На вопросы электронного периодического издания AtomInfo.Ru отвечает главный конструктор и начальник отделения ОКБ "Гидропресс" Виктор Аркадьевич МОХОВ.

Виктор Аркадьевич, в ОКБ "Гидропресс" в мае этого года состоялась шестая международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Каково Ваше мнение об её итогах?

С момента завершения конференции прошло полтора месяца, и за это время мы смогли лучше осмыслить представленные доклады и заявленные на конференции тематики, а также сделать для себя определённые выводы.

На заседании научно-технического совета ОКБ "Гидропресс" мы отметили положительные и отрицательные стороны конференции с точки зрения организации и вернулись к поставленным в выступлениях участников техническим вопросам.

К положительным результатам бесспорно можно отнести большое число докладов и участников. Многие из работ были на очень высоком уровне, как с точки зрения представления затронутых в них вопросов, так и их актуальности для всего направления ВВЭР.

На заседании НТС мы ещё раз отметили для себя прозвучавшие на конференции интересные идеи и предложения, особенно те из них, которые были выдвинуты в докладах сторонних организаций. Пока мы не обсуждали их на предмет реализуемости, но полагаем, что в будущем эти мысли могут дать реальный практический выход.

Если говорить о рекомендациях для оргкомитета следующей конференции, то мы пришли к выводу о том, что такие мероприятия должны быть ориентированы либо на текущие актуальные вопросы, связанные с выполнением ФЦП, либо на инновационные технологии, и тон всей конференции должны задавать пленарные доклады.

Нужно сказать, что мы и в этот раз старались придерживаться такой стратегии, но, как известно, пределов совершенству нет, и нам всем, включая будущий оргкомитет, есть над чем подумать.

Спасибо за Ваш комментарий. Теперь мы хотели бы задать Вам несколько вопросов по тем разработкам, которые ведутся в ОКБ "Гидропресс" по реакторным установкам ВВЭР.

Прежде всего, обращает на себя внимание довольно большая номенклатура проектов. С другой стороны, постоянно говорится о необходимости двигаться в направлении серийных энергоблоков. Но даже по тысячникам сейчас остаётся, как минимум, два различных проекта - 392М и 491.

Эта ситуация сложилась вовсе не потому, что такое положение дел устраивает ОКБ "Гидропресс". Наоборот, реакторная установка - то есть, наша сфера ответственности - для упомянутых вами проектов является объединяющим элементом.

Основные различия возникают дальше и связаны с тем оборудованием, архитектурой и наполнением, которые находятся в сфере ответственности генпроектировщика, то есть, "Атомэнергопроектов". Каждый из них имеет свой опыт, свои наработки, свои привязанности к тем или иным техническим решениям, которые они и стараются реализовывать.

Работа по унификации технических решений в отрасли ведётся. Начиналась она, естественно, с реакторной установки. Перед нами была поставлена соответствующая задача, и ОКБ "Гидропресс" её выполнил в наиболее полном объёме. То есть, то, что зависело от нас, мы сделали.

Аналогичная деятельность предполагалась по машзалу на стадии выполнения технического проекта. Как мы видим сейчас, до конца она пока не доведена. По поручению директората по АЭС-2006 была создана рабочая группа по машзалу, и мы ожидаем от неё окончательных предложений.

Я напомню, почему возникло два различных проекта. В своё время было принято решение иметь двух генпроектировщиков с таким расчётом, чтобы сравнить предлагаемые ими проекты и выбрать один из них для будущих энергоблоков. Эта процедура на сегодняшний день не закончена.

То есть, говорить о том, какой проект будет предложен для третьего и четвёртого ростовских блоков пока рано?

Нет, по блокам №№3-4 Ростовской АЭС я могу дать ответ. Есть принципиальное решение о том, что на них будет установлен 320-ый проект с использованием имеющегося оборудования - в том числе, оборудования с завода "Атоммаш".

Первоначально в планах для этих блоков был заложен проект АЭС-2006, но в дальнейшем было принято другое решение.

Какова судьба проекта 392Б, предлагавшегося для Балаковки и Хмельницкой АЭС?

Проект В-392Б был в своё время достаточно актуален, но сейчас его актуальность снизилась. С момента его разработки мы существенно продвинулись вперёд.

История проекта такова. Он выполнялся для блоков №№5-6 Балаковской АЭС. Пусть не до конца, но в нём был сформирован общий облик энергоблока, по крайней мере, в части реакторного отделения. Строительная часть энергоблока была взята от В-320, но в реакторной установке был максимально учтён накопленный опыт по АЭС "Тяньвань" и по АЭС "Куданкулам".

Была показана принципиальная возможность довести проект до приемлемого уровня. Затем, однако, возникла задача по реализации нового проекта АЭС-2006. У него иная строительная часть, и в режиме достройки энергоблоков, делавшихся под 320-ый проект, его применять нельзя.

По Хмельницкой АЭС - точнее, по блокам №№3-4 - мы активно взаимодействовали с нашими коллегами из Украины, прежде всего, из компании НАЭК "Энергоатом". Мы ознакомили их с нашими работами.

У украинских коллег, насколько мы знаем, проходили дискуссии - что делать? Должны ли они ликвидировать имеющийся на 3,4 блоках задел в строительной части, примерно соизмеримый с тем, что есть на пятом-шестом блоках Балаковской АЭС?

По состоянию на начало этого года, НАЭК "Энергоатом" придерживался той точки зрения, что задел следует сохранить и использовать, а в этом случае им логичнее выбирать проект В-392Б.

Ещё одна тема, о которой много говорится в последние годы - реакторы средней мощности. У ОКБ "Гидропресс" есть проект ВВЭР-640 (В-407), который иногда критикуют за то, что в нём при пониженной мощности используются оборудование и корпус, взятые у тысячника.

Проблему отношения к реакторам средней мощности необходимо рассматривать по нескольким позициям.

Первое - нужны ли такие реакторы? Скажу сразу наше понимание - да, нужны. Они будут необходимы в местах, не развитых с точки зрения электрических сетей. В нашей стране они актуальны для кольского региона, для архангельской площадки и для ряда других районов.

Отдельно стоит вопрос о возможности продаж ВВЭР средней мощности за рубеж. Российская компания "Атомстройэкспорт" выстраивает свою политику следующим образом - она предлагает потенциальным клиентам то, что уже реализовано на практике, или то, что имеет значительную референцию.

Есть у нас тысячник, следовательно, АСЭ предлагает заказчикам ВВЭР-1000. Продвигать же ВВЭР-640 или ВВЭР-600, для которых не выполнен в полном объёме проект, рискованно.

Но если бы проект ВВЭР средней мощности существовал, то он наверняка был бы востребован. Круг потребителей таких реакторов нам в общих чертах известен. Так, к ВВЭР-640 присматривалась Венгрия. Они привыкли работать со средними мощностями, и для них такой проект был бы очень удобен. Далее - азиатский регион, такие страны, как Вьетнам, Индия, Пакистан (в последнем случае, разумеется, только после снятия со страны международных ограничений).

Пока что, к сожалению, проекта нет, и мы можем вести только теоретические споры - нужна или не нужна средняя мощность, окажется ли она востребованной, и так далее.

Второй аспект, которого стоит коснуться, связан с исполнением проектов. ВВЭР-640 вышел родом из проекта нового поколения (НП), где закладывались передовые по тем временам идеи с точки зрения обеспечения безопасности с использованием пассивных систем. В качестве примеров можно вспомнить об аварийном приямке с клапаном, открывавшем доступ воды из этого бассейна к активной зоне для её аварийного расхолаживания, система пассивного отвода тепла от парогенераторов в запроектной аварии.

Когда нас спрашивают, почему в ВВЭР-640 был выбран большой корпус, то мы отвечаем так. Реакторы ВВЭР более энергонапряжённые, чем их западные аналоги. Сложилось это исторически, по той причине, что для отечественных корпусов выдвигалось требование транспортабельности по железным дорогам, а это, в свою очередь, накладывало ограничение на их диаметр.

Но какой смысл сохранять чрезмерную форсированность активной зоны для реактора средней мощности, если мы знаем, что можем использовать для него корпус тысячника, заведомо удовлетворяющий требованиям по транспортабельности?

Снизив мощность и сохранив при этом старый диаметр корпуса, мы разгрузим активную зону. Она становится менее энергонапряжённой, и в ней в перспективе можно реализовывать длительные топливные циклы, когда кассеты будут работать не 4-5 лет, а существенно дольше.

Если топливо находится в более комфортабельных условиях с точки зрения энергонапряжённости, то это позволит повысить КИУМ и другие важные экономические показатели блока и развязывает руки физикам для оптимизации топливных загрузок под те или иные нужды эксплуатации. К тому же, большой корпус позволяет уверенно говорить о возможности реализации концепции удержания кориума внутри корпуса реактора при тяжёлых авариях.

Кроме ВВЭР-640, в ОКБ "Гидропресс" разрабатывается также проект ВВЭР-600 (В-498), иногда называемый "половинкой АЭС-2006". Вы не могли бы вкратце сравнить два проекта?

Как я уже сказал, ВВЭР-640 берёт начало из проекта НП. Основная целевая идея при его создании заключалась в максимальном использовании пассивных средств, причём иногда в ущерб другим показателям.

Для проекта ВВЭР-640 требовалось довольно большое расчётно-экспериментальное обоснование. В том числе осмысление ряда технических решений по пассивным системам с точки зрения эксплуатации энергоблока (проверок, приведение в рабочее состояние после их, к примеру, ложного срабатывания и т.д.).

Если быть кратким, то в ВВЭР-640 наблюдался большой крен в пассивную часть. Но современный уровень требований к атомной энергетике заставляет нас искать золотую середину, т.е. использовать пассивные системы, не отбрасывая при этом активные.

Другой момент. Пассивные системы, как правило, отвечают за управление запроектными авариями и за предотвращение их последствий. Но весьма желательно, чтобы они включались бы и при возникновении проектных аварий. Это позволило бы исключить излишнее дублирование активных и пассивных систем, снизить требования к активным системам и тем самым облегчить проект в целом.

Проект ВВЭР-600 выгодно отличается от ВВЭР-640 реализацией по управлению проектными и запроектными авариями. В нём мы объединяем функции по управлению этими классами аварий.

Другое отличие шестисотки заключается в использовании более современного оборудования с учётом накопленного нами опыта. Срок эксплуатации оборудования в ВВЭР-600 повышен до 60 лет.

Вы имеете в виду срок службы основного оборудования? Потому что, например, по механической части приводов срок составляет 40 лет.

Верно, но нужно заметить, что исходно этот срок был ещё меньшим - 20 лет. Для его увеличения мы выполнили все необходимые обоснования. Кроме этого, привода - не корпус, по ним существуют определённые технологии обслуживания, и, в конце концов, их можно просто переставлять.

По средней мощности ситуация теперь понятна. А что происходит на другом фланге? Насколько мы понимаем, по реакторам с мощностью выше 1200 МВт(эл.) заказов в России нет?

Здесь ситуация, в чём-то схожая со средней мощностью. Со стороны гепроектировщиков мы нередко слышим выводы о том, что технология ВВЭР весьма специфична, и для неё необходимо переходить к большим мощностям с целью повышения технико-экономических показателей.

Но тогда нам непонятно, почему в своё время был заморожен проект ВВЭР-1500, разрабатывавшийся для Ленинградской площадки.

Если говорить о технических трудностях, то для создания блоков с повышенной мощностью нам нужно отказаться от условия транспортабельности по железной дороге, с учётом опыта PWR. В этом случае перед технологиями ВВЭР откроются новые возможности, и нам станет проще конкурировать с традиционной энергетикой.

