Анатолий Петров: мы готовы помочь

На вопросы электронного издания AtomInfo.Ru отвечает Главный конструктор энергетических канальных реакторных установок ФГУП НИКИЭТ имени Н.А. Доллежаля Анатолий ПЕТРОВ.

Анатолий Александрович, прежде всего, мы хотели бы попросить Вас напомнить нашим читателям о том, как зарождалось канальное направление в отечественном реакторостроении.

Основные этапы развития отечественного канального направления следующие.

Первый отечественный промышленный уран-графитовый реактор (УГР) "А" был сооружен на Челябинском комбинате "Маяк" по проекту, разработанному в Гидросекторе НИИХИММАШа (позже НИКИЭТ) под руководством И.В.Курчатова (научный руководитель) и Н.А.Доллежаля (главный конструктор). Реактор был пущен 19 июня 1948 года, и, следовательно, в этом году исполняется 60 лет со времени его пуска. На этом реакторе были наработаны материалы для наших первых ядерных устройств.

Реактор серьезно отличался конструктивно от сооруженных ранее промышленных реакторов США, имевших горизонтальное расположение рабочих каналов. Все отечественные канальные реакторы имеют вертикальные каналы.

На основе проекта реактора "А", с учетом опыта его эксплуатации, была разработана и сооружена целая серия УГР. Часть этих реакторов разработана в НИКИЭТ, а часть в КБ - в настоящее время ОКБМ им. И.И.Африкантова. В начале 50-ых годов на нерациональное использование тепла при производстве оружейных материалов обратили внимание Н.А.Доллежаль и И.В.Курчатов. По их предложению был разработан и реализован проект первого в мире двухцелевого реактора "ЭИ-2", использующего технологическое тепло для производства электроэнергии. Все УГР, сооружаемые после "ЭИ-2" (пущен в 1958 году), были двухцелевыми. Параллельно решалась и задача использования ядерной энергии для производства электричества. Был разработан проект первой в мире АЭС в Обнинске. Летом 1954 года состоялся пуск этой небольшой (5 МВт(эл.)) атомной станции с уран-графитовым реактором. Тогда мы на две недели опередили англичан.

Страстью Н.А.Доллежаля было повышение эффективности атомной энергетики, и он выступил с идеей ядерного перегрева пара, позволяющего поднять КПД АЭС.

Так в 1964 и 1967 гг. на Белоярской АЭС родились атомные энергоблоки с реакторами АМБ-1 и АМБ-2 электрической мощностью 100 и 200 МВт. В середине 60-ых годов для устойчиво развивавшегося народного хозяйства потребовалось резко увеличить производство электроэнергии, и был принят план ускоренного развития атомной энергетики с выходом на ввод в конце 70-ых годов ежегодно 3-4 энергоблоков с установленной мощностью по 1000 МВт(эл.).

Тогда свои возможности оценивали достаточно точно. Анализ нашего энергетического машиностроения и строительной индустрии показал, что на одном типе реакторов (ВВЭР) добиться требуемых результатов не получится. Надо параллельно производить на разных заводах необходимое для АЭС оборудование. Тогда и была поставлена задача - быстро спроектировать и организовать, в основном на крупных оборонных и общемашиностроительных заводах, производство основного оборудования для энергоблоков с канальными реакторами большой мощности (РБМК). Задача была успешно выполнена, и в декабре 1973 г. на Ленинградской АЭС пустили головной блок с реактором РБМК-1000. Первый блок с реактором ВВЭР-1000 был пущен через несколько лет. Началось тиражирование энергоблоков с реактором РБМК (6 блоков первого поколения) на Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС.

Неугомонный Н.А.Доллежаль потребовал увеличить единичную мощность реактора в 1,5 раза за счет интенсификации теплообмена, и в декабре 1983 года на Игналинской АЭС заработал самый мощный тогда в мире реактор РБМК-1500. Далее был 1986 год, Чернобыльская трагедия, отстаивание права канальных реакторов на дальнейшее существование перед зарубежными и отечественными экспертами, цепь непрерывных реконструкций и модернизаций, повышение безопасности.

В настоящее время отечественные канальные реакторы наработали более 500 реакторо-лет, их вклад в производство электроэнергии на российских АЭС составляет около 50%.

Срок эксплуатации энергоблоков первого поколения с реакторами РБМК подходит к концу. Есть ли планы по продлению срока их службы? Как Вы оцениваете результаты работ по ПСЭ блока №1 Ленинградской АЭС?

Проектный срок службы энергоблоков с реакторами РБМК, впрочем, как и всех остальных, работающих в стране, составляет 30 лет. Во всем мире уже много лет проводится работа по уточнению истинного ресурса основного незаменяемого оборудования АЭС с тем, чтобы определить, сколько же на самом деле можно безопасно эксплуатировать АЭС.

Такая работа проводилась и проводится у нас. Мы установили, что так называемыми "критическими" элементами являются графитовая кладка и металлоконструкции реактора. Обследование реального состояния этих узлов и оценка их остаточного ресурса показали, что при грамотной эксплуатации вполне возможно продлить срок эксплуатации энергоблоков с РБМК еще на 15 лет сверх проектных 30 лет. Сейчас блок №1 ЛАЭС отработал уже почти 5 лет после своего первого проектного срока. Оснований усомниться в правильности наших расчетов на 15 дополнительных лет, сегодня нет. В настоящее время еще 3 блока первого поколения - 2-й Ленинградской АЭС, 1-й и 2-й Курской АЭС прошли процедуру продления срока эксплуатации.

Работы по модернизации перед продлением сроков их эксплуатации завершаются сегодня на 3-м энергоблоке ЛАЭС. Так, последовательно будет продлен срок эксплуатации всех остальных 6-ти энергоблоков.

В России может появиться, как минимум, еще один блок с реактором РБМК - пятый блок Курской АЭС. Какие основные изменения внесены в этот реактор по сравнению с предыдущими проектами?

На то, что этот многострадальный блок будет наконец-то пущен, мы все очень надеемся. Очень не по-хозяйски не вводить блок, на 70% законченный строительством. Оставшееся оборудование, приборы, системы управления - все еще производится для модернизации действующих энергоблоков. Уровень безопасности этого энергоблока вполне соответствует безопасности сооружаемых сегодня в России и за рубежом АЭС.

За годы вынужденной консервации проект блока многократно дорабатывался. От действующих блоков его, прежде всего, отличают совершенные нейтронно-физические характеристики, полученные за счет уменьшения на 20% объема графитовой кладки в реакторе. Реактор оснащен системой локализации радиоактивных выбросов из верхних помещений реакторного отделения. На нем устанавливаются современные, глубоко резервированные системы контроля, управления и защиты. За счет применения в комплексной системе управления и защиты кластерных стержней, эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ снижен в 4 раза. Энергоблок оснащен совершенными системами мониторинга основных технологических процессов и оптимальным набором систем безопасности.

Пожалуйста, скажите несколько слов об опыте эксплуатации и перспективах совершенствования твэлов и ТВС РБМК.

Топливо РБМК претерпело за свою 35-летнюю историю множество изменений. Для повышения выгорания сначала обогащение топлива было поднято с 1,8% до 2% по ²³⁵U. Затем, после Чернобыльской аварии, обогащение было повышено до 2,4% с целью снижения парового эффекта реактивности. При этом в активной зоне оставалось большое количество так называемых дополнительных поглотителей (ДП), которые, помогая снижению α_φ, значительно ухудшали экономические характеристики энергоблоков из-за дополнительного захвата нейтронов.

Несколько лет назад для РБМК было разработано топливо с добавлением выгорающего эрбиевого поглотителя. В 1996 году началась загрузка такого топлива обогащением 2,6%, а с 2001 г. обогащение было повышено до 2,8%. По мере замены старого топлива на уран-эрбиевое, началась планомерная выгрузка ДП и снижение α_φ, при этом выросла глубина выгорания выгружаемого топлива. За счет уран-эрбиевого топлива этот показатель увеличился на сегодня с 20,9 до 25,8 МВт×сут/кгU. Выгорание будет увеличиваться и дальше, по мере полного перехода на загрузку реакторов уран-эрбиевым топливом.

Следующим шагом в улучшении топливоиспользования на РБМК станет внедрение так называемого профилированного уран-эрбиевого топлива. Центральная часть твэлов в таких ТВС заполнена топливом обогащением 3,2%, а периферийная зона имеет обогащение 2,5% с соответствующим содержанием эрбия.

Сейчас завод приступает к изготовлению опытных партий таких ТВС. Планируемая глубина выгорания при переходе на это топливо составит 33-35 МВт×сут/кгU.

Изменялась и изменяется конструкция твэл и ТВС. Основные направления совершенствования твэла заключались в переходе на топливные таблетки с центральным отверстием и соответствующими фасками и совершенствовании узлов приварки концевых заглушек. В ТВС дистанционирующие решетки из нержавеющей стали заменены на циркониевые, пучки твэлов стали с центральным закреплением, кроме того, разработаны кассеты с антидебризными фильтрами.

Реакторы МКЭР часто называют "концентрацией опыта создания отечественных канальных реакторов". В каком состоянии находится этот проект в наши дни?

К сожалению, хвалиться здесь особенно нечем.

В 2001 году руководством Минатома было принято решение о развитии в России только одного направления реакторостроения - корпусного.

При поддержке Ленинградской АЭС, РНЦ КИ и генпроектировщиков в 1989-2002 гг. мы провели конструкторские, проектные и расчетные проработки мощностного ряда РУ 3-го поколения: МКЭР-860, МКЭР-1000, МКЭР-1500. Первые две РУ - с естественной циркуляцией теплоносителя, интенсифицированной струйными насосами, третья РУ - с принудительной циркуляцией теплоносителя.

В этих разработках мы постарались реализовать в наибольшей степени полезные свойства и преимущества канальной реакторной концепции. Однако дальше проектных материалов дело не продвинулось, более того, в планы развития инновационных технологий канальное направление не вошло. В принципе, если для намеченного бурного развития отечественной атомной энергетики потребуется быстро реализуемая вторая реакторная технология, как это было в начале 70-х годов, мы готовы помочь. Пока еще есть заводы, способные выпускать основное оборудование для канальных РУ, есть опыт и специалисты, чтобы эту задачу оперативно выполнить.

Какие новые концепции канальных реакторов могут появиться в России в будущем?

Во всем цивилизованном мире идет выбор новых инновационных энергетических технологий. Развитые страны уже во многом определились.

Среди шести реакторных технологий, которые признаны достойными ускоренного развития (Программа G-IV), есть реакторы со сверхкритическими параметрами теплоносителя (СКД). Над развитием этого направления активно работают Канада, Франция, Япония, Южная Корея и т.д. У нас в России есть уникальный опыт разработки и эксплуатации реакторов с перегревом пара. Тогда нас подвела технологическая неготовность промышленности и отсутствие нужных материалов. Сейчас положение лучше, но вопросы разработки или выбора необходимых материалов тоже играют первостепенную роль.

Чтобы не отстать от передовых течений в реакторостроении, мы концептуально проработали канальные реакторы СКД с тяжеловодным и графитовым замедлителем, оценили их безопасность и техническую реализуемость. Стало ясно, что в канальном варианте реализовать реактор с СКД намного проще, нежели в корпусном исполнении. При этом КПД такого реактора будет 43-45%, он будет гораздо проще, особенно при прямоточной схеме отвода пара на турбину. Капитальные затраты на строительство таких энергоблоков будут существенно ниже.

Все хорошо, но на разработку и испытание нужных материалов надо серьезно тратиться. Это, как вы понимаете, невозможно без серьезной финансовой поддержки либо из бюджета страны, либо Росатома. В перечне развиваемых в стране инновационных технологий этого направления также нет.

Спасибо за интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 27.04.2008

Темы: АЭС, Россия, Интервью, Анатолий Петров