ВВЭР - история, состояние и развитие. Часть 4.
А.В.Ланкевич, ОПУБЛИКОВАНО 11.01.2022
Мы публикуем в порядке дискуссии статью "История, состояние и проблемы развития технологии водо-водяных реакторов под давлением". Статья публикуется в нескольких частях.
Полное название четвёртой части статьи: "История развития технологии водо-водяных реакторов под давлением", часть 4 - "Итоги и перспективы развития направления АЭС с РУ типа ВВЭР и PWR".
Автор - Алексей ЛАНКЕВИЧ, Техническая академия Росатома, г. Обнинск.
Вместо эпиграфа
"Основные направления, по которым в рамках текущей программы эксплуатации и развития ядерной энергетики может быть достигнут дальнейший прогресс в обеспечении ядерной безопасности, относятся к человеческому фактору и организационным аспектам".
Майк Уэйтман (Mike Weightman), консультант по вопросам ядерной безопасности.
"МАГАТЭ: 10 лет ядерной аварии на АЭС"Фукусима-дайити" // Бюлютень МАГАТЭ, март 2021, т.62-1.
Часть 4. Анализ развития АЭС с водо-водяными реакторами.
Перспективы развития направления АЭС с РУ ВВЭР.
После проведённого методологического анализа истории эволюции технологии ВВЭР мы можем сказать следующее.
Пройден длинный путь от задела атомной оборонной промышленности, который на начальном этапе давал определённые надежды на эффективность и конкурентоспособность технологии водо-водяных реакторов в сравнении с традиционной энергетикой.
Основной проблемой являлось обоснование безопасности и надёжности эксплуатации новых АЭС. В настоящее время доля строящихся АЭС в мире с реакторами водо-водяного типа составляет более 95%.
В то же время традиционная энергетика с момента зарождения ядерной энергетики (1954) продолжала улучшать свои термодинамические параметры. К настоящему времени основу традиционной энергетики составляют станции с закритическими параметрами.
АЭС продолжают использовать более низкие термодинамические параметры, что обуславливает пониженную эффективность использования энергетического оборудования (КПД АЭС с реакторами типа ВВЭР - около 35%, в сравнении с КПД парогазовых установок - около 60%).
При этом нельзя забывать, что даже при равных термодинамических параметрах АЭС будут иметь проигрыш (пенальти) в виде глобального характера тяжёлых ядерных аварий и необходимости следования ядерному нераспространению, что неизбежно сказывается на конкурентоспособности ядерной энергетики с технологией ВВЭР/PWR.
К аналогичному выводу приходят многие специалисты, как у нас, так и за рубежом. Как писал в 50-ых годах прошлого века академик П. Л. Капица: "Мы пытаемся втиснуть ядерную энергетическую технологию в "прокрустово ложе" пароводяного термодинамического цикла двухсотлетней давности".
Ядерный источник энергии требует для эффективного использования новых научно-технологических решений в сфере преобразования энергии. В странах с высокоразвитой традиционной энергетикой на современном этапе можно видеть замораживание или отказ от использования построенных АЭС.
Экономическая и политическая составляющие развития АЭС с РУ ВВЭР
Как уже упоминалось, АЭС с РУ водо-водяного типа составляют около 95% всех строящихся реакторов в мире.
В настоящее время доля России на мировом рынке ядерных технологий составляет около 60%, включая:
• строительство новых блоков АЭС (портфель заказов 35 блоков АЭС с РУ ВВЭР, из них 32 за рубежом);
• обеспечение ядерным топливом действующих АЭС на основе самой передовой в мире центрифужной технологии обогащения урана (до 38% мирового рынка обогащения);
• гарантированный возврат и переработка ОЯТ;
• подготовка (образование и тренинг) специалистов для новых АЭС за рубежом.
На текущий момент в России работают 11 АЭС с 38 энергоблоками. Из них 22 энергоблока с реакторами ВВЭР (4 ВВЭР-1200, 13 ВВЭР-1000 и 5 ВВЭР-440).
По итогам 2020 года доля атомного электричества в России впервые превысила 20%. В абсолютных показателях по выработке в 2020 году был побит рекорд выработки советских времён. Это стало возможным благодаря увеличению единичной мощности блоков, а также росту мощности после модернизации и увеличению КИУМа, который на некоторых наших станциях уже превышает 90%.
Но сейчас в России по-прежнему нет роста экономики или перспектив большого экспорта электроэнергии, которые бы создавали спрос на существенное наращивание энергомощностей. Поэтому у нас в последние годы строятся лишь новые энергоблоки замещения, которые заменяют старые выбывающие блоки.
В ближайшие годы в России вряд ли стоит ожидать появления крупных АЭС с блоками-гигаватниками на новых площадках. Но вот малые АЭС в новых регионах в ближайшие 10 лет появятся (к примеру, БРЕСТ-ОД-300 в Северске или МБИР в Димитровграде).
В итоге экономическая (экспортная) составляющая атомной энергетики и промышленности для нашей страны является одной из самых существенных. При этом нельзя забывать о факторе политического влияния и "мягкой" дипломатии (образования и просвещения населения) в странах строительства.
Теперь, когда мы сделали выводы по методологии развития технологии, мы можем переходить к оценке различных проектов реакторов, относящихся к одному поколению, что и собираемся сделать в следующей главе.
Введение: ВВЭР-ТОИ, АР-1000, HPR-1000
После проведённого анализа PWR-реакторной технологии сравним три её ярких представителя, относящихся к поколению 3+, а именно: ВВЭР-ТОИ, АР-1000, HPR-1000.
Дадим краткую характеристику каждому реактору, представленному в нашем сравнении. Далее отметим общие черты, присущие им, и выявим основные моменты, которые их различают. В заключение на основании нашего сравнения сделаем экспертные выводы о перспективах данных реакторов.
Таблица 1.
Краткие характеристики сравниваемых реакторов.
| Характеристика | АР-1000 | ВВЭР-ТОИ | HPR-1000 |
| Тепловая мощность (МВт) | 3400 | 3300 | 3050 |
| Электрическая мощность (МВт) | 1100 | 1300 | 1170 |
| КПД (%) | 32 | 37,5 | 36 |
| Количество петель | 2 | 4 | 3 |
| Количество ГЦН | 4 | 4 | 3 |
| Количество ПГ | 2 | 4 | 3 |
| Режим работы | Основной и следование за нагрузкой (100-50-100) | Основной и следование за нагрузкой (100-50-100) | Основной и следование за нагрузкой (100-50-100) |
КИУМ (%) | 93 | 93 | 90 | | Максимальное расчётное землетресение, баллы по шкале MSK-64 | | 7,
для конструкций и узлов, выполняющих функции безопасности за счёт дополнительных мероприятий 8-9 | |
| Время обеспечения автономности работы станции в случае запроектной аварии, ч | 72 | 72 | 72 |
| Срок сооружения АЭС от первого бетона до физического пуска (для серийного блока), месяцы | 36 | 40 | 48 |
| Топливо | UO2 | UO2 | UO2 |
| Обогащение топлива (%) | 4,8 | 4,79 | |
| Выгорание МВт×сут/кгU | 60 | около 70 | 45 |
| Начальная загрузка топлива (т) | 93,6 | 86,41 | |
| Цикл перегрузки (месяцы) | 18 | 18 | 18 |
| Сейсмическая устойчивость (g) | 0,3 | 0,3 | 0,3 |
| Термодинамический цикл | Ренкина | Ренкина | Ренкина |
| CDF | 5,09E-7 | | ≈1E-6 |
| LRF | 5,94E-8 | | ≈1E-7 |
| Давление в 1-ом контуре (МПа) | 15,5 | 16,2 | 15,5 |
| Высота а.з. (м) | 4,27 | 3,73 | 3,66 |
| Эквивалентный диаметр а.з. (м) | 3,04 | 3,12 | |
| Компоновка ТВС | квадратная,17×17 | шестигранная | квадратная,17×17 |
| Число топливных ТВС в а.з. | 157 | 163 | 177 |
| Число твэлов в ТВС | 289 | 313 (307 твэлов и 6 твэгов, с обогащением по U235 3,3% и гранулами Gd2O3) | |
| Входная температура теплоносителя в а.з. (°С) | 279,4 | 297,2 | 291,5 |
| Выходная температура теплоносителя из а.з.( °С) | 324,7 | 328,8 | 328,5 |
| Подогрев теплоносителя в а.з. (°С) | 45,3 | 31,6 | 37 |
| Компенсатор давления | 59,5 | | |
| Скорость вращения турбины | 1800 | 1500 | |
| Давление во 2-ом контуре (в ПГ) (МПа) | 5,76 | 6,5 | |
| Температура пара (°С) | 272,8 | 288,5 | |
| Паропроизводительность (кг/с) | 1889 | 1617 | |
| Парогенератор | вертикальный | горизонтальный | вертикальный |
ВВЭР-ТОИ
Новой вехой в развитии технологии ВВЭР стали реакторные установки, реализуемые в рамках проекта АЭС-2006 (В-491, В-392М и В-510).
Первые два уже эксплуатируются на Нововоронежской и Ленинградской площадках, а теперь и в Белоруссии, строятся за рубежом, а третий, ВВЭР-ТОИ, в настоящий момент сооружается на Курской площадке и в Турции (Аккую).
Основной идеей этих проектов является создание новой более мощной, серийной, с повышенным уровнем безопасности и конкурентоспособной РУ для внешнего рынка. Но, так же как и родоначальники предыдущих большой и малой серий ВВЭР, эти три РУ имеют большие различия, что не может позволить их отнести к серийным.
Так, вроде бы объединённые под одним проектом АЭС-2006 блоки превратились в два похожих, но всё же разных проекта, соответственно, московского "Атомэнергопроекта" и санкт-петербургского "Атомпроекта".
Энергоблок ВВЭР-ТОИ, ставший одной из версий АЭС-2006, претендует на роль нового, оптимизированного типового решения.
Какие изменения по сравнению с предшествующей конструкцией ВВЭР-1200 появились у ВВЭР-ТОИ:
• при неизменности размерности активной зоны, решёток и их количества компоновка 1-го контура изменилась, теперь ПГ расположены симметрично параллельно, что улучшает ремонтопригодность;
• количество ОР СУЗ сокращено до 94; введены ПС СУЗ с уменьшенным числом ПЭЛ (16 вместо 18), совмещаемые с комбинированными датчиками внутриреакторного контроля, что позволило разместить большее количество топлива;
• приняты дополнительные меры для снижения воздействия нейтронов на сталь реактора: диаметр корпуса увеличен ещё примерно на 40 см, таким образом, внутренний диаметр реактора проекта ВВЭР-ТОИ увеличился примерно на полметра по сравнению с серийным ВВЭР 1000 (до 4645 мм), что позволило улучшить нейтронную защиту корпуса реактора; также снижено содержание никеля и примесей в основном металле и швах, количество швов уменьшено до трёх, их расположение оптимизировано относительно наиболее интенсивного потока нейтронов, что позволило продлить срок службы незаменяемого оборудования до 60 лет;
• используются модернизированные ПГ большего объёма и производительности (на 1 м длиннее), с более эффективными устройствами продувки - увеличение КПД;
• используется тихоходная турбина (1500 об/мин) и новая АСУ ТП;
• улучшения, коснувшиеся систем безопасности:
· увеличена примерно на 20% мощность СПОТ;
· к пассивным компонентам САОЗ добавлена ступень ГЕ-3, продлевающая залив АЗ в условиях полной потери источников переменного тока до 72 часов;
· в активных системах исключено внутреннее резервирование, что способствует оптимизации САОЗ, САР ПГ, САВБ;
· применена система СБВБ, обеспечивающую массированный впрыск борной кислоты в первый контур, в том числе при обесточивании РУ - за счёт выбега ГЦН, аналогичная система была использована для индийского проекта В-412;
· модернизированные ГЦНА с водяной смазкой главного подшипника вала и с негорючей смазкой мотора, приняты меры для сохранения уплотнения вала в аварийных ситуациях с длительной (до трёх суток) потерей охлаждения;
• КИУМ увеличен - до 93%;
• системы и элементы АЭС спроектированы на максимальное расчётное землетресение (МРЗ) до 8 баллов по шкале MSK-64 с максимальным горизонтальным ускорением на свободной поверхности грунта 0,25g, также рассчитаны на падение самолёта массой 20 т со скоростью 215 м/с в качестве проектного исходного события и падения тяжёлого самолёта массой 400 т со скоростью 150 м/с в качестве запроектного исходного события с учётом возгорания топлива, для этого события проект обеспечивает отсутствие выхода радиоактивных веществ в окружающую среду; ещё предусмотрена защита от внешней ударной волны с давлением сжатия во фронте 30 кПа и от максимальной скорости ветра до 56 м/с;
• время реализации проекта позиционируется как 48 месяцев для референтного блока и с последующим сокращением до 40 месяцев для серийных блоков;
• применяется модульная конструкция вместе с мультиплатформенным программно-аппаратным комплексом управления инженерными данными для конструирования и проектирования, а также организацией коммуникаций между территориально распределёнными участниками проекта;
• в проекте используются двойная ГО; перегрузочный цикл составляет 18 месяцев; проектный блок может работать в режиме следования за нагрузкой (100-50-100), заявленная стоимость проекта для двухблочной установки 2500-2700 $/кВт.
В настоящий момент, как мы уже отметили, проект реализуется на Курской площадке в соответствии с графиком работ и на турецкой площадке (Аккую).
АР-1000
"Westinghouse AP-1000" представляет собой двухконтурный PWR, разработанный на базе меньшего AP-600, из которого была взята значительная часть проекта AP-1000.
AP-1000 является одной из первых новых конструкций реакторов, сертифицированных NRC США.
Упрощение было главной целью при разработке AP-1000 в отношении систем безопасности, систем нормальной эксплуатации, БЩУ, методов строительства, а также систем КИПиА и систем управления, обеспечивающих снижение затрат со значительным повышением уровня безопасности.
Он имеет:
• систему охлаждения активной зоны, включающую пассивный отвод остаточного тепла путем конвекции;
• улучшенную изоляцию защитной оболочки;
• пассивную систему охлаждения защитной оболочки и систему удержания кориума внутри корпуса реактора за счёт его внешнего охлаждения.
Позиционируется, что в работе систем безопасности используется только пассивный принцип действия, что позволяет упростить необходимые действия оператора или свести их к минимуму. Подход заключается в устранении таких действий, а не в их автоматизации.
AP-1000 был сертифицирован в США в 2005 году, также его конструкция была одобрена в Великобритании в 2017 году, но со значительными улучшениями свойств двойного контайнмента на предмет его целостности при падении военного самолёта.
АР-1000 отличается простотой конструкции и эксплуатации. По сравнению со стандартной реакторной установкой аналогичного размера (1000 МВт) AP-1000 имеет:
• на 35% меньше насосов;
• на 80% меньше предохранительных трубопроводов;
• на 50% меньше предохранительных клапанов.
При этом всё это только улучшает его безопасность.
Во-первых, меньшее количество предохранительных клапанов, задвижек и укорочение трубопроводов увеличивает запас прочности.
Во-вторых, использование пассивных систем безопасности позволяет сократить количество сложного технологического оборудования (насосы, вентиляторы, предохранительные и обратные клапаны и т.д.), которое, возможно, будет использоваться редко или совсем не будет использоваться, что приводит к сокращению начальных капиталовложений и трудозатрат в компоненты безопасности реактора.
В-третьих, в плане строительства используется модульная конструкция, которая приводит к сокращению финансовой составляющей, улучшению качества элементов и значительно снижает сроки реализации проекта (заявлено 36 месяцев).
Стоимость проекта для двухблочной установки заявлялась в пределах 1800-2000 $/кВт.
АР-1000 самая компактная РУ из всех трёх. Она имеет две петли и вертикальные ПГ и не имеет УЛР, к тому же в этом проекте американцы пошли дальше и применили ГЦН-ы, встроенные в ПГ (как в подводных лодках, а там объём, занимаемый установкой, имеет первоочередное значение), бассейн выдержки вынесен за границу ГО, что ещё позволило им получить выигрыш в компактности.
Позиционируется, что общая относительная площадь застройки на киловатт установленной мощности будет 85 м2/кВт.
AP-1000 был построен в Китае в Саньмене и Хайяне и строится на Вогле (США). Блоки собираются из модулей. Это 1250 МВт брутто и 1110-1117 МВт нетто в США, 1157 или 1170 МВт нетто в Китае (3415 МВт).
"Westinghouse" ранее заявлял 36-месячное время строительства до загрузки топлива. Первые блоки строились в Китае по 57-месячному графику с подключением к сети, но сроки были сдвинуты до 110 месяцев. Процесс был задержан, в частности, из-за необходимости доработки четырёх ГЦН-ов.
На сегодняшний день китайские блоки находятся в эксплуатации.
"Hualong One", HPR-1000
В Китае есть два местных проекта, основанных на французском предшественнике. CNNC разработала конструкцию ACP-1000 с номинальной мощностью 1100 МВт(э) и возможностью отслеживания нагрузки и с 177 тепловыделяющими сборками. CNNC решила первоё выйти на международный уровень и переработала свой проект в Пакистане в "Hualong One".
Параллельно, но с некоторым опережением, "China Guangdong Nuclear Power Corporation", в настоящее время "China General Nuclear Power" (CGN), возглавила разработку ACPR-1000 мощностью 1100 МВт с 157 тепловыделяющими сборками (аналогично французскому предшественнику M-310).
Тем не менее, из-за рационализации в течение 2011-13 гг., этот дизайн был отброшен в пользу "Hualong One", по сути, ACP с некоторыми функциями от ACPR.
CGN тоже решила выходить на международные рельсы и подала свой проект на сертификацию в Британии.
Версия, продвигаемая на международном рынке, называется HPR-1000 (реактор "Hualong" под давлением), основанная на версии CGN, с "Fangchenggang" в качестве эталонной установки.
Проект имеет сертификат соответствия европейским требованиям EUR и залицензирован в китайском надзорном органе.
"Hualong One" - это водо-водяная трёхконтурная установка, имеющая в своём составе:
• реактор с рабочим давлением 15.5 МПа и с 177 топливными сборками;
• три вертикальных ПГ, три ГЦН и компенсатор давления;
• двойной контайнмент из преднапряжённого бетона;
• различные активные и пассивные системы безопасности;
• тепловую мощность 3050 МВт, с электрической мощностью 1170 МВт (версия CNNC);
• 60-летний срок службы;
• средний уровень выгорания составляет 45 МВт/кг;
• КПД - 36%;
• КИУМ - более 90%;
• время автономной работы блока 72 часа;
• предусмотрена возможность работы в базовом режиме и в режиме следования за нагрузкой (100-50-100);
• системы КИПиА могут быть от Areva/Siemens;
• ориентировочная стоимость в Китае составляет 3500 долларов за кВт;
• в реакторе используется топливная кассета модификации CF3 (China Fuel), кассета разработана компанией CNNC и апробирована на блоке CNP-600 "Циньшань-2-2";
• для реактора "Hualong One" с топливом CF3 планируются 18-месячные кампании;
• вероятность повреждения активной зоны (CDF) составляет менее 10-6;
• частота раннего выброса радиоактивных веществ за пределы защитной оболочки (LERF) составляет менее 10-7;
• сейсмостойкость до 0,3g;
• в случае ЗПА и ТА в проекте предусмотрены ряд систем безопасности:
· пассивная система отвода тепла через парогенераторы (PRS),
· пассивная система отвода тепла от контейнмента (PCS);
· система заливки и охлаждения шахты реактора (IVR), т.е. нет УЛР,
· все три системы рассчитаны на работу в течение 72 часов после начала тяжёлой аварии;
· также применена концепция безопасности "течь перед разрушением" (LBB);
Первые строящиеся блоки - это "Fangchenggang" 3 и 4 (CGN) и "Fuqing" 5 и 6 (CNNC) (пятый блок включён в сеть в 2020 году, шестой - в 2022 году). Он также строится в Пакистане (второй блок АЭС "Карачи" включён в сеть в 2021 году), ведутся переговоры о покупке данного проекта Аргентиной и Британией.
CNNC и CGN в декабре 2015 года сформировали совместное предприятие - "Hualong International Nuclear Power Technology Co" - для его продажи.
Краткая справка о CNNC.
Корпорация CNNC была создана на базе китайского атомного министерства. На сегодняшний день она является основным инвестором и владельцем китайских АЭС, нередко через посредство совместных предприятий и/или дочерних компаний. Корпорация - единственный китайский поставщик ядерного топлива.
У корпорации CNNC имеется свыше 100 дочерних предприятий. Своим зарубежным клиентам CNNC может предоставить большой выбор коммерческих предложений, включающий в себя госгарантии, крупные кредиты от государственных и коммерческих банков, конкурентоспособные проценты по кредитам, механизмы разделения риска и другие аспекты.
Выводы из сравнения
Все три РУ относятся к PWR-реакторам. О перспективности развития этой технологии мы уже высказали своё мнение в выводах к первым двум частям нашего обзора.
Отметим общие черты, присущие им:
1) один диапазон мощности;
2) сертифицированы в своих надзорных органах и в EUR;
3) заявлены как родоначальники серии;
4) имеют модульные конструкции;
5) сроки эксплуатации по 60 лет;
6) отвечают всем международным требованиям безопасности для реакторов поколения 3+, а именно имеют:
6.1) двойной контайнмент;
6.2) активные и пассивные системы безопасности;
6.3) ГЭЗ и соответствуют всем её требованиям;
6.4) культуру безопасности при эксплуатации;
6.5) качество разработки, строительства и эксплуатации;
6.6) меньше, чем в требованиях МАГАТЭ и EUR, вероятностные оценки безопасности;
6.7) большие запасы воды для управления ЗПА и тяжёлыми авариями (72 часа при обесточивании);
6.8) улучшенные АСУ, позволяющие исключить участие оператора на начальной стадии аварии;
7) близкие параметры РУ:
7.1) габариты реакторов;
7.2) объём компенсаторов;
7.3) паропроизводительность ПГ;
7.4) обогащение топлива;
7.5) 18-месячный цикл перегрузок;
7.6) возможность использования МОХ-топлива;
7.7) работа в базовом режиме и в режиме следования за нагрузкой;
7.8) имеют системы пассивного отвода тепла от ПГ и системы вентиляции ГО с фильтрами;
7.9) одинаковые характеристики противодействия внешним факторам (смерч, торнадо, ураганы, наводнение, землетрясение, падение самолёта);
7.10) независимость, изолированность и дублируемость активных систем безопасности в соответствии с международными требованиями;
7.11) система "течь перед разрушением" основных трубопроводов.
8) обладают улучшенной компоновкой РУ и станции в целом;
9) используют интегральные модулирующие системы при проектировании и строительстве станций;
10) низкая стоимость конструкции РУ - порядка 2000-3500 $/кВт;
11) значительно сокращены сроки строительства АЭС - от 36 до 48 месяцев;
12) полностью обеспечена своя топливная составляющая;
13) поддерживаются правительствами своих стран в сфере продвижения на международные рынки.
Что их различает:
1) Принцип подхода к разработке проекта:
1.1) ВВЭР-ТОИ, взята надёжная как автомат "Калашникова" конструкция и к ней приделаны различные "примочки" в области безопасности, чтобы угодить международным требованиям для поколения 3+;
1.2) АР-1000, "Вестингауз" разработал другой подход после аварии на Три-Майл-Айсленде, изучения её последствий и проведения целого ряда экспериментов для обоснования пассивных систем, взял PWR-технологию реакторостроения, используя референтные составляющие (проверенные временем эксплуатации), и поменял принципиальный подход к обеспечению безопасности, приняв за основу пассивность и простоту, и рассматривал активные системы безопасности как вспомогательные, действия которых возможны при благоприятных стечениях обстоятельств (например: на шинах осталось электропитание);
1.3) HPR-1000 ("Дракон"), китайские инженеры, взяв за основу французский проект РУ поколения 2 (М-310), доработали его до поколения 3+, получили ИС на него; т.е. их подход в целом похож на наш, принципиально ничего нового, лишь усовершенствовали системы безопасности, да разработали новую а.з. с большим количеством ТВС и новое топливо, не сильно изменив его характеристики.
2) Для кого разрабатывался проект:
2.1) ВВЭР-ТОИ, для экспансии на международный рынок; основные требования серийность, референтность, по возможности сокращение затрат до современного уровня требований с использованием новых подходов в проектировании и строительстве; у себя планируется строительство только замещающих и референтных блоков.
2.2) АР-1000, создание конкурентоспособного с традиционной энергетикой реактора для реализации внутри страны и вывода на международные рынки; во время строительства в США пришло осознание, что данная технология не в состоянии выдержать такую конкуренцию и почти завершённые стройки были заморожены (кроме "Вогл"), после чего было принято решение развивать данный проект для поставки на международные рынки и создания мощных коалиций вместе с японцами и англичанами для широкого внедрения по всему миру;
2.3) HPR-1000 (Дракон), китайцы придерживались сразу двух направлений - и для внутреннего рынка, и для международного; основные требования схожие с российскими в области экспансии, внутри страны с американскими (должны быть конкурентные с угольной генерацией).
Рост населения и урбанизация (90% происходит в странах, не входящих в ОЭСР) будут приводить к увеличению потребности в электроэнергии, пресной воде, пищи и т.д. Очевидно, что доминирующий поставщик этой инфраструктуры получит политический контроль в регионах и баснословные прибыли.
По уровню потребности электросетей таких регионов рассматриваются РУ данного уровня и реакторы средней и малой мощности.
Отметим, что с точки зрения проработанности технологии и экономической составляющей даже такие страны как Бангладеш склоняются в сторону РУ большой мощности. Это говорит о том, что спрос на данные РУ будет велик в ближайшем будущем.
Мировой рынок ядерных реакторов на ближайшие десять лет оценивают в 500-750 миллиардов долларов.
3) Различия в принципах управления тяжёлой фазой ЗПА и ТА (проплавление корпуса реактора):
3.1) ВВЭР-ТОИ, использована УЛР (ловушка расплава); впервые настоящие УЛР были применены при строительстве АЭС "Тяньвань" (В-428), кроме этого, УЛР применяется на АЭС "Куданкулам" (В-412), во всех проектах АЭС-2006 (В-392М, В-491) в России, Белоруссии, Финляндии, будет применено на АЭС "Аккую".
Отметим, что это наша, отечественная разработка, со своей системой охлаждения, жертвенными материалами. Сам принцип применения больше похож на ликвидацию последствий, а не на управление (если проплавится, то может быть поймаем, почему "может быть", т.к. об экспериментах на масштабных устройствах нам не известно, а доверия к мелкомасштабным экспериментам и расчётному обоснованию немного).
Разработана новая АСУ ТП, которая при ЗПА и ТА на начальной фазе аварии исключает действия персонала в течении от десяти минут до получаса, затем персонал переходит к инструкциям из РУЗА, т.е. подразумевается, что персонал проходит обучение действиям при ЗПА и ТА на полномасштабном тренажёре.
Это может дать ответ на вопрос: кто будет более опытен в принятии решения при, скажем, аварийной ситуации - человек, постоянно принимающий решения, или человек, бездумно следующий подсказкам компьютера, как это позиционируется у АР-1000.
3.2) АР-1000, "Вестингауз" подошёл со всей серьёзностью к данной проблеме. Во-первых, был "Три-Майл-Айленд" с расплавлением зоны, осознание и изучение последствий и причин и затем долгий период стагнации отрасли в США.
Во-вторых, собирались строить массово и у себя. Поэтому детально изучив аварию у себя и другие аварии (Чернобыль, Фукусима), проведя ряд крупномасштабных обосновывающих экспериментов, была выработана стратегия удержания расплава в корпусе реактора и недоведения выхода кориума за его пределы.
В основном всех критиков интересует, что будет, если всё же корпус проплавится? Здесь вступает в силу следующая стратегия по охлаждению внутреннего металлического ограждения (теплопередача через металл выше, чем через бетон). Правда, имеется критика этого ограждения с точки зрения коррозии, которая была отмечена на многих таких ГО специалистами NRC в США.
Введена новая АСУ ТП, которая полностью исключает самостоятельные действия персонала и постоянно даёт ему подсказки, но это компьютерная логика, а она не всегда бывает верной (можно привести примеры из современного самолётостроения, где в последнее время часто случаются трагедии из-за неправильного компьютерного управления лайнером).
3.3) HPR-1000 ("Дракон"), здесь так же, как у американцев, нет ловушки и используется стратегия охлаждения корпуса при ТА, но оба ГО выполнены из преднапряжённого бетона, такие ГО не подвержены коррозии, но значительно энергозатратнее в вопросе охлаждения. Китайская сторона заявляет о сериях масштабных экспериментов для обоснования этого решения.
4) Компоновка оборудования первого контура:
4.1) ВВЭР-ТОИ, во-первых, наконец то мы решились что-то поменять, для этого есть объективные причины. Разместив ПГ параллельно-симметрично, получили выигрыш в компактности размещения оборудования и при техническом обслуживании.
Всё равно оставили четыре петли (4 ГЦН, 4 ПГ и т.д.), т.е. по-прежнему площадь ГО остается значительной. Это кажется странным, учитывая поставленную цель сокращения материальной составляющей, ведь можно было использовать схему с двумя петлями, тем более что у конкурентов используются две или три петли.
Второй момент, который всегда отличал нас от всех других, это горизонтальные ПГ. У них есть свои плюсы, и основные из них, конечно же, референтность и большой запас воды, но если говорить о занимаемом пространстве под ГО, то оно больше, чем у вертикальных, значит, опять увеличение площади поверхности ГО.
В-третьих, мы применили УЛР (его нельзя отнести к оборудованию первого контура, но оно находится под реактором, а значит в ГО), которое на 8 метров увеличивает высоту ГО и снова приводит к повышенному расходу металла и бетона.
Наконец, в ВВЭР бассейн выдержки отработанного топлива находится внутри ГО, что делает более безопасным процесс перегрузки и улучшает безопасность при ТА с потерей энергоносителей (всё внутри ГО), но снова увеличение объёма ГО.
4.2) АР-1000, самая компактная РУ из всех трёх. Она имеет две петли и вертикальные ПГ и не имеет УЛР, к тому же в этом проекте американцы пошли дальше и применили ГЦН-ы, встроенные в ПГ (как в подводных лодках, а там объём, занимаемый установкой, имеет первоочередное значение), бассейн выдержки вынесен за границу ГО, что ещё позволило им получить выигрыш в компактности. Как мы уже отмечали, значительно сокращены количество задвижек и длина труб.
4.3) HPR-1000 ("Дракон"), у китайского проекта по этому показателю промежуточное положение. Так как "Дракон" имеет французского прародителя (проект М-310), то он имеет три петли и вертикальные ПГ, но в отличие от французских проектов не имеет ловушки.
5) Компоновка АЭС:
5.1) ВВЭР-ТОИ, позиционируется 200 м2/кВт;
5.2) AР-1000, самый компактный проект, всего 85 м2/кВт;
5.3) HPR-1000 ("Дракон"), к сожалению, для него такого показателя найти не удалось. Приводим только те данные которые заявлены в проектах.
Можем сделать вывод, что мы проигрываем по этому показателю в 2,5 раза американскому проекту, что опять приводит к более дорогой конструкции.
6) Возможности реализации проекта своими силами:
6.1) ВВЭР-ТОИ, как мы уже отмечали, продукция машиностроительного комплекса, сопряжённого с производством АЭС является одной из самых экспортируемых в нашей стране, но необходимо оценить предельные мощности этих предприятий на предмет поставок такого объёма оборудования при столь значительной заявленной экспансии на международные рынки и строительства у себя.
Также открытыми остаются вопросы собственного производства мощных тихоходных турбин и АСУ ТП, если санкции будут расширены в этом направлении, то можем остаться без этих комплектующих (как известно, в конкурентной борьбе все средства хороши), что приведёт к уязвимости наших проектов.
Как мы можем видеть на примерах строительства наших проектов в Китае и Индии, простои и недопоставка оборудования дорого обходятся (передача технологий, значительные экономические издержки).
Сейчас все проекты реализуются согласно графиков, т.е. можно констатировать, что производственные мощности справляются. Но необходимы оценка и разработанная стратегия по модернизации старых и разработке новых мощностей в этом секторе, иначе придется опять платить.
Также необходимы значительные вливания в НИОКР по разработке новых решений в машиностроительном комплексе, чтобы не зависеть от западных технологий. Для этого нужна политическая воля Росатома и Правительства России.
6.2) АР-1000, широко развитое собственное производство всех комплектующих, технология проработана до последнего винтика с привязкой к конечному производителю с оценкой его производственных мощностей и сроками поставки. Большое количество своих референтных комплектующих.
Но долгое время простоя, затем замораживание одних объектов и вялотекущее строительство блоков "Вогл" - это может внести свои коррективы в возможность постройки новых блоков, так как отсутствуют реализованные проекты на территории США.
С другой стороны, есть действующие блоки в Китае и поддержка экономик Японии и Англии. Всё в комплексе позволяет заключить, что "Вестингауз" в состоянии реализовывать свои проекты без посторонней помощи.
6.3) HPR-1000 ("Дракон"), у китайцев налажено производство всех основных составляющих АЭС собственного изготовления, кроме, может быть, АСУ ТП франко-немецкого производства. Они больше всех возводят энергоблоков у себя на родине, что говорит о их значительном опыте в области строительства. Высокие темпы возведения новых промышленных мощностей.
Весомый вклад в развитие отрасли вносит правительство, оказывая финансовую и политическую поддержку. Использование интегральных пятилетних планов с заведомо учтёнными количествами объектов, в которые внесены не только планы по постройке новых блоков, но и по развитию соответствующих отраслей промышленности с целенаправленным финансированием. Общий рост экономики. Огромное количество человеческих ресурсов.
Атомная отрасль Китая предпринимает шаги по снижению своей зависимости от американских поставщиков. Для этого предложено и внедряется шесть тактик.
6.3.1) Первая тактика заключается в ускорении развития и внедрения "автономных технологий и продуктов", а также в активном создании и совершенствовании многоканальных механизмов поставок и поддержки. Эта тактика предусматривает улучшение отношений со странами с развитой атомной энергетикой, такими как Франция, Россия и Канада, а также со странами, относящимися к разряду ключевых поставщиков для атомной отрасли.
6.3.2) Вторая тактика базируется на содействии установлению "глубокой интеграции" с промышленностью таких сфер, как интернет, биг-дата, искусственный интеллект.
6.3.3) Третья тактика предусматривает проведение широкой программы научно-исследовательских работ и оценки стратегии развития атомной отрасли в новой эре.
6.3.4) Четвёртая тактика предполагает реформирование механизма подготовки и обучения кадров. Должна быть усилена подготовка учёных мирового класса и ускорена подготовка академических учёных. Большое внимание должно уделяться развитию профессиональных команд.
6.3.5) Пятая тактика состоит в укреплении коммуникаций с иностранными поставщиками и покупателями с целью лучше понимать текущую ситуацию и намерения американских поставщиков.
6.3.6) Шестая тактика, на первый взгляд, выглядит парадоксально. Необходимо использовать имеющиеся возможности китайско-американского сотрудничества (блоки с AP-1000, совместный центр КНР-США по физической безопасности) для поддержания и расширения взаимопонимания и коммуникационных каналов между Китаем и США в атомной сфере.
Всё выше перечисленное позволяет нам констатировать, что Китай в состоянии осуществить свою экспансию на международные рынки.
7) Обеспечение топливом:
7.1) ВВЭР-ТОИ, традиционно наши кассеты имеют шестигранную упаковку. У "Вестингауза" есть попытки продвигать такое топливо, пока неудачно, даже в Украине согласно данным международного сайта экспортно-импортных операций "Importgenius", в прошлом году "Вестингауз" продавал "Энергоатому" тепловыделяющие сборки для АЭС по цене 996 тысяч долларов за штуку. В то же время "Росатом" поставил на Хмельницкую АЭС сборки по 675 тысяч - почти на треть дешевле, к тому же вестингаузовские сборки - с обогащением 3,48-3,82%, а у ТВЭЛ - 3,99-4,38%, то есть наши сборки ещё и мощнее.
Поэтому, скорее всего, мы будем единственными производителями топлива для ВВЭР-ТОИ, т.е. единственный поставщик. Нам хорошо, мягкое влияние на страну-потребителя, с её стороны возможно не лучший вариант, появляется зависимость.
Мы обладаем самой мощной и прогрессивной технологией обогащения урана, значительно опережая в этом вопросе американцев (до сих пор газодиффузионная технология) и китайцев, у которых нет центрифуг такой мощности.
7.2) АР-1000, также традиционно, но квадратная упаковка, что свойственно всем западным реакторам, поэтому есть возможность поставки топлива от другого производителя, даже ТВЭЛ выходит на рынок поставки топлива в такой конфигурации, нет зависимости от одного поставщика.
С другой стороны, можно сказать нет своего обогащения, длительное время пользовались нашим конверсионным ураном, затем соглашение с нами на обогащение их урана, у себя значительно более энергозатратная технология обогащения - газодиффузионная, всё это может оказаться серьёзным вызовом при реализации своей стратегии, так как потребуется много времени и денег, чтобы решить множество технических проблем по развитию центрифужной технологии обогащения у себя.
7.3) HPR-1000 ("Дракон"), разработано своё новое топливо (CF3). Китайским является как проект топлива, так и его производство. Упаковка квадратная, экспериментально обосновано и апробировано на практике. Скорее всего будет возможность приобретать аналоги у других, но точно сказать сейчас трудно.
Имеет центрифужную технологию обогащения урана, поэтому независим в этом вопросе. Своего урана мало, так же как у нас, приходится закупать за рубежом, для этого нередко используются подставные фирмы для закупок урана в странах, в которых действуют санкции, инициируемые правительством США, против торговли с Китаем (Канада, Австралия), правда, честности ради, отметим, что этим путём иногда идём и мы.
8) Возможность 100% загрузки MOX-топливом:
8.1) ВВЭР-ТОИ, потребуется доработка систем управлением реактивностью и безопасностью, сейчас заявлена возможность 50% загрузки MOX-топливом;
8.2) АР-1000, в проект заложена такая возможность изначально, т.е. не потребуется что-либо дорабатывать, но пока прописана 50% загрузка;
8.3) HPR-1000 ("Дракон"), китайские инженеры наряду с нашими и американскими заявляют о 50% загрузки, но, учитывая французское прошлое, возможно, что доведение до 100% не будет сопряжено с большими трудностями.
9) Подготовка эксплуатирующего персонала:
9.1) ВВЭР-ТОИ, в Росатоме есть "Техническая Академия", в которой проводится обучение эксплуатационного персонала из стран, для которых мы осуществляем строительство новых блоков. Также мы укомплектовываем своим персоналом станции, которые будут построены по принципу "строим-эксплуатируем-продаём". Но в этих вопросах ещё очень много подводных камней, которые необходимо детально рассматривать.
9.2) АР-1000, у американцев проблемы со своими кадрами, в связи с выходом на пенсию значительного количества действующего персонала атомных станций, а людей среднего возраста, готовых заменить своих товарищей, катастрофически не хватает.
Проблеме дефицита квалифицированных атомщиков придаётся огромное значение на федеральном уровне. В Штатах, как и во многих других странах, на кадры денег не жалеют. Ведущие министерства и госучреждения запускают всё новые образовательные программы, уделяя особое внимание грантовой системе. Повысить уровень квалификации и получить новые знания предлагается через онлайн-программы (что не может восприниматься без скептицизма). Всё это указывает на значительные проблемы в этой сфере.
9.3) HPR-1000 ("Дракон"), как мы уже отмечали, четвёртая тактика затрагивает вопросы, связанные с подготовкой кадров, как для своих объектов, так и для объектов, сооружаемых за границей. На сегодняшний день мы знаем об обучении китайских специалистов у нас для работы на новых строящихся блоках по нашим проектам. Готовят ли китайцы персонал для пакистанского проекта, мы не знаем.
10) На сегодняшний день АР-1000 и HPR-1000 ("Дракон") находятся в эксплуатации, что даёт им преимущество перед нашей РУ, так как будет возможность выявить слабые места и по возможности устранить их.
Выводы к части 4 статьи
После того, как мы увидели в чём сходство и в чём различие этих РУ, можем сделать некоторые выводы об их перспективах.
Как известно, ключевыми показателями АЭС в области экономики являются:
• стоимость одного установленного киловатта, так же как для традиционной энергетики этот показатель является основным, так как показывает капитальные затраты на строительство станции, чем они меньше, тем конкурентнее установка, а любая дополнительная система безопасности ведет к увеличению этого показателя;
• срок службы несменяемого оборудования, чем он дольше, тем больше электроэнергии сможет выработать станция;
• коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) - это отношение полезной мощности к проектной мощности, чем он выше, тем более эффективно используется установленная мощность станции;
• глубина выгорания топлива - это количество энергии, которое можно получить в течение суток работы реактора с 1 кг уранового топлива, чем она выше, тем большее количество электроэнергии будет давать каждый день работы реактора;
• промежуток между проведением планово-предупредительных ремонтов (ППР), их объём и продолжительность, этот показатель зачастую связан с продолжительностью топливной кампании (время, в течение которого ядерное топливо находится в активной зоне реактора), оптимизация этих показателей позволяет выработать большее количество электроэнергии на протяжении каждого года работы.
Если посмотреть на эти показатели для всех трёх реакторов, то все они если не одинаковы, то очень близки.
Говорить об основном ключевом показателе стоимости одного установленного киловатта сейчас ещё рано. Мы имеем только заявленные цифры, которые заметно изменились по факту реализации проектов (АР-1000 в Китае, почти 110 месяцев, против позиционируемых 36).
Возможно, сейчас можно с уверенностью сказать, что у АР-1000 будет меньший объём ремонтных работ, так как в проекте используется упрощённая схема с самым малым количеством оборудования из трёх. А как известно, наибольшее количество работ вовремя ППР (60-70%) приходится на клапана и задвижки, их количество значительно сократилось в проекте АР-1000.
Также сокращённое число задвижек и клапанов приводит к более прочному, а значит, долговечному основному оборудованию (ГЦТ, системы НЭ и безопасности). Так что и в этом показателе у АР-1000 может быть преимущество.
1) Если смотреть с позиции развития данной технологии, то все эти РУ не являются конкурентноспособными с традиционной энергетикой. Отметим, что даже если рассматривать предельный случай с СКД параметрами, то в связи с глобальной составляющей ядерной безопасности эта технология не проходит с экономической точки зрения.
2) С другой стороны, мы видим, что все эти реакторы поддерживаются правительствами своих стран для дальнейшего внедрения и продвижения, значит, вопрос не совсем в экономической области. Т.е. все преимущества АР-1000 перед конкурентами в количествах строительных материалов, занимаемых площадях, сроках строительства (заявленных) и т.д. не являются основополагающими.
Во главу угла ставится политический аспект, который и поддерживает эту технологию. Она самая разработанная на данный момент и коммерчески обоснованная. Есть много стран-новичков желающих получить ядерную энергетику, поэтому пазл сложился, одни хотят, у других есть наработки. Вот и идёт борьба за этих новичков и за их рынки, а рынки, как мы уже отмечали, баснословные.
2.1) ВВЭР-ТОИ, строим у себя, чтобы показать, что можем строить и развивать нашу самую экспортную технологию на данный момент, также убиваем сразу нескольких зайцев - замещаем выбывающие мощности (РБМК), даём новую жизнь регионам с городами спутниками (АЭС с РБМК), возводим референтные блоки и отрабатываем этапы строительства для того, чтобы сделать проект серийным и продавать на международных рынках.
2.2) АР-1000, у себя вялотекущее строительство "Вогла", так как позиционируется, что неконкурентоспособные реакторы по сравнению с газовой генерацией, продали технологию китайцам, но опомнились, разработали стратегию по созданию коалиций и продвижению на рынки третьего мира, испугавшись, что мы и Китай, захватив их, можем значительно изменить расстановку сил в современном мировом порядке, но в стратегии много плакатных заявлений, которые ничем не подкреплены на практике; к тому же после введения санкций со стороны администрации Трампа, приведших к ответным контрмерам с китайской стороны, масштабное внедрение AP-1000 было заменено на своих "Драконов" (здесь уместно вспомнить, как на заре экспансии в Китай специалисты Вестингауза в серьез рассматривали строительство до 50 блоков AP-1000).
2.3) HPR-1000 ("Дракон"), внутри страны имеются проблемы с быстро растущей экономикой, требующей значительных энергоресурсов. Строят много угольных станций, у которых свои проблемы: выбросы и логистика (энергоресурсы нужны на юге страны, а топливо (уголь) на севере, страна большая). Поэтому принята стратегия строить АЭС для замещения угольных станций. При этом строят различные проекты, как свои, так и импортные и строят очень интенсивно (собираются пустить не менее девяти блоков до 2025 года).
Этот проект рассматривается, как серийный экспортный вариант, т.е. отработать у себя и выходить с ним на международный рынок (уже ведутся переговоры с англичанами, с аргентинцами, построили в Пакистане).
3) При таком раскладе основными конкурентными составляющими будут: выдача дешёвых кредитов, поставка топлива, переработка и хранение ОЯТ, вариант "строим-эксплуатируем-продаём" (Корея в ОАЭ, корейский вариант выявил значительные трудности и экономические потери).
3.1) ВВЭР-ТОИ, возможность выдачи дешёвых кредитов, с одной стороны отрасль почти что государственная, т.е. её развитие направлено на решение государственных задач и в полной мере финансово поддерживается правительством, с другой стороны в свете санкций, пандемии мы находимся в экономическом кризисе, возможно, ставки по кредитам не будут столь низкими как у конкурентов.
Доля России на мировом рынке ядерного топлива превышает 16%. Сейчас все проекты "Росатома" реализуются в соответствии с графиком, несмотря на пандемию.
Вопрос с переработкой ОЯТ не решён, ОДЦ в Железногорске, на котором пока только опробованы методы работы с реальной топливной сборкой реактора ВВЭР-1000. Планируется достроить второй, более крупный комплекс ОДЦ, мощности которого позволят перерабатывать отработавшее топливо уже в промышленных масштабах.
"Маяк" значительно продвинулся в переработке топлива исследовательских реакторов, имеет промышленную переработку ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600 и транспортных реакторов, должны быть готовы в этом году технологические мощности для переработки уран-циркониевого топлива, но пока только опытная установка.
Констатируем: мы не имеем промышленной переработки топлива от ВВЭРов большой мощности, пока только сухие и мокрые хранилища. Но нужно отметить, что на ОДЦ опробован так называемый зелёный метод, который по заявлениям в два раза дешевле, чем традиционный и к тому же в результате образуется меньше ЖРО.
3.2) АР-1000, в США отрасль коммерческая, но правительство сильно озаботилось проблемой интенсивного выхода на рынки наших и китайских коалиций, что привило к выходу новой государственной стратегии в тесном сотрудничестве с Японией и Англией для возврата своих позиций. Можно говорить о значительной господдержке.
Постпандемический кризис, также сказался на американской экономике, но изначально она была более устойчива, чем наша, к тому же против американцев никто не выставляет экономические санкции, т.е. не ограничивает притока капиталов и технологий извне, а объединение с двумя столь развитыми странами позволяет предположить, что их кредиты могут оказаться дешевле наших.
Также отработанные технологии по продвижению на рынок своих товаров (как, например, сжиженный природный газ) за счёт введения санкций и политического влияния на страны (такие, как Польша и Украина) возможно будут использованы для продвижения атомной отрасли и реализации задач, поставленных в новой стратегии, разработанной американским министерством энергетики.
С точки зрения переработки, то в Штатах её нет, Япония планирует запуск в эксплуатацию завода на 800 тонн, но, одновременно с этим, Великобритания в конце 2018 года приняла решение об окончательном останове своего радиохимического завода по переработке ОЯТ легководяных реакторов на площадке "Sellafield", так что о переработке говорить не приходится. Тем более, что сейчас в США рассматриваются планы по заключению контрактов на переработку в других странах.
Вопрос с захоронением также открыт, напомним, хранилище "Yucca Mountain" до сих пор не введено в эксплуатацию (более 20 лет строится) и на реализацию этого проекта потребуется ещё порядка 25-30 миллиардов долларов, так что пока только сухое хранение на площадках.
Кроме того, в Штатах планируется крупномасштабный вывод из эксплуатации станций (11 блоков к 2025 году). Значит, хранить чужое ОЯТ просто негде, да и никто и не собирается.
Вопрос о том, что строим-эксплуатируем-продаём никогда не стоял на повестке дня, так как не решён глобальный вопрос, кто будет нести ответственность, если случится глобальная катастрофа.
3.3) HPR-1000, так же, как у нас, отрасль почти государственная, следовательно, значительная поддержка государства обеспечена для решения стратегических задач. Это подтверждается громкими заявлениями правительства Китая. Экономика развивается бурными темпами, т.е. есть возможность выдачи дешёвых кредитов.
По поводу забора ОЯТ информацией не располагаем, но строится проект совместного французско-китайского предприятия по переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Завод по переработке ОЯТ должен использовать технологию, подобную той, что применяется на французском заводе "Ля Аг". Проектная производительность китайского завода составит 800 тонн ОЯТ в год. Его планируют ввести в эксплуатацию к 2030 году.
По вопросу поставок свежего топлива, китайское правительство сделало заявление о поддержке в виде кредитов для экспортирования CF3 на внешние рынки. О хранилищах ОЯТ в Китае нам тоже ничего не известно.
Итоги к анализу АЭС с водо-водяными реакторами
Подводя итог всем нашим выводам, мы можем констатировать, что данный тип реакторной технологии практически исчерпал себя, т.к. физика активной зоны становится всё более напряжённой, в нашем случае длина активной зоны увеличивается, а запас до кризиса теплообмена в реакторе уменьшается до предельных значений.
Наличие циркония при деградации активной зоны приведёт к появлению водорода, что, как мы знаем, при определённых условиях может привести к детонации.
Борное регулирование и сильно напряжённая активная зона, как следствие - возможное образование паровых пузырей, в которых концентрация борной кислоты снизится в разы, сама кислота выпадет в осадок на теплопередающую поверхность твэлов и ещё сильнее блокирует теплопередачу.
Также нет никакой гарантии, что после взрыва водорода контаймент сохранит свою герметичность, а, к примеру, ловушка расплава под реактором сможет выдержать температуру расплава.
С точки зрения экономики, тренд на увеличение мощности реактора и снижении себестоимости, себя не оправдывает, т.к. увеличиваются издержки на системы безопасности (ниже в таблице приводим данные по оснащенности системами безопасности реакторов ВВЭР).
Таблица 2.
Системы безопасности проектов РУ с ВВЭР-1000.
| Наименование СБ | Проекты РУ |
| В-187 | В-302 | В-338 | В-320 | В-392 | В-412/466 | В-428 |
| САОЗ высокого давления | 3×100% | 3×100% | 3×100% | 3×100% | - | 4×100% | 4×100% |
| САОЗ низкого давления | 3×100% | 3×100% | 3×100% | 3×100% | - | 4×100% | 4×100% |
| САОЗ высокого-низкого давления | | | | | 392Б - 3×100%
392М - 4×100% | | |
| Система аварийного ввода бора | + | + | + | + | - | + | + |
| Система аварийного газоудаления | + | + | + | + | + | + | + |
Импульсно-предохранительные
устройства компенсатора давления | 3
пар | 3
пар | 3
пар | 3
пар | 3
пар/вода | 3
пар/вода | 3
пар/вода |
| Система быстрого ввода бора | - | - | - | - | 4×25% | 4×25% | 4×25% |
| Гидроёмкости первой ступени | 4×33% | 4×33% | 4×33% | 4×33% | 4×33% | 4×33% | 4×33% |
| Гидроёмкости второй ступени | - | - | - | - | 4×25% | 4×25% | 4×25% |
Аварийный запас борного раствора высокой
концентрации в САОЗ (40 г/кг) | 1×150 м3 | 1×150 м3 | 1×150 м3 | 1×150 м3 | - | - | - |
Аварийный запас борного раствора низкой
концентрации в САОЗ (16 г/кг) | 3×585 м3 | 3×585 м3 | 3×750 м3 | 1×630 м3 | 1×500 м3 | 1×500 м3 | 2×1200 м3 |
| Система аварийной питательной воды | 3×100% | 3×100% | 3×100% | 3×100% | - | - | 4×100% |
Объём воды в баках
аварийной питательной воды | 3×500 м3 | 3×500 м3 | 3×500 м3 | 3×500 м3 | - | - | 4×700 м3 |
| Система аварийного расхолаживания парогенераторов | - | - | - | - | 4×100% | 4×100% | - |
| Система пассивного отвода тепла | - | - | - | - | 4×33% | 4×33% | - |
Импульсно-
предохранитепьные устройства ПГ | 2×4, пар | 2×4, пар | 2×4, пар | 2×4, пар | 2×4, пар/вода | 2×4, пар/вода | 2×4, пар/вода |
| Быстро- действующие запорно-отсечные клапаны на паропроводе | + | + | + | + | + | + | + |
| Обратные клапаны на паропроводах | + | + | + | + | - | - | - |
| Электроприводные задвижки на паропроводах | + | + | + | + | + | + | + |
| Быстро- действующая редукционная установка для сброса пара в атмосферу | 1 на п/п
пар | 1 на п/п
пар | 1 на п/п
пар | 1 на п/п
пар | 4 на ГПК
пар/вода | 4 на ГПК
пар/вода | 1 на п/п
пар |
| Спринклерная система | 3×100% | 3×100% | 3×100% | 3×100% | совме- щена с САОЗ НД | 4×100%
совме- щена с САОЗ НД | 4×100%
совме- щена с САОЗ НД |
| Герметичная оболочка | одинар- ная | одинар- ная | одинар- ная | одинар- ная | 392Б - одинарная
392М - двойная | двойная | двойная |
| Пассивная система удаления водорода | - | - | - | - | 392Б/-
392М/+ | + | + |
| Система удержания и охлаждения расплава активной зоны | - | - | - | - | 392Б/-
392М/+ | + | + |
Как можем видеть из таблицы 2, прослеживается увеличение как числа каналов безопасности, так и объёма ёмкостей аварийного запаса воды, и при этом добавляются новые системы безопасности.
Также в случае простоя АЭС, расположенной в стране третьего мира со слабыми электросетями, будут издержки на замещающие мощности.
Стоимость утилизации, по всей видимости, никто не учитывает и в расчёт не берёт, а об образовании "зелёной лужайки" вообще не может быть и речи, это выглядит недостижимой мечтой.
Мы можем констатировать, что данные реакторы, как и их технология, не могут являться конкурентоспособными с традиционными источниками генерации электроэнергии при обособленном рассмотрении (здесь мы не затрагивали вопросы двухкомпонентной ядерной энергетики).
Даже при реализации дорожной карты по внедрению PWR-реакторов со спектральным регулированием и с СКД параметрами не будут решены вопросы, связанные с глобальной безопасностью, переработкой ОЯТ и выводом из эксплуатации АЭС.
Рынок данной технологии базируется на социально-политической и экономической составляющих. Они детально не рассматривались в данном анализе, даны только экспертные оценки.
Сам рынок по оценкам специалистов оценивается, как мы уже отмечали, в 500-740 миллиардов долларов, поэтому продолжается внедрение PWR-реакторов в угоду прибылей, а решение связанных с ними проблем перекладывается на будущие поколения. Какой из этих трёх реакторов выйдет в лидеры, покажет только время.
В конце хочется отметить ещё два аспекта, которые остались вне рамок данного обзора. С увеличением количества ядерных объектов значительным образом усугубляется ещё одна проблема - проблема нераспространения, тем более для развивающихся стран. С точки зрения МАГАТЭ эта проблема не имеет 100%-технического разрешения, т.е. она лежит в области политического регулирования.
С экологической точки зрения ядерная энергетика является представителем с наименьшей эмиссией парниковых газов. Для существенного проявления преимущества АЭС по парниковому эффекту суммарная мощность ядерной энергетики должна быть к концу века не менее 5000 ГВт.
Но при этом умалчивается несколько аспектов влияния АЭС не в глобальном, а в региональном плане, что связанно с низкой эффективностью термодинамического цикла Ренкина на уровне традиционных станций 60-ых годов прошлого века (вся современная органическая энергетика развивается на закритических параметрах). Во-первых, прямой нагрев окружающей среды, во-вторых, значительный паровой выброс, в-третьих, ионизация атмосферы, приводящая к грозовым фронтам, за счёт нефильтруемых выбросов ксенона и криптона.
Однако, наряду со всем выше изложенным, мы должны отметить тот факт, что, с одной стороны, за последние годы (особенно после аварии на АЭС в Японии в 2011 году) роль ядерной энергетики в мире существенно сократилась - до порядка 5% в общем энергетическом балансе и до порядка 11% в производстве электроэнергии, прежде всего на родине ядерных технологий - в старых странах Западной Европы и Северной Америки.
Этот факт объясняется как ростом конкурентоспособности традиционной энергетики, так и спешным развитием альтернативных источников электроэнергии.
С другой стороны, произошла монополизация одной технологии - АЭС с реакторами ВВЭР-PWR. В то же время, как видно из обзора, научно-технические параметры различных концепций водо-водяных реакторов нового поколения сводятся к минимуму и потенциальные победители на мировом рынке АЭС определяются, в первую очередь, возможностью обеспечения социально-политических факторов:
• предоставление гарантированного финансового кредитования;
• гарантированные поставки свежего топлива и возврат ОЯТ на переработку;
• подготовка кадров (образование и тренинг) для безопасной эксплуатации АЭС;
• развитие национальной структуры и использование национального производства.
Рассмотрение этих вопросов выходит за рамки данного технического обзора истории, состояния и проблем развития концепции водо-водяных реакторов типа ВВЭР/PWR.
Хочется закончить наш обзор словами светлой памяти А.Н.Румянцева:
"К сожалению, философия культуры безопасности, заключающаяся во внутренней потребности каждого работника обеспечить приоритет безопасности, плохо сочетается с реальными условиями работы атомной отрасли, когда приоритетом становится выполнение плана, наработка киловатт-часов и максимальная прибыль".
В этих условиях человеческий фактор, опыт, знания и в конечном счёте профессиональная компетентность и социальная ответственность руководителей и работников ядерной отрасли - основа её безопасности.
Список используемой литературы
1. Уваров А. Стройтесь, реакторы, большие и малые https://atomvestnik.ru/2020/07/04/strojtes-reaktory-bolshie-i-malye/
2. Шульга И. Двужильный водо-водяной: Обзор. https://atomicexpert.com/review_vver
3. Шульга И. Достойные три с плюсом https://atomicexpert.com/epr_ap1000_reactors
4. International Atomic Energy Agency. Power Reactor Information System (PRIS). Available online: https://www.iaea.org/PRIS/home.aspx
5. Cummins, W.E.; Matzie, R. Design evolutions of PWRs: Shippingport to generation III+. Prog.Nucl. Energy 2018, 102, 1-29.
6. Peachy, C. Chinese Reactor Design Evolution. Nuclear Engineering International. Available online: http://www.neimagazine.com/features/featurechinese-reactor-design-evolution-4272370/
7. Wang, Y.; Ma, J.; Fang, Y. Generation III pressurized water reactors and China's nuclear power. J. ZhejiangUniv. Sci. A 2016, 17, 911-922.
8. Zheng, M.; Yan, J.; Jun, S.; Tian, L.; Wang, X.; Qiu, Z. The general design and technology innovations of CAP1400.Engineering 2016, 2, 97-102.
9. Thomas, S. Is it the end of the line for Light Water Reactor technology or can China and Russia save the day? Energ. Policy 2019, 125, 216-226.
10. Адамов Е., Муравьев Е.. Ядерная энергетика России в концепции энергетического суверенитета.
11. Министерство РФ по атомной энергии. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. М.: Минатом России, 2000.
12. Муравьев Е.В. Системные исследования в обоснование стратегии развития ЯЭ. М.: АО "НИКИЭТ", 2019. 412 с.
13. Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективы на период до 2100 года. М.: ГК "Росатом", 2018.
14. URL: https://rosatom.ru/about/
15. А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, В.А. Сидоренко, Основные тенденции развития и "лист ожидания" реакторных технологий в России. https://PRoAtom/ВВЭР-ТОИ
16. Марков С. И. Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпуса реактора проекта ВВЭР-ТОИ https://steelcast.ru
17. http://lib.wwer.ru/
18. Гагаринская И.В. Экспортные ограничения США для китайских атомщиков. Обзор http://www.nrcki.ru/files/pdf/2018100902.pdf
Ключевые слова: Стратегия развития, Статьи, Мнения
Другие новости:
ТВЭЛ отгрузил в Китай оборудование для испытаний имитационной зоны быстрого реактора CFR-600
Машиностроительный завод изготовил 32 макета сборок СУЗ.
Китайский демонстрационный блок ВТГР подключён к сети
В работе реактор №1 блока.
На энергоблоке №1 АЭС "Руппур" началась сварка главного циркуляционного трубопровода
Сварка ГЦТ - одна из ключевых операций в строительстве энергоблока.
