А.Я. Благовещенский, д.т.н., проф., Засл. деятель науки РФ, капитан 1 ранга в/о, Военно-Морской Политехнический институт ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»

Л.Б. Гусев, д.т.н., проф., Засл. деятель науки РФ, зав. кафедрой, капитан 1 ранга в/о. Военно-Морской Политехнический институт ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»

Вводом в строй первой в мире атомной электростанции в 1954 г. наша страна стала родиной атомной энергетики, получившей далее широкое развитие и в других ведущих государствах.

Прогресс в отечественной стационарной и корабельной атомной энергетике опирался на комплексный подход в проведении научных исследований и конструкторско-технологических обоснований по широкому спектру возникающих задач. Среди них одним из ведущих направлений при создании ядерной энергетической установки является выбор типа, схемы и конструктивных решений парогенератора.

В этой связи представляется неоправданным консