Российские технологии водоводяных энергетических реакторов ВВЭР: состояние и перспектива

Рукoвoдитель редакции Науки и экoлoгии ОРН РАМИ РИА «Нoвocти» А. Я. Резниченкo

Неcмoтря на чаcтичную пoтерю в Рoccии в 90-е гoды энергoмашинocтрoительнoгo и энергocтрoительнoгo комплекcов, cнижение компетенции и продуктивноcти ядерных КБ, проектных организаций и НИИ, атомщики нашей cтраны продолжают разрабатывать новые реакторные уcтановки для АЭС на оcнове технологии легководных реакторов ВВЭР. В этой работе мы можем раccчитывать на иcпользование опыта, накопленного при cтроительcтве АЭС c реакторами ВВЭР в Китае и Индии и доcтройке блоков высокой степени готовности внутри страны. На основании этого опыта российские специалисты намерены создать референтный блок с реактором ВВЭР-1000 и использовать его для замещения выбывающих мощностей на имеющихся площадках. У нас в стране накоплен уникальный опыт разработки, создания и эксплуатации около 500 транспортных ядерных реакторов малой мощности и самых различных типов для ВМФ и ледокольного флота. Это реальная основа, включающая в себя и промышленную инфраструктуру, для решения проблемы энергетического обеспечения развития нашего Севера, Сибири и Дальнего Востока. Для малых АЭС существует и реальный зарубежный рынок – например, необходимость решения проблемы производства пресной воды и автономного энергоснабжения в развивающихся странах (Северная Африка, Азия, Латинская Америка). Но при этом нельзя забывать о непростых проблемах международного законодательства, возникающих, например, при создании плавучих АЭС для иностранных потребителей. Наиболее сложной представляется определение оптимальной стратегии строительства новых АЭС в промышленно развитых регионах России. Здесь в дополнение к ограничительным факторам, перечисленным в первом пункте, вступают дополнительные факторы «региональности» стратегии развития в рыночных условиях. С учётом конкретных рамок финансового кредитования, строительной и энергомашиностроительной базы, ограниченности базовой нагрузки, а также возможности реализации модульного принципа конструирования при массовом строительстве малых и средних АЭС, весьма
привлекательным становится вариант с сооружением энергоблоков с мощностью 100-300 МВт.

В настоящее время в России и за рубежом в эксплуатации находится свыше 50 блоков с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Общее количество реакторо-лет для энергетических реакторов с ВВЭР подходит к отметке 1300. К третьему поколению реакторов ВВЭР относится 320 установка (проект ВВЭР-1000/320), хорошо зарекомендовавшая себя в эксплуатации. На текущий момент российские атомщики вышли на поколение 3+, куда относится и АЭС-2006 – тот самый проект, который должен стать референтным для нового поколения российских энергоблоков. Такие блоки  будут стоять на болгарской АЭС «Белене», турецкой АЭС в Аккую, на всех новых энергоблоках атомных станций, строящихся сегодня в России.

Следующий шаг – реакторы СУПЕРВВЭР. В их развитии существуют определённые развилки, которые сейчас обсуждаются специалистами. Наконец, дальнейшей целью для технологии ВВЭР является переход к 4 поколению.

В настоящее время на разных стадиях разработки находятся следующие новые проекты реакторных установок (РУ):

     проект РУ В-392 с ВВЭР 1000 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-448 с ВВЭР 1500-1600 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-466Б с ВВЭР 1000 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-392М с ВВЭР 1200 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-491 с ВВЭР 1200 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-488 с ВВЭР 1300 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-498 с ВВЭР 600 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-407 с ВВЭР 640 МВт электрической мощности;
     проект РУ В-478 с ВВЭР 300 МВт электрической мощности.

Проект В-392

Проект В-392 считается базовым проектом для реакторов большой мощности (мощностной ряд – 700-1600 МВт электрической  ощности). Он положил начало проекту АЭС-92, успешно прошедшему все этапы анализа на соответствие требованиям клуба европейских эксплуатирующих организаций (EUR).

Эта установка была лицензирована в 1998 году для строительства на Нововоронежской АЭС-2. Проект не был реализован, но он толчок для создания других модификаций РУ, нашедших своё применение на практике.

От 392 установки ведёт свою родословную проект В-412, применённый на блоках №№1-2 АЭС «Куданкулам». Основное оборудование РУ В-392 реализовано в составе проекта РУ В-428 на АЭС «Тяньвань» в Китае – тем самым, оно получило  референтные образцы.

Проект РУ В-448

Проект РУ В-448 – это ответвление в сторону большей электрической мощности до 1500-1600 МВт. Он разрабатывался в 2003-2006 годах в ОКБ «Гидропресс» совместно с ГНИПКИ АЭП, РНЦ КИ и ОКБ ОМЗ «Ижорский завод».

Концепция безопасности проектов РУ и АЭС соответствовала концепциям безопасности проектов В-392 и АЭС-92. При этом предполагалось использовать результаты НИОКР, выполняемых в обоснование проектов В-392 и АЭС-92, для обоснования этого проекта с учётом масштабного фактора.

В результате выполненного комплекса работ по расчётно-экспериментальному обоснованию проекта была создана документация базового проекта РУ (порядка 70%) в объёме, необходимом для получения лицензии на начало строительства, отработана технология изготовления корпуса реактора и изготовлены полномасштабные опытные обечайки. Однако в 2006 году разработка проекта была прекращена в связи с ориентацией промышленности на производство оборудования по проектам РУ В-392М и В-491 для АЭС-2006.

Проект РУ В-466Б

Проект РУ В-466Б предназначается для болгарской АЭС «Белене». Работы над ним были начаты в 2007 году.

В настоящее время разработана документация на изготовление основного оборудования РУ с длительным циклом изготовления. В 2009 году продолжится создание комплексного технического проекта и выполнение ряда НИОКР.

Основой технического задания на В-466Б послужили требования, практически полностью соответствующие требованиям EUR. По применяемым техническим решениям беленский проект ближе всего к В-392 (В-412), который можно считать для него референтным. Но в нём в более полном объёме учитываются требования, повышающие его экономическую эффективность, в том числе, по повышению сроков службы основного оборудования.

Для АЭС «Белене» предлагается усовершенствованный привод СУЗ ШЭМ-3 с улучшенными динамическими характеристиками и повышенной надёжностью, срок службы механической части которого увеличен с 20 до 40 лет.

Проекты РУ В-392М и РУ В-491

Проекты РУ В-392М и РУ В-491 с реакторами ВВЭР-1200 предназначаются для головных блоков, соответственно, Нововоронежской и Ленинградской АЭС-2.

Проект В-392М в большей степени соответствует проекту РУ В 392 для АЭС-92, получившему сертификат клуба EUR. Отличия от проекта В-392 определяются ориентацией на повышение экономической эффективности, и в этой части проект имеет общие черты с проектом В-466Б для АЭС «Белене» Функциональная компоновка в В-392М практически не изменилась, за исключением отсутствия системы быстрого ввода бора, не востребованной заказчиком проекта АЭС-2006.

Применён почти такой же реактор, как и в беленском проекте В-466Б, однако с большим диаметром. Активная зона будет собираться из кассет ТВС-2М. Привода СУЗ, парогенераторы и ГЦН в В-392М такие же или почти такие, как в беленском проекте.

Лицензии на сооружение двух блоков Нововоронежской АЭС-2 и одного блока Ленинградской АЭС-2 были выданы в 2008 году Ростехнадзором с оговоркой о необходимости выполнения программы НИОКР в обоснование безопасности энергоблоков.

Проект РУ В-488

Проект РУ В-488 – одна из проработок в продолжение серии АЭС-2006.

Она увязана с проектом АЭС-2006М, отличающимся повышенной экономической эффективностью.

Для данного проекта ставятся следующие задачи:

     – реализация оптимального сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и топливоиспользования (КИУМ=0,9, КТИ=0,92, длительность топливной кампании – до 350 эфф.сут, максимальная глубина выгорания топлива – до 70 МВт×сут/кгU, топливный цикл – 24 мес. и т.д.)
     – увеличение тепловой мощности реактора до 3300 МВт с одновременным повышением КПД (нетто) энергоблока до 36%, что позволит увеличить электрическую мощность (брутто) до 1300 МВт

Планируется также выполнить следующую оптимизацию технических решений по системам безопасности:

     модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов;
     проработка вариантов общестанционных систем безопасности (например, обеспечивающие системы безопасности, обслуживающие несколько
     энергоблоков);
     увеличение времени эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии до 72 часов;
     проработка варианта удержания расплава в корпусе реактора при тяжёлых авариях за счёт внутреннего и внешнего охлаждения;
     исключение избыточности в АСУ ТП;
     проработка варианта с применением концепции ТПР для снижения требований к системам безопасности (снижение размера течи первого контура, рассматриваемого в анализах безопасности в качестве МПА до Ду200, и, как следствие, снижение требований к защитным системам безопасности), с ориентацией на внедрение этой концепции после внесения изменений в федеральные нормы и правила.

Реактор ВВЭР-1200А

Реактор ВВЭР-1200А в двухпетлевом исполнении, известный также как 501 проект – это ещё один возможный вариант АЭС-2006. В этом проекте представляется возможным снизить стоимость основного оборудования РУ, однако для него потребуется большой объём НИОКР.

Концепция проекта заключается, прежде всего, в сокращении объёмов строительно-монтажных работ, эксплуатационных затрат за счёт новых компоновочных решений, уменьшении количества оборудования, поставке на монтаж оборудования максимальной готовности.

Как следствие этого, в проекте можно будет отказаться от требования обеспечения транспортабельности оборудования реакторной установки по железной дороге. Это давнее ограничение, серьёзно сдерживающее возможности проектантов, в том числе, по мощности энергоблоков и их показателям. В докладе отмечено, что предлагаемые для ВВЭР-1200А парогенераторы проектируются как транспортабельные только водным или автомобильным транспортом.

В ВВЭР-1200А предлагается увеличить единичную мощность парогенератора и ГЦН, что позволит повысить параметры второго контура и КПД энергоблока. Реактор в данном проекте предлагается использовать на базе реактора ВВЭР-1200, за исключением зоны патрубков, поскольку будет уменьшено количество петель. По парогенераторам предлагается новая разработка горизонтального ПГ на базе ПГ для ВВЭР-1500, но удлинённого по сравнению с ним.

Проект В-407 представляет собой реакторную установку ВВЭР-640. Его принципиальная особенность – преодоление проектных аварий системами безопасности, основанными на пассивных принципах, что позволяет увеличить время поддержания РУ в безопасном состоянии, в условиях аварии с полной потерей электроснабжения, как минимум до 72 часов. При тяжёлых запроектных авариях кориум будет удерживаться в корпусе реактора ВВЭР-640 за счёт внешнего охлаждения корпуса.

Реактор, компенсатор давления и часть оборудования обращения с топливом взяты для ВВЭР-640 из проекта серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320). Активная зона реактора В-407 состоит из 163 ТВС, аналогичных по конструкции усовершенствованной кассете для ВВЭР-1000. На настоящий момент готовность проекта РУ В-407 оценивается как 75%
объёма технического проекта.

Проект В-498

498 установка предлагается для создания блоков со средней мощностью (ВВЭР-600) на основе технологических решений АЭС-2006. Как отмечается в докладе, существуют три различных модификации активной зоны ВВЭР-600 – с 109, 121 и 163 ТВС.

На данный момент проект ВВЭР-600 находится на стадии технического предложения. Его реализация потребует проведения НИОКР, в том числе, по оптимизации конструкции ГЦНА, обоснованию перемешивания потоков с различной концентрацией бора и температурой в проточном тракте реактора, оптимизации пассивной части САОЗ и СПЗАЗ и ряду других тематик.

Проект РУ В-478

Проект В-478 представляет собой двухпетлевую РУ ВВЭР-300. В качестве референтного в нём используется проект В-407 (ВВЭР-640). На данный момент проект находится на стадии технических предложений.

Основное оборудование в ВВЭР-300 должно быть унифицировано с ВВЭР-640. Активная зона ВВЭР-300 создаётся на базе кассет ТВС-2. Потребителями нового проекта могут стать регионы, имеющие электрические сети малой мощности.

ВВЭР-СКД

ОКБ «Гидропресс» совместно с ГНЦ РФ ФЭИ и РНЦ КИ в 2006 году возобновили работы по разработке концепции инновационной РУ с корпусным легководным реактором сверхкритического давления ВВЭР-СКД. Эта разработка соответствует системе SCWR с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления (СКД), которая включена в список из шести систем, рассматривающихся на международном форуме «Generation IV».