И последнее направление, о котором мы хотели бы сегодня поговорить - это ВВЭР-СКД, вариант легководного реактора будущего на сверхкритическом давлении. Честно признаемся, что доклады по этому типу реакторов читаются сегодня как фантастические романы, а по некоторым предложениям мы с трудом представляем себе, как их можно реализовать на практике - например, двухзаходная зона.

Есть, кстати говоря, предложения не только с двухходовой, но и с трёхходовой схемой. Такая схема предложена для быстроразвивающегося в настоящее время европейского проекта HPLWR с водой сверхкритических параметров. Я про них ещё упомяну.

На самом деле, никакой фантастики здесь нет. Идея о создании ВВЭР-СКД зреет давно. Мы занимались схожими проектами в советские времена. Правда, мы рассматривали тогда не одноконтурную, а двухконтурную схему, да и параметры выбирались пониже, чем сейчас.

Преимущества одноконтурной схемы понятны. Самое главное, что она позволяет обеспечить повышенный к.п.д., именно то, что в наши дни ставится во главу угла для реакторов будущего, и существенно снизить капитальные затраты.

В традиционной тепловой энергетике сверхкритические параметры - пройденный этап, и основные проблемы по оборудованию были решены. Поэтому никаких открытий мы не ожидаем. В технически развитых странах тепловая энергетика переходит на суперсверхкритические параметры.

В чём состоит сейчас суть работы? Мы должны все вместе понять, как наилучшим образом реализовать сверхкритические режимы для ядерного реактора. Из опыта тепловой энергетики мы знаем, что существуют конструкционные материалы, остающиеся работоспособными при таких температурах. Но в нашем случае добавляется фактор облучения.

От ведущих российских материаловедческих институтов мы слышим, что возможно подобрать материалы для ВВЭР-СКД, в том числе и в первую очередь, для элементов активной зоны, таких как оболочки твэлов. Есть понимание, куда идти. Дело остаётся за принятием принципиального решения и открытием финансирования НИОКР, включающих в себя реакторные исследования и металлургию.

Теперь обещанный комментарий по реализации проекта. По сути дела, двух- и трёхзаходные схемы движения теплоносителя в активной зоне нужны, во-первых, для выравнивания распределения средней плотности теплоносителя по высоте активной зоны, а, во-вторых, для перемешивания теплоносителя на выходе из ТВС различной энергонапряжённости.

Для ВВЭР-СКД это особенно важно, так как разница температур в "горячих" и "холодных" ТВС будет обуславливать очень большое (в разы!) различие плотностей теплоносителя, что негативно скажется на нейтронной и теплофизике аппарата. Однако, мы продолжаем искать технические решения и для однозаходной активной зоны, которая позволяет исключить ее недостатки.

А какие есть пути изолирования друг от друга потоков холодного и горячего теплоносителя при многозаходных схемах?

Вариантов, на самом деле, много, и мы можем выбирать наиболее оптимальные из них. Можно использовать вытеснители, можно вернуться к чехловым кассетам, применяющимся на ВВЭР-440.

Кроме того, от перетечек никто не собирается уходить полностью, поскольку в них нет ничего страшного. Перед нами стоит намного более простая задача - не ликвидировать перетечки полностью, а всего лишь минимизировать их.

Ещё одна цель, преследуемая в многозаходных схемах - снизить радиационную нагрузку на материалы внутрикорпусных устройств и корпуса реактора. Кроме того, рассматриваются довольно сложные тракты протекания теплоносителя, при которых условно холодный теплоноситель будет омывать все конструкции корпуса и крышки реактора.

Последнее, что хотелось бы сегодня сказать по поводу ВВЭР-СКД. Было бы неправильным не упомянуть о проблеме расчётных кодов. Для нового направления нам в обязательном порядке потребуется либо адаптировать старые коды, либо создавать новые. На это нужны деньги, но это разовые вливания, и если их делать с умом, то в процессе эксплуатации они окупятся с лихвой.

Спасибо, Виктор Аркадьевич, за интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 17.07.2009

Темы: Россия, ОКБ Гидропресс, Виктор Мохов, Интервью, Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР