пасивною ядерною безпекою) та стандартизація конструкції для зниження капітальних витрат і витрат на технічне обслуговування.

Хоча різниця між реакторами поколінь II і III є багато в чому умовна, реактори III покоління розраховані на більш тривалий термін експлуатації (60 років із можливістю продовження до 100 років і більше) на відміну від реакторів II покоління, які розраховані на 40 років експлуатації з можливістю продовження до 60 років. Водо-водяний реактор ІІІ покоління витрачає приблизно на 17% менше урану на одиницю виробленої електроенергії, ніж реактори II покоління.

Реактори III+ покоління — це конструкція реакторів, яка є еволюційним продовженням реакторів III покоління, що забезпечує вищий рівень безпеки в порівнянні з конструкціями реакторів III покоління. Розробка систем покоління III+ розпочалася у 1990-х роках, спираючись на досвід експлуатації легководних реакторів у США, Японії та Західній Європі.

В проектах III+ покоління спеціалісти прагнули вирішити три ключові проблеми: безпека, зниження вартості та нові технології збирання.

Помітним поліпшенням систем покоління III+ порівняно з конструкціями ІІ покоління є включення в деякі конструкції пасивної безпеки, якаі не вимагає активних елементів управління або втручання оператора, а натомість покладаються на гравітацію або природну конвекцію для пом'якшення впливу екстремальних подій.

Додаткові функції безпеки були внесені до конструкції під впливом катастрофи, що сталася на АЕС "Фукусіма" у 2011 р. У конструкціях III+ покоління пасивна безпека не потребує дій оператора або функціонування електронних пристроїв, завдяки чому може працювати за умов евакуації персоналу та відключення електрики. Багато ядерних реакторів III+ покоління мають пастку розплаву.

Реактори IV покоління. Заявлені переваги реакторів IV покоління порівняно із сучасною технологією АЕС включають:

  • ядерні відходи, які залишаються радіоактивними протягом кількох століть, а не тисячоліть;
  • у 100-300 разів більший вихід енергії з тієї ж кількості ядерного палива;
  • більш широкий спектр видів палива;
  • можливість використання ядерних відходів для виробництва електроенергії, тобто замкнутий ядерний паливний цикл, що посилює аргумент на користь розгляду ядерної енергетики як відновлюваної енергії;
  • покращені функції безпеки під час експлуатації (залежно від конструкції);
  • відсутність високого тиску, автоматичне пасивне відключення реактора, відсутність водяного охолодження та пов'язаних з цим ризиків — витоку або кипіння води, утворення та вибух водню, забруднення охолоджуючої води.

За даними ВП "Науково-технічний центр" НАЕК "Енергоатом".

Shortlist проектів малих модульних реакторів, які розглядаються як перспективна технологія

Проект Сповільнювач, теплоносій Особливості конструкції
Високотемпературний реактор (VHTR, very high temperature reacture) Графітовий сповільнювач Конструкція передбачає температуру теплоносія на виході ~1000 0С
Реактор на розплавах солей (MSR, molten salt reactor) Теплоносій або паливо має вигляд розплаву сольової суміші Можливість "спалювати" трансуранові елементи
Водяний реактор з надкритичними параметрами (SCWR, super critical water reactor) Використовується вода в якості сповільнювача та теплоносія Високий ККД ~ 45% за рахунок надкритичних параметрів теплоносія по тиску та температурі
Газоохолоджуючий реактор на швидких нейтронах (GFR, gascooled fast reactor) Теплоносій — гелій Температура на виході 8500С
Реактор на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм (SFR, sodium fast reactor) Теплоносій — натрій Замикання ядерно-паливного циклу, використання переробленого відпрацьованого ядерного палива LWR, "спалювання" трансуранових елементів
Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм (LFR, lead fast reactor) Теплоносій — свинець Замикання паливного циклу

За даними ВП "Науково-технічний центр" НАЕК "Енергоатом".

— На сьогодні компанія вивчає світовий досвід розробки промислового зразка ММР. Розкажіть, будь ласка, які компанії у світі найбільше просунулися у цьому питанні? Які проекти можуть найшвидше вийти на стадію промислового зразка ММР?

— Варто зазначити, що 31 серпня 2021 р. між НАЕК "Енергоатом" та NuScale Power, LLC було підписано "Меморандум про взаєморозуміння" щодо співробітництва за напрямом дослідження, розроблення та ліцензування проекту ММР типу NuScale.

Проект такого ММР передбачає заводське виготовлення модуля, що здатний генерувати електроенергію за допомогою більш безпечної, меншої та масштабованої версії технології реактора з водою під тиском. Масштабована конструкція енергоблока АЕС на основі ММР може розмістити до шести або 12 окремих модулів. Такий підхід дозволяє отримувати безвуглецеву електроенергію та зменшити фінансові зобов'язання, пов'язані з ядерними установками гігаватної потужності.

Крім цього, над створенням ММР працює низка інших компаній з різних країн.

Зокрема, Аргентина розробляє проект CAREM-25 (легководний реактор), який вже перебуває на стадії будівництва. CAREM-25 — демонстраційний реактор, його теплова потужність — 100 МВт, електрична — 25 МВт. У майбутніх комерційних CAREM електрична потужність передбачається значно вищою — до 150 МВт при природній циркуляції та до 300 МВт при використанні насосів. Перший бетон при будівництві був закладений у 2014 р., проте будівництво проекту кілька разів зупинялося через порушення контрактних умов з боку уряду.

Китай реалізує проект HTR-PM — це високотемпературний реактор з газовим охолодженням (HTGR), він частково базується на більш ранньому прототипі реактора HTR-10. Роботи над першою демонстраційною електростанцією HTR-PM, що складається з двох реакторів, які працюють на одній паровій турбіні, почалися в грудні 2012 р. на атомній електростанції "Шидао-Бей" у провінції Шаньдун. Корпуси двох реакторів, що працюють під тиском, були встановлені в 2016 р. Корпус парогенератора, корпус гарячого газопроводу та корпус реактора під тиском першого реактора в демонстраційному проекті HTR-PM були успішно з'єднані 28 квітня 2020 р.

Холодні випробування були успішно завершені в період з жовтня по листопад 2020 р. Для холодних випробувань в першому контурі використовувалася суміш повітря та гелію, яка перебувала під тиском максимум 8.9 МПа. Гарячі випробування проводяться в три етапи: вакуумне осушення, нагрівання і осушення та гарячі функціональні випробування. Гарячі випробування розпочалися в грудні 2020 р. 12 вересня 2021 р. перший із двох реакторів досяг критичності (стан роботи реактора, при якому забезпечується на постійному рівні середня густина потоку нейтронів за рахунок ланцюгової реакції, яка підтримує сама себе. — Ред.), ставши першим у світі ядерним реактором IV покоління. 11 листопада 2021 р. другий реактор досяг стану критичності.

В США на сьогодні реалізується ряд проектів. Наприклад, у вересні 2020 р. Комісія з ядерного регулювання США видала сертифікат проекту ММР NuScale. Очікуваний термін введення в експлуатацію такого реактора в США — 2029 р.

Інший американський проект SMR-160 компанії Holtec International пройшов першу фазу оцінки Канадською комісією з ядерної безпеки (CNSC), яка тривала з 2018 р. Holtec International планує в майбутньому розпочати другий етап добровільної передліцензійної оцінки.

В Канаді розробляється проект реактора BWRX-300. Компанії GE Hitachi Nuclear Energy і BWXT Canada уклали угоду про співпрацю в галузі проектування та закупівель для підтримки проектування, виробництва та комерціалізації цього реактора. BWRX-300 є одним із трьох проектів SMR, які розглядаються для розгортання на заводі Ontario Power Generation у Дарлінгтоні. Перший у Канаді комерційний мережевий SMR може бути завершений вже у 2028 р.

Оцінка введення в дію малих реакторів

За даними ВП "Науково-технічний центр" НАЕК "Енергоатом".

— Яка може бути вартість реалізації проекту енергоблока на основі ММР? Які ваші оцінки щодо собівартості електроенергії для таких реакторів?

— Очікувана вартість будівництва енергоблока АЕС на основі 12 модулів NuScale загальною встановленою потужністю до 924 МВт становить близько $3 973 млн.

Надалі капітальна вартість NuScale для серійного будівництва може знизитися до $3600 за 1 кВт встановленої потужності. Приведена вартість електроенергії для першої 12-модульної електростанції очікується на рівні $65 за МВтг.

— Які характеристики щодо маневрування пропонуються у проектах ММР? Які системи безпеки проектуються для таких реакторів?

— Практично усі енергоблоки за новими проектами є маневровими та можуть приймати участь у регулюванні частоти та потужності.

Наприклад, ММР NuScale так само, як і енергоблоки AP-1000, здатні забезпечити можливість роботи в режимі добового регулювання потужності в діапазоні 100-50-100% від номінального значення. При цьому для модуля NuScale діапазон регулювання складе близько 38 МВт, а для AP-1000 — близько 550 МВт.

Довідка "ЕнергоБізнесу"

Особливості проектів ММР та їх переваги щодо безпеки роботи

Особливість проекту Вплив Переваги безпеки
Інтегральна компоновка реактора. Виключає трубопроводи першого контуру великого діаметру. Усуває постульований ряд аварій, таких як втрата теплоносія при розриві трубопровода першого контуру.
Охолодження активної зони шляхом природної конвекції теплоносія. Усуває потребу в головних циркуляційних насосах. Усуває аварії, пов’язані з дефектами головних циркуляційних насосів.
Металева оболонка контайнмента. Менший об’єм контайнмента, що здатний витримувати більший тиск. Гарантована цілісність контайнмента (розплав активної зони не взаємодіє з бетонними конструкціями). Гарантування цілісності контайнмента вище порівняно з проектами реакторів великої потужності.
Розташування реактора всередині та парогенератора в металевому контайнменті. Втрачений теплоносій з корпуса реактора залишається в контайнменті та повертається в корпус реактора завдяки пасивній конвекції. Немає постульованої аварії, втрата теплоносія при якій залишається без охолодження. Немає необхідності у введенні додаткового теплоносія.
Малий розмір активної зони. Менші потреби у тепловідведенні та кількість продуктів ділення. Покращене утримання в судині, зменшена кількість продуктів поділу, що спрощує планування на випадок надзвичайних ситуацій.
Реакторний басейн. Контайнмент розташовано в басейні. Забезпечує довготривале пасивне тепловідведення.
Пасивні системи безпеки. Пасивні системи охолодження та зниження тиску у випадку втрати зовнішнього енергопостачання. Електроенергія не потрібна для безпеки. Ніяких дій оператора не потрібно для безпеки.

За даними ВП "Науково-технічний центр" НАЕК "Енергоатом".

Довідка "ЕнергоБізнесу"

Підписані документи компаній-операторів АЕС з розробниками технології ММР

Дата Країна, компанія (організація) Угода/проект
Лютий, 2021 р. Болгарія, АЕС "Козлодуй" Меморандум про взаєморозуміння
Вересень, 2019 р. Чехія, ČEZ Group Меморандум про взаєморозуміння
Березень, 2019 р. Румунія, румунська енергетична компанія SNN SA (Societatea Nationala Nuclearelectrica SA) Меморандум про взаєморозуміння
Січень, 2021 р. Великобританія, Shearwater Energy, Ltd. Меморандум про взаєморозуміння
Квітень 2019 р. Корея, Doosan Heavy Industries and Construction Co., Ltd. (DHIC) Угода про стратегічне співробітництво щодо підтримки у просуванні проекту NuScale всвіті.
Квітень, 2021 р. Японія, JGC Holdings Corporation (JGC HD) Угода з інвестиційного та стратегічного співробітництва
- Йорданія, Комісія з атомної енергії Йорданії Оцінка можливостей когенерації, опріснення води

За даними ВП "Науково-технічний центр" НАЕК "Енергоатом".

— Чи збільшиться, на Вашу думку, інтерес у світі загалом до атомної енергетики у світлі відмови від вугілля і недостатньої генерації з ВДЕ для забезпечення процесу декарбонізації?

— Згідно проведених оцінок, для ядерної генерації середнє значення викидів вуглекислого газу становить 12 г CO2 — еквівалента/кВтг, що є порівняною величиною для вітрової генерації та нижчою, ніж для всіх типів сонячної енергії (27 г CO2 — еквівалента/кВтг). Більшість викидів CO2 від життєвого циклу атомної енергетики походить від виробництва цементу, сталі та виробництва компонентів під час будівництва. Навіть гідроенергетика дає більшу кількість викидів CO2 (24 г CO2 — еквівалента/кВтг).

В березні 2021 р. лідери семи країн-членів ЄС заявили про необхідність збереження в Європі атомної енергетики. Лист з обґрунтуванням її ролі у справі збереження клімату вони надіслали голові Європейської комісії Урсулі фон дер Ляйен та іншим високопосадовцям цього органу, зокрема й комісару з енергетики Кадрі Сімсон. Звернення підписане президентом Франції Еммануелем Макроном та прем'єр-міністрами Угорщини, Польщі, Чехії, Румунії, Словаччини і Словенії.

— Над розробкою яких ще технологій працює на сьогодні "Науково-технічний центр"? Які технологічні рішення можна реалізувати, використовуючи українське обладнання та проектантів?

— Одною з головних тем на сьогодні для компанії є продовження терміну експлуатації діючих енергоблоків. Потрібно виконувати дослідження, розрахунково-аналітичні обґрунтування, освоєння та використання сучасних розрахункових програм. У світовій практиці вже існують енергоблоки, для яких обґрунтовано можливість безпечної експлуатації до 80 років. Ми оцінюємо можливість безпечної експлуатації наших енергоблоків до 60 років, далі — оцінки покажуть.

Щодо використання українського обладнання та проектантів, то для нових блоків проектанти потрібні у будь-якому разі, а український виробник розглядається для виробництва обладнання турбінного відділення, електрообладнання, систем контролю і управління тощо.