Наш старый сайт

На перепутье-2

На перепутье-2

№40 (1233) от 05.10.202110.10.2021

Модульные реакторы, будущее АЭС в Украине и проблемы безопасности

Украина стоит перед необходимостью глобального обновления источников генерации национальной энергосистемы.

Георгий ГАВРИЛЕНКО, Олег РОГОЖНИКОВ

Продолжение, начало в №39 "ЭнергоБизнеса"

 

Модульные реакторы

В настоящее время в развитии атомной энергетики наметился еще один путь — развитие модульных реакторов малой мощности (SMR). Разработки SMR ведутся в США, РФ, Англии, Китае, Франции и других странах. Преуспела в этой деятельности американская компания NuScale Power, которая не только разработала проект малого модульного реактора электрической мощностью 70-77 МВт(э), но и ожидает получение сертификата в ближайшем будущем.

Энергетическое сообщество разделилось на тех, кто поддерживает технологию SMR, и консерваторов (в хорошем смысле этого слова), которые не только не видят преимуществ SMR перед реакторами большой мощности, но и считают, что SMR обладают недостатками и в связи с этим найдут ограниченное применение.

Проектирование, сооружение и эксплуатация реакторов малой мощности (не модульных), как источников электрогенерации — пройденный этап в развитии атомной энергетики. Атомная энергетика начиналась с реакторов малой мощности, первыми модульными реакторами малой мощности были реакторы атомных подводных лодок, ледоколов, военных судов и четырех судов гражданского назначения (всего в мире), которые выведены из эксплуатации.

История развития энергетики, как история развития любых источников генерации, использующих энергию ископаемых углеводородов, энергию воды, солнца, ветра, атомную энергию — это процесс постепенного движения от малого к большему.

Этот путь подтвержден теоретическими изысканиями, а также практикой — чем больше единичная мощность установки, тем меньше затраты на один киловатт установленной мощности при сооружении, тем меньше затраты на эксплуатацию, тем меньше стоимость производимой электроэнергии — это аксиома.

Если на изготовление модульного реактора мощностью 70 МВт расходуется, например, 75 т стали, то это не значит, что для изготовления реактора мощностью 700 МВт потребуется стали в 10 раз больше.

Развитие источников генерации осуществлялось таким образом, что прежде чем перейти к установкам большей мощности, велась наработка опыта проектирования, сооружения и эксплуатации на установках меньшей мощности.

Этот подход можно проследить на развитии Нововоронежской АЭС, которая является полигоном развития атомной энергетики в СССР и РФ на базе ВВЭР. Первый блок мощностью 210 МВт(э) был введен в эксплуатацию в 1964 г.

Второй блок мощностью 365 МВт(э) — в 1969 г. Третий и четвертый блоки мощностью по 440 МВт(э) — в 1971 г. и в 1972 г. соответственно. Пятый блок мощностью по 1000 МВт(э) — в 1980 г. Шестой и седьмой блоки мощностью 1200 МВт(э) — в 2016 г. и в 2019 г. соответственно.

Такой подход был реализован не только в СССР, но и в других странах, которые развивали атомную энергетику.

Как показала практика, для наработки опыта и выявления "слабых" мест в конструкции необходимо на головном образце реактора отработать 3-4 кампании и 3-4 перегрузки ядерного топлива.

Этот подход оправдал себя. Во времена СССР было спроектировано, изготовлено и построено в СССР и за рубежом (Чехословакия, Болгария, Венгрия, ГДР, Финляндия) десятки реакторов типа ВВЭР-440 по типу 3-го блока Нововоронежской АЭС.

За весь период проектного срока эксплуатации и после продления срока эксплуатации ни на одном из реакторов не имелось нарушений в работе оборудования, аварий, повлекших повреждение активной зоны, выход радиоактивных продуктов за пределы АЭС или преждевременный вывод из эксплуатации (вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС "Норд" в ГДР был осуществлен по политическим мотивам).

В настоящее время АЭС с реакторами типа ВВЭР, спроектированные и построенные во времена СССР, составляют основу украинской ОЭС, более того, на 11 атомных блоках осуществлено продление эксплуатации на 10 лет сверх проектного срока.

Кроме развития реакторов большой мощности, в 1960-х годах в СССР было построено несколько типов АЭС малой мощности, в том числе несколько транспортабельных.

Опыт их использования не подтвердил их преимущество и поэтому работы в направлении развития атомных АЭС малой мощности в СССР были приостановлены, за исключением сооружения Билибинской АЭС и строительства ледоколов.

Развитие ВИЭ в настоящее время также идет от малого к большому: первоначально появились ветротурбины малой мощности и постепенно с накоплением опыта их мощность возрастала, сегодня мощность некоторых образцов составляет 15 МВт.

То же можно сказать о солнечных панелях, о накопителях электроэнергии.

Почему в развитии атомной энергетики надо возвращаться к установкам малой мощности? Или по принципу: новое — это хорошо забытое старое, которое следует переосмыслить ввиду новых обстоятельств?

