И.И.Копытов, директор ФГУП «Атомэнергопроект»

Развитие атомной энергетики является объективной необходимостью. Рост потребления электроэнергии – это закономерность технологического развития общества. Атомная энергетика – лидер в соревновании технологий, претендующих на основной вклад в покрытие потребности в электрической энергии. Достигнутый уровень науки и техники позволяет в ближайшей исторической перспективе освоить новые технологии атомной энергетики, которые отличаются свойством «свободные от катастроф», решают вопросы радиоактивных отходов и имеют экономические преимущества по сравнению с альтернативами.

Для продвижения этих технологий в условиях действия рыночных механизмов необходим соответствующий масштаб развития отрасли, который позволил бы наряду с решением текущих хозяйственных задач, обеспечить накопление финансовых средств, то есть обеспечил бы «самодостаточность» процесса развития отрасли без привлечения бюджетных средств.

Историческое развитие атомной энергетики СССР и России сложилось таким образом, что наиболее подходящим способом достижения упомянутых целей, является продвинутая технология ВВЭР.

История развития АЭС с ВВЭР

Ядерные энергетические установки на основе двухконтурных реакторов с водой под давлением получили широкое распространение в мире, как одна из наиболее удачных ветвей развития, сочетающая в себе простоту технологии, высокую надежность и экономичность.

Первый отечественный водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) был введен в эксплуатацию в 1964 году на Нововоронежской АЭС (НВАЭС).

Первые два блока НВАЭС продемонстрировали техническую осуществимость надежных промышленных энергетических источников на ядерном топливе, обладающих уникальной экологической чистотой. Эти блоки позволили создать серию промышленных энергоблоков электрической мощностью 440 МВт первого поколения, которые продемонстрировали экономическую конкурентоспособность атомных электростанций.

Следующим этапом явилось создание АЭС второго поколения с реакторами ВВЭР мощностью 440 и 1000 МВт, которые удовлетворяли новым требованиям безопасности, соответствующим сформировавшимся к тому время международным подходам.

Проблемы мирового развития атомной энергетики, связанные с «авариями века» сначала на АЭС «Три Майл Айленд» (США), а затем на Чернобыльской АЭС (СССР), были успешно преодолены АЭС именно с этими ВВЭР, которые в силу своей безопасности обеспечили возможность дальнейшего развития отечественной ядерной энергетики.

Место АЭС с ВВЭР в Стратегии развития атомной энергетики России

Основные положения Энергетической стратегии России предусматривают совершенствование структуры производства электроэнергии за счет опережающего темпа роста ее выработки на атомных станциях по сравнению со станциями на органическом топливе.



Рис. 1. Проект АЭС нового поколения с блоками ВВЭР мощностью 1500 МВт

В «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», в частности, указано, что будущее атомной энергетики России зависит от решения задачи постепенного замещения действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности (энергоблоками третьего поколения) и осуществления на их основе в последующие 20–30 лет умеренного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличения экспортного потенциала, а также от разработки и овладения в промышленных масштабах ядерной энерготехнологией, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу.

В этой связи Коллегия Минатома России 14.01.04 приняла решение о целесообразности ввода после 2012 года АЭС с головным энергоблоком ВВЭР-1500. Таким образом, блок подобной мощности призван быть основным при наращивании энергетического потенциала России.

Атомная энергетика и проблемы

Энергетический рынок

Темпы развития атомной энергетики неразрывно связаны с прогнозами развития экономики России, а также зависят от увеличения доли АЭС в традиционных сферах применения электроэнергии и освоения новых рынков. К последним можно отнести:

– обеспечение электропривода транспорта и аккумуляции газа;

– энергообеспечение производства сжиженного газа, алюминия, водорода и др.;

– теплопроизводство (включая использование сбросного тепла АЭС).

Кроме того, необходимо учитывать потребность в замещении выводимых из эксплуатации энергоблоков АЭС.

Развитие энергетического рынка помимо чисто экономических показателей – низкой себестоимости выработки электроэнергии – требует серьезного рассмотрения вопроса о маневренных свойствах АЭС с ВВЭР, которые обеспечивали бы конкурентоспособность при работе в сети (вторичное регулирование мощности). Такая способность особенно актуальна, если рассматривать перспективу продвижения отечественной ядерной энергетики на мировой рынок.

