Ядерная энергетика – высокотехнологичная отрасль, и сохранение и развитие ее потенциала с очевидностью связаны с неуклонным совершенствованием разрабатываемых и предлагаемых на рынок продуктов, разработкой и освоением новых технологий, наращиванием компетенций и достижением превосходства в профессиональной области. Удержание российского технологического лидерства в создании надежных реакторов следующих поколений требует активной работы представителей эксплуатации, науки, проектных, конструкторских, производственных предприятий. На 11-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», состоявшейся на площадке ОКБ «Гидропресс», был рассмотрен и обобщен опыт обеспечения безопасности, накопленный в последние годы, с акцентированием внимания на наиболее актуальных задачах.
Стратегия 2018
Доклад о роли реакторов ВВЭР в стратегии развития атомной энергетики сделал Советник генерального директора ГК Росатом Владимир Асмолов. Докладчик напомнил, что в основных положениях документа «Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 г. и перспектива на период до 2100 г.» сформулированы цели, принципиальные положения и пути реализации стратегии развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века и далее, разрабатываемой в объективных условиях и оценках сегодняшнего периода. Ядерная энергетика России должна обеспечить системное развитие для достижения следующих целей, отвечающих интересам обеспечения энергетической безопасности страны: составить основу создания безуглеродной энергетики, причем экономическая эффективность ЯЭ должна отвечать требованиям конкурентоспособности с другими видами генерации электрической и тепловой энергии; способствовать максимально возможному высокотехнологичному экспорту АЭС, исследовательских реакторов, ядерного топлива, оборудования и услуг на рынке ядерных технологий; обеспечить сбережение органики для неэнергетического использования; решать проблемы экологии и выполнения международных обязательств страны в отношении снижения выбросов углекислого газа.
Длительную востребованность ядерной энергетики обеспечит выполнение следующих системных требований: гарантированной безопасности атомной генерации, промышленных объектов ядерного топливного цикла и обращения с РАО, с минимальным экологическим воздействием на окружающую среду, не создающим опасности для биосферы; по структуре энергопроизводства должна иметься возможность расширения рынков сбыта, т.е. производства тепловой энергии как для электрогенерации, так и для «неэлектрических» применений (теплоснабжения, опреснения воды, производства водорода и моторного топлива и новых технологических приложений); по сырьевой базе не должно быть ограничений на исторически значимый период времени (сотни лет); по обращению с отходами топливного цикла необходима гарантированная безопасность окончательной изоляции радиоактивных отходов.
Рациональная структура стратегии дальнейшего развития ядерной энергетики в настоящих условиях представляется в следующем виде, причем для каждого этапа необходим отбор приоритетов и выбор технологий с оценкой длительности разработки и реализации.
Ближнесрочная стратегия (10-15 лет) имеет цель и содержит действия, направленные на стабилизацию достигнутой базы, экономическое самообеспечение и максимально возможное и экономически оправданное на этой основе наращивание объемов производства, отработку элементов технологий замкнутого топливного цикла двухкомпонентной ядерной энергетики и технологий вывода из эксплуатации объектов ядерной энергетики. Этот этап достаточно хорошо просматривается и достоверно обосновывается по требуемым показателям, которые являются основой конкретных программ.
Среднесрочная стратегия (15-30 лет) подчинена задачам топливообеспечения дальнесрочных целей и опирается на двухкомпонентную ядерную энергетику с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. В этот период будут технологически развиваться основные пригодные для тиражирования производства замкнутого топливного цикла и основные перспективные энергоисточники дальнесрочной стратегии, нуждающиеся в этих производствах. Технологические направления и производственные заделы должны быть ориентированы на обеспечение конкурентоспособности и приемлемого уровня безопасности ЯЭ в целом при увеличении в разы генерирующих мощностей АЭС.
Дальнесрочная стратегия (за 30 лет, с развитием по периодам) формируется на основе устойчивого баланса всех энергоисточников и видов топлива по всем факторам. Применительно к ядерной энергетике дальнесрочная стратегия формирует принципы внедрения в различные сферы энергопотребления (электричество, высокопотенциальное тепло, искусственное топливо, теплоснабжение, транспортная и специальная энергетика), принципы топливообеспечения (самообеспечение с использованием отвального и регенерированного урана, бридинг, развитие ториевого цикла) и принципы построения топливного цикла (форма переработки топливных потоков и замыкания цикла, радиационно-эквивалентного обращения с отходами).
Экспорт АЭС, базирующийся на технологии ВВЭР, в последние годы стал одним из ключевых несырьевых экспортов страны. Однако конкуренция на внешнем рынке в последние годы обостряется. Кроме традиционных конкурентов (США, Франция, Япония, Канада) на рынок выходят другие игроки (Китай, Южная Корея), предлагающие аналогичные технологии реакторов на тепловых нейтронах по более низкой цене и дешевые кредитные ресурсы практически в неограниченном объеме. Сохранение и развитие атомной генерации как внутри страны, так и для экспорта можно реализовать только при разработке и предложении новых технологических продуктов, как в рамках существующей технологии ВВЭР, за счет улучшения экономических показателей, повышения показателей безопасности, так и за счет создания и внедрения в существующую ядерную энергетическую систему конкурентоспособных промышленных ядерных энерготехнологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах с ЗЯТЦ. Благодаря достигнутым к настоящему времени результатам Россия сегодня имеет высокую степень технологической готовности к обеспечению инновационного развития ядерной энергетики.
Будущее ядерной энергетики России зависит от успешности решения трёх главных задач: поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры; постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности (с реакторами на тепловых нейтронах поколения 3+ и реакторами на быстрых нейтронах), осуществление на их основе роста установленной мощности ядерной энергетики и увеличения экспортного потенциала; разработка и овладение в промышленных масштабах ядерными энерготехнологиями, отвечающими требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу.
При увеличении в разы генерирующих мощностей АЭС ключевой проблемой является обеспечение приемлемого уровня безопасности и воздействия на окружающую среду ядерной энергетики в целом. Это потребует более высокого уровня безопасности новых АЭС (по сравнению с ныне действующими) и замыкания топливного цикла. Решение этой проблемы – переход на двухкомпонентную ядерную энергетику на основе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах и тепловыми реакторами.
Сценарии внедрения реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом, в систему с тепловыми реакторами с открытым ЯТЦ, должны опираться на реально сложившуюся структуру ядерной энергетики. Формирование двухкомпонентной ядерной энергетики путём системного ввода РБН и переход к ЗЯТЦ требует взаимной увязки топливных балансов РБН и ТР, переработки накопленного ОЯТ и рационального использования топливных ресурсов.
Переход к двухкомпонентной структуре ядерной энергетики на базе тепловых и быстрых реакторов с замыканием ядерного топливного цикла является ключевым направлением стратегии развития ядерной энергетики. При этом в качестве базового рассматривается «синергетический» принцип развития обоих компонентов, что позволит в перспективе достичь существенного системного и экономического эффекта при замыкании топливного цикла.
Реализация этого направления решает системные проблемы нынешней ядерной энергетики: сокращается накопление ОЯТ, кардинально повышается эффективность использования урана и снижаются объемы РАО. Все это способствует улучшению экономических показателей ядерной энергетики и повышению её конкурентоспособности на энергетическом рынке.
Технологической основой двухкомпонентной ядерно-энергетической системы являются действующие и создаваемые реакторы ВВЭР и промышленно освоенные реакторы на быстрых нейтронах (РБН). Сочетание энергоблоков с реакторами типа ВВЭР и РБН в двухкомпонентной ЯЭС обеспечивает улучшение экономической эффективности выработки электроэнергии путем оптимизации ЯТЦ каждого из этих реакторов. Двухкомпонентная ЯЭС с замкнутым ЯТЦ минимизирует риски развития ядерной энергетики, связанные с неопределённостью энергетического рынка и ресурсного обеспечения.
Независимость ядерной энергетики от характера добычи и производства органического топлива, текущей конъюнктуры на рынке стандартных энергетических ресурсов предопределяет ее весьма существенную роль в обеспечении энергетической безопасности и экономической стабильности страны. Реализация положений Стратегии позволит и в дальнейшем успешно осуществлять международный бизнес, связанный с сооружением энергоблоков АЭС по российским проектам за рубежом, поставками оборудования и ядерного топлива за рубеж, предоставлением услуг ЗЯТЦ зарубежным партнёрам. Успех международного бизнеса полностью зависит от освоенности и референтности соответствующих ядерных технологий в России, от наличия глубоких компетенций и их развития на предприятиях ядерно-технологического комплекса.
Считаемая безопасность
Цифровые инструменты разработки и обоснования безопасности атомной техники стали темой доклада Леонида Большова, академика, директора ИБРАЭ РАН. Как сообщил докладчик, обоснование безопасности проектов АЭС базируется на использовании расчетного инструментария, позволяющего провести всесторонний анализ поведения реакторной установки, систем и барьеров безопасности для условиях нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные и запроектные аварии в том числе с плавлением активной зоны и выхода активности. Разработано большое число прикладных программ, каждая из которых предназначена для решения отдельных задач жизненного цикла АЭС. Развитие вычислительной техники, применение современных информационных технологий и высокопроизводительных вычислительных систем позволяют перейти к разработке интегрированных расчетных средств, что позволит повысить качество проектирования и обоснования безопасности АЭС.
Линейка таких расчетных кодов сегодня представлена, например, программой СОКРАТ, первая версия которого была разработана почти десять лет, сегодня широко применяется в отрасли. Программа предназначена для анализа тяжелых аварий с плавлением активной зоны, модели, входящие в состав расчетного кода, валидированы с использованием широкого набора экспериментальных данных, а сама программа аттестована в НТЦ ЯРБ.
В то же время сегодня предъявляются новые требования к расчетному инструментарию, который должен охватывать все этапы жизненного цикла АЭС – от создания проекта до вывода объекта из эксплуатации. Таким требованиям отвечает, например, создание виртуально-цифровой модели объекта, соответствующей реальному прототипу. В настоящее время силами ИБРАЭ РАН и АО ВНИИАЭС разрабатывается виртуальная модель реакторной установки ВВЭР-1200, что позволяет провести комплексную верификация проектов в нормальных и аварийных режимах.
Продолжаются работы по изучению физических процессов, существенно влияющих на водородную взрывобезопаcность АЭС при тяжелых авариях. В этих целях в ИБРАЭ РАН создано программное средство на основе известной вихреразрешающей методики КАБАРЕ. В отличии от широко применяемых RANS моделей методические походы КАБАРЕ позволяют описывать совокупность процессов с детальным пространственным и временным разрешением без использования подгоночных параметров и предположений.
При разработке новой технологической платформы атомной энергетики с самого начала уделяется большое внимание разработке цифрового инструментария для анализа проектных решений. Так уже сегодня разрабатывается виртуально-цифровая модель реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, строится виртуальная модель замыкания топливного цикла. Основой цифровой модели являются коды нового поколения, специально разработанные в проекте «Прорыв». Не менее востребованным является применение новых цифровых технологий в обеспечении экологической привлекательности атомной энергетики. На смену простым моделям приходит детальное моделирование процессов распространения активности с учетом реальной геометрии объектов и характеристик окружающей среды, которое позволяет решать задачи управления экологической и радиационной безопасностью объектов использования атомной энергии.
Внедрение новых цифровых технологий даёт новое качество проектирования и обоснования безопасности ОИАЭ и позволяет существенно повысить квалификацию персонала и культуру безопасности.
Право двигаться вперед
Александр Хамаза, директор ФБУ «НТЦ ЯРБ», рассказал о совершенствовании нормативного правового регулирования безопасности при использовании атомной энергии. В выступлении, посвященном нормативной правовой базе в области использования атомной энергии как основному и неотъемлемому элементу регулирования безопасности, прежде всего, были раскрыты вопросы, касающиеся иерархии нормативных правовых актов, действующих на территории Российской Федерации, приводится их краткая характеристика, рассматриваются основные положения.
По словам докладчика, главной целью деятельности по регулированию безопасности в области использования атомной энергии является создание и поддержание условий, при которых гарантируются всесторонняя защита отдельных лиц, общества в целом и окружающей среды от угрозы недопустимого радиационного воздействия и предотвращение неконтролируемого распространения и использования ядерных материалов и радиоактивных веществ, достижение которой возможно при наличии сбалансированной нормативной правовой базы, позволяющей обеспечить безопасность при одновременном снижении избыточных административных барьеров.
Александр Хамаза напомнил, что в Российской Федерации правовое регулирование отношений, связанных с использованием атомной энергии, осуществляется на основе сформированной системы законодательных и иных нормативных правовых актов в области использования атомной энергии, гармонизированной с положениями международных конвенций и стандартов безопасности Международного агентства по атомной энергии.
При этом регулирующую основу безопасности при использовании атомной энергии в Российской Федерации составляют федеральные нормы и правила, разрабатываемые, в том числе в связи с необходимостью учета рекомендаций международных организаций в области использования атомной энергии, в работе которых принимает участие Российская Федерация, результатов научных исследований и накопленного отечественного и международного опыта в области использования атомной энергии, изменением законодательства Российской Федерации.
В настоящее время совершенствование нормативной правовой базы в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности, в том числе критериев, принципов, системы нормирования и основных требований к обеспечению ядерной и радиационной безопасности с учетом стандартов и рекомендаций международных организаций в области использования атомной энергии – основное направление реализации государственной политики Российской Федерации в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности.
Поскольку законодательством Российской Федерации в области использования атомной энергии предусмотрено, что совершенствование нормативной правовой базы осуществляется, в том числе уполномоченным органом государственного регулирования безопасности с привлечением организаций научно-технической поддержки, в основной части выступления уделяется внимание особенностям разработки федеральных норм и правил в области использовании атомной энергии, содержащим, в частности, требования, обеспечивающие безопасность атомных станций, а также результатам проведенной работы.
Стальнее стального
Сообщение о разработках новой стали для внутрикорпусных устройств перспективных реакторов типа ВВЭР было подготовлено коллективом авторов ФГУП ЦНИИКМ «Прометей» во главе с Борисом Марголиным, начальником лаборатории ЦНИИ КМ «Прометей». Одними из наиболее ответственных незаменяемых элементов реакторов типа ВВЭР, определяющих безопасность АЭС, являются внутрикорпусные устройства (ВКУ), в частности, выгородка реактора, которая эксплуатируется в условиях высоких температур и повреждающих доз нейтронного облучения.
Используемая в настоящее время в качестве основного материала ВКУ ВВЭР аустенитная сталь марки 08Х18Н10Т хорошо зарекомендовала себя для реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. В то же время увеличение дозовых нагрузок на выгородку в перспективных проектах ВВЭР, включая ВВЭР ТОИ, не позволяет гарантированно обеспечить проектный срок эксплуатации 60 лет для выгородки из стали 08Х18Н10Т.
Одним из эффективных путей решения указанной проблемы является разработка новой радиационно-стойкой стали, обеспечивающей проектные требования к прочности и ресурсу элементов ВКУ перспективных ВВЭР.
Для решения поставленной задачи на базе исследований характерных механизмов повреждения и разрушения ВКУ, а также связи этих механизмов с микроструктурой и химическим составом, разработаны принципы легирования аустенитных хромо-никелевых сталей для ВКУ перспективных ВВЭР. На основании разработанных принципов были выбраны кандидатные композиции новой радиационно-стойкой стали для выгородки ВВЭР-ТОИ, обеспечивающие необходимые требования длительной (не менее 60 лет) безопасной эксплуатации выгородки и ВКУ в целом.
Для выбора оптимального состава и определения таких ключевых параметров радиационной стойкости материала выгородки, как сопротивление радиационному распуханию и коррозионному растрескиванию, в ЦНИИ КМ «Прометей» совместно с ГНЦ РФ – ФЭИ была разработана методика облучения материалов в ионном ускорителе, имитирующего облучение ВКУ ВВЭР в процессе эксплуатации. Разработанная методика позволяет на несколько порядков сократить время облучения и, соответственно, определения указанных выше параметров радиационной стойкости по сравнению с облучением в исследовательских и промышленных реакторах, одновременно с уменьшением стоимости и трудоемкости исследований.
Проведение облучения в ионном ускорителе до 200 сна согласно разработанной методике кандидатных и используемой (08Х18Н10Т) сталей позволило определить радиационное распухание, эволюцию микроструктуры и сопротивление коррозионному растрескиванию исследуемых материалов после облучения. На базе анализа полученных результатов выбрана композиция легирования 10Х16Н25МТ с добавлением редкоземельных металлов для новой стали, обеспечивающая срок эксплуатации выгородки ВВЭР-ТОИ 60 лет.
С целью освоения производства элементов выгородки ВВЭР-ТОИ из новой стали были проведены исследования влияния термодеформационных циклов на структуру стали, моделирование ковочных режимов при помощи установки Gleeble 3800 и компьютерное моделирование процесса ковки обечайки выгородки. На базе полученных результатов были разработаны принципиальная технология ковки новой стали, обеспечивающая требуемую микроструктуру металла обечаек выгородки, а также технические условия ТУ24.10.22-201-07516250-2018 на заготовки из стали марки 10Х16Н25МТ.
Алексей Комольцев для журнала РЭА