О преимуществах SMR

В энергетическом сообществе Украины, судя по публикациям СМИ, по высказываниям экспертов и специалистов, в том числе ГИЯРУ, преобладает позитивное отношение к использованию SMR. Ниже изложены преимущества технологии SMR так, как их видят сторонники, и сомнения "консерваторов".

Первое. Возможность изготовления на заводе реактора в полном объеме и отправки его на площадку в собранном виде. Это обстоятельство должно существенно сократить сроки сооружения АЭС.

Модульный реактор в сборке представляет собой протяженную конструкцию длиной около 20 метров, и в связи с этим, уязвим к повреждениям при погрузочно-разгрузочных работах и транспортировке. Поэтому реактор после поставки на площадку должен быть разобран полностью или частично для проверки отсутствия повреждений и качества изготовления его внутрикорпусных устройств, а также для монтажа временной системы внутриреакторных измерений.

Кроме того, периодически во время эксплуатации раз в четыре года реакторы большой мощности подвергаются полной разборке для контроля состояния внутрикорпусных устройств. Предусматривается ли аналогичная операция для SMR? Если да, то персонал АЭС должен иметь опыт таких работ и первая разборка и сборка должна производиться на площадке АЭС в "чистых" условиях без ионизирующего облучения с использованием проектных приспособлений и инструментов.

Заводская практика сборки не заменяет практику работ на площадке, так как на площадке данные работы производятся при наличии ионизирующего излучения с применением защит в дистанционном или автоматическом режимах.

Периодическая перегрузка ядерного топлива производится при частичной разборке реактора, и эта операция должна быть отработана персоналом с использованием проектных инструментов и приспособлений до пуска блока, как тренировка персонала и как проверка работоспособности приспособлений и инструментов в условиях, в максимальной степени приближенных к рабочим до пуска.

Поэтому поставка реактора в сборке на практике не отменяет все вышеперечисленные операции и требует существенного времени.

Работы по контрольной сборке реактора большой мощности на площадке не определяют "красную" линию графика сооружения АЭС и занимают не более 60 дней.

Согласно практике эксплуатации реакторов большой мощности, ежегодно во время перегрузки топлива осуществляется контроль герметичности теплообменных труб парогенераторов, включающий проверку толщины стенок и наличие протечек в местах заделки труб в коллекторах — операция трудоемкая, технически сложная, дорогостоящая, требующая специального оборудования.

В SMR парогенератор помещен в корпус реактора, что влечет усложнение контроля состояния теплообменных труб, возможно потребуется демонтаж парогенератора, если так, то существенно нивелируется преимущество модульности устройства.

Второе. Возможность организации серийного производства.

Время изготовления и заводской сборки оборудования зависит от серийного производства, серийное производство — от количества заказов. Например, в 1980-х годах велось одновременное строительство АЭС с ВВЭР-1000 Запорожской, Балаковской, Ростовской, Южно-Украинской, Калининской, Хмельницкой, Ровенской, "Козлодуй", Крымской, "Темелин". Изготовление корпусов реакторов, внутрикорпусных устройств, компенсаторов давления, парогенераторов, турбин, генераторов и другого оборудования было массовым. Всего было изготовлено 37 реакторов этого типа. Следует отметить, что промышленность Украины принимала значительное участие в производстве оборудования для АЭС с ВВЭР-1000: турбины в комплекте с конденсаторами, подогревателями питательной воды и конденсата, сепараторы-перегреватели, главные трансформаторы, главные циркуляционные насосы, трубопроводная арматура, насосное оборудование практически в объеме 100%, оборудование контроля и измерения, программное обеспечение.

Третье. Обеспечивается более высокая безопасность по сравнению с реакторами большой мощности в связи с меньшим давлением в первом контуре.

Устойчивость против разрушения оборудования зависит не от величины давления в нем, а от величины допустимых напряжений в наиболее напряженных местах конструкции при рабочем (расчетном) давлении. Толщина стенок, обеспечивающая прочность, определяется нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.

Из многолетней практики эксплуатации реакторов типа ВВЭР-1000 не было случаев разрушения конструкции оборудования. Периодически случаются нарушения герметичности теплообменных труб в парогенераторах, но это другая тема и другая причина.

Для SMR компании NuScale, согласно заключению регулирующего органа США (NRC) прошлого года, слабым местом конструкции является парогенератор, помещенный в корпус реактора.

Кроме того, для парогенераторов вертикальных и горизонтальных общей проблемой является вывод шлама с днища, и эта проблема значительно усложняется для SMR.

Четвертое. Обеспечивается более высокая безопасность по сравнению с реакторами большой мощности в связи с меньшим объемом активной зоны.

Объем активной зоны выбирается из условий допустимых энерговыделений на единицу объема, значение которых установлено нормами безопасности, практикой конструирования и эксплуатации. В реакторах последних конструкций большой мощности ведется постоянный контроль величины энерговыделений по высоте и радиусу активной зоны. Кроме того, предусмотрена аварийная защита по фактору превышения линейного энерговыделения на тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ).

Пятое. Обеспечивается более высокая безопасность по сравнению с реакторами большой мощности в связи с меньшими остаточными энерговыделениями в активной зоне.

Активная зона реактора имеет свойство, что при останове ее мощность снижается не мгновенно, а по экспоненте, то есть еще длительное время в активной зоне генерируется тепло — остаточное энерговыделение, которое необходимо отводить.

При нормальном останове остаточные энерговыделения первоначально отводятся с помощью принудительной циркуляции теплоносителя главными циркуляционными насосами и на завершающем этапе с помощью активной системы безопасности — системы планового и аварийного расхолаживания активной зоны реактора.

В случае аварийного останова отвод остаточных энерговыделений обеспечивается эффективностью работы активных и пассивных систем охлаждения активной зоны.

На этапе ввода в эксплуатацию на каждом блоке на уровне мощности 100% проводится испытание со срабатыванием аварийной защиты реактора, то есть на уровне мощности 100% инициируется срабатывание аварийной защиты реактора.

Цель этого испытания состоит в реальной проверке перехода отвода тепла от активной зоны с принудительной циркуляцией на режим отвода тепла с естественной циркуляцией, активными и пассивными системами безопасности без участия операторов. Ни на одном из 37 реакторов ВВЭР-1000 не отмечены проблемы с отводом остаточных энерговыделений.

Шестое. Возможность оснащения пассивными системами безопасности.

Наличие или отсутствие пассивных систем безопасности определяется не размером реактора, а выбором способа обеспечения безопасности.

Например, на АЭС "Тяньвань" в Китае имеется одна пассивная система безопасности, как и на блоках Запорожской, Хмельницкой и Ривненской АЭС, которая состоит из четырех гидроемкостей под давлением азота.

На АЭС "Куданкулам" в Индии имеется три пассивные системы безопасности: четыре гидроемкости под давлением азота, восемь гидроемкостей атмосферного давления и система отвода остаточных тепловыделений с воздушными охладителями общей мощностью 64 МВт.

Как указано выше, безопасность АЭС "Тяньвань" и АЭС "Куданкулам" решена разными путями. Национальные регуляторы в области атомной энергетики в Китае и в Индии выдали лицензии на строительство, определив, что безопасность обеспечена.

Седьмое. Возможность наращивания мощности АЭС за счет количества модулей.

Фактически все действующие АЭС с реакторами ВВЭР большой мощности состоят из нескольких блоков. Для всех блоков на одной площадке используется единая инфраструктура — хранилища свежего и отработавшего ядерного топлива, подготовка химобессоленной воды, гидротехнические сооружения и др., что значительно снижает стоимость сооружения АЭС.

В настоящее время отсутствуют фактические данные о том, сколько потребуется времени для сооружения АЭС, например, с семью или десятью модульными реакторами малой мощности (700 МВт).

Восьмое. Возможность подключения к энергосетям малой мощности. Этот фактор может быть преимуществом для стран с большой территорией в тех удаленных местах, где имеются свои локальные сети малой мощности, например, крайний север в РФ, где находится Билибинская АЭС. Для Украины, как компактной страны, это преимущество не имеет существенного значения.

Девятое. Возможность сооружения АЭС с модульными реакторами в отдаленных районах, приближение источника генерации к потребителю.

Этот фактор может быть преимуществом для стран с большой территорией, например, для США, РФ, Китая, Индии и др. Для Украины это преимущество не имеет значения.

Десятое. Возможность работы в маневренном режиме. Этот фактор может иметь преимущество при определенных условиях. Для украинской ОЭС данный фактор может не иметь преимущества.

Например, максимальная мощность всех источников генерации в ОЭС Украины на 1.08 21 г. в дневном режиме составила 16.668 ГВт, минимальная мощность в ночном режиме составила 12.568 ГВт. Разница нагрузок в дневном и ночном режиме составила 4.1 ГВт — это и есть интервал маневренности суточного регулирования энергосети.

Мощность одного реактора фирмы NuScale составляет 70 МВт(э), то есть 1.7% от интервала маневренности. АЭС мощностью 70 МВт не может дать заметного эффекта ни для поддержания частоты в энергосистеме, ни для возмещения отключившегося крупного источника генерации в энергосистеме.

Чтобы обеспечить переход энергосистемы с ночного на дневной режим, например, 1.08.21 г., необходимо было бы иметь в составе ОЭС 59 SMR типа NuScale. Возможно ли это и в какие сроки осуществимо?

В конце 1970-х годов при сооружении АЭС "Ловииза" (Финляндия) по условиям контракта предусматривалось суточное, недельное и сезонное регулирование мощности. Эти условия контракта были выполнены. В скупом описании АЭС "Аккую" (Турция) сказано, что ВВЭР-1200 спроектирован с условием работы в маневренном режиме. Однако подробности отсутствуют.

Продолжение следует