Необходимо отметить, что атомная энергетика сегодня вполне конкурентоспособна по отношению к энергетике на органическом топливе и способна сохранить свое преимущество в обозримом будущем. Однако это преимущество не является стабильным и должно быть поддержано всеми техническими, технологическими и организационными средствами.

Безопасность

Безопасность остается приоритетным направлением при эксплуатации АЭС и разработке новых проектов АЭС.

Под безопасностью АЭС обычно понимают такие свойства АЭС, которые позволяют предотвратить отрицательное воздействие радиоактивных веществ и ионизирующего излучения на персонал, население и окружающую среду.

При этом различают проблемы безопасности при нормальной эксплуатации (минимизация выбросов и сбросов, облучения персонала, объема радиоактивных отходов и т.д.) и при авариях на АЭС (а в настоящее время, особенно при тяжелых «запроектных» авариях, несмотря на то, что они имеют очень малую вероятность).

Проекты действующих отечественных АЭС с ВВЭР имеют солидный запас, позволяющий реализовать непрерывный процесс усовершенствований, обеспечивающий соответствие постоянно повышающимся требованиям безопасности и экономичности, а также продление сроков их эксплуатации с сохранением конкурентоспособности.

Тем не менее, тенденции на укрепление позиций ядерной энергетики, приводят к необходимости разработки АЭС с ВВЭР, обеспечивающих существенное повышение уровня безопасности, за счет качественного улучшения свойств «внутренней самозащищенности» и развитого применения «пассивных» элементов в системах безопасности при одновременном упрощении и удешевлении проектных решений и повышении единичной мощности энергоблоков.

Эти тенденции предопределили необходимость создания АЭС третьего поколения. Достигнутый уровень науки и техники позволяет уверенно прогнозировать скорое практическое воплощение таких технологий АЭС, для которых невозможна ситуация с тяжелым повреждением реактора, то есть невозможны недопустимые выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду. Эта технология получила название «Атомная энергетика, свободная от катастроф» или «АЭС четвертого поколения». Атомная электростанция, оснащенная такими технологиями в сочетании с конкурентоспособными экономическими характеристиками, является безупречным энергоисточником для развитого общества.

Разумеется, сегодняшняя ситуация такова, что даже продвинутые проекты не могут еще претендовать на указанную «абсолютную» безопасность. Однако существенный прогресс в этом направлении позволяет обеспечить практическую «непотопляемость» АЭС третьего поколения, что выражается в очень низких расчетных вероятностях неприемлемых событий. К числу таких «продвинутых» проектов, безусловно, относится проект АЭС с ВВЭР-1500 (рис. 1).

Проект АЭС с ВВЭР-1500 характеризуется следующими основными положениями:

• Эволюционный подход при решении технических вопросов.

• Ориентация на промышленную базу России.

• Использование НИОКР по ВВЭР-1000.

• Выполнение требований современной нормативной базы России по обеспечению безопасности, учет рекомендаций МАГАТЭ и требований европейских организаций, эксплуатирующих АЭС (EUR).

• Обеспечение конкурентоспособности на рынке электроэнергии в России и за рубежом.

• Показатели безопасности, эксплуатационной надежности и экономичности превосходят показатели действующих АЭС с ВВЭР-1000 и соответствуют показателям лучших мировых проектов.

Реакторная установка ВВЭР-1500 имеет следующие показатели:

• Тепловая мощность активной зоны – 4250МВт.

• Средняя глубина выгорания для стационарного цикла – 55000–60000 МВт-сутки/т при среднем обогащении стационарной топливной подпитки 4,1–4,9% по урану-235.

• Гибкость в эксплуатации топливных циклов с периодичностью перегрузки топлива от 12 до 24 месяцев.

• Продолжительность плановой остановки для перегрузки топлива и периодического обслуживания в среднем 25 суток в год.

• Продолжительность остановки только для перегрузки и перестановки ТВС – 17 суток.

• Назначенный срок службы основного оборудования реакторной установки – не менее 50 лет, а корпуса реактора – 60 лет.

• Период между техническими освидетельствованиями оборудования реакторной установки – 8 лет.

Важной особенностью отечественных проектов АЭС нового поколения, в отличие от действующих АЭС с ВВЭР, является применение усовершенствованной системы безопасности, построенной на основе комбинированных каналов с пассивными и активными механизмами независимо друг от друга выполняющими основные функции безопасности (рис. 2).



Рис. 2.

Пассивные системы могут самостоятельно выполнять все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора. Эти системы способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения собственных нужд АЭС, включая аварийные источники переменного тока. В свою очередь активные системы могут обеспечивать безопасность при наличии энергоснабжения и управляющих воздействий.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 реализован принцип совмещения функций нормальной эксплуатации и безопасности в одних и тех же механизмах. При этом в случае возникновения аварийных режимов не требуется никаких специальных переключений. Это существенно повышает надежность выполнения функций безопасности, так как исключается «длительно не обнаруживаемый отказ» и кроме того дает существенный экономический эффект в связи с сокращением количества оборудования.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 для целей локализации продуктов аварии применены две защитные оболочки с вентилируемым пространством между ними. Внутренняя защитная оболочка обеспечивает герметичность объема, в котором размещена реакторная установка и воспринимает внутренние аварийные нагрузки. Внешняя оболочка способна противостоять всем природным, техногенным и антропогенным воздействиям на АЭС, характерным для конкретного места размещения АЭС. Удаление и очистка всех протечек из внутренней оболочки в вентилируемое пространство обеспечивается двумя типами независимых вентиляционных систем: активной и пассивной.

Аварийная остановка реактора обеспечивается как традиционными механическими органами защиты, число которых увеличено до 121, так и быстрым вводом в первый контур борной кислоты. Механическая система защиты позволяет обеспечить (с учетом застревания одного из органов регулирования) останов и расхолаживание реактора до температуры менее 100°С без ввода борной кислоты. Это увеличивает безопасность АЭС при авариях, приводящих к глубокому расхолаживанию первого контура или связанных с несанкционированным попаданием в реактор чистой воды.

Системы пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов обеспечивают неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки к окружающему воздуху через специальные теплообменники, при авариях сопровождающихся полной и длительной потерей источников переменного тока на АЭС. Пассивная аварийная подпитка первого контура борным раствором при авариях с потерей теплоносителя первого контура, осуществляемая на гравитационном принципе с помощью системы гидроемкостей, позволяет обеспечить аварийное заполнение активной зоны без ввода в действие активных систем аварийной подпитки.

В проектах АЭС нового поколения предусмотрены системы для управления запроектными авариями, связанными с плавлением ядерного топлива. Несмотря на исчезающе малую вероятность плавления активной зоны, детерминистски предполагается, что авария с плавлением активной зоны может случиться. Для обеспечения безопасности в этом случае предусмотрены технические средства удержания расплава в корпусе реактора, а если это по каким-либо причинам не получится, то – в специальном устройстве, размещенном под корпусом реактора.

Технико-экономические показатели

Улучшение компоновочных решений, применение усовершенствованного оборудования, применение принципа совмещения функций активных систем с функциями нормальной эксплуатации позволяет снизить удельные строительные объемы в 1,4 раза по сравнению с действующими энергоблоками АЭС с ВВЭР-1000.

Повышенная экономическая эффективность блока АЭС с ВВЭР-1500 достигается за счет:

– снижения расхода бетона, металла, арматуры, насосов, кабеля;

– повышения глубины выгорания топлива при заданном обогащении за счет повышения числа перегрузок за компанию;

– оптимизации срока службы АЭС;

– снижения эксплуатационных затрат.

Заключение

АЭС с ВВЭР-1500 – это проект АЭС третьего поколения, обладающий высоким уровнем безопасности и экономичности.

Он является:

• эволюционным проектом, для воплощения которого не требуется значительных затрат средств и времени на НИОКР для обоснования нового оборудования;

• технологической «промежуточной стадией» перед решающим рывком к технологиям АЭС, «свободным от катастроф».

Ожидаемые экономические показатели ВВЭР-1500 (удельная стоимость строительства не более 750 долл. США на килоВатт установленной мощности, низкая себестоимость производства электроэнергии, рентабельность, очень высокая величина чистого дисконтированного дохода), позволяют считать, что ВВЭР-1500 будет иметь не только лучшие показатели среди АЭС, но и иметь экономические преимущества перед альтернативами на других видах топлива.

Журнал «Атомная стратегия» № 11, июнь 2004 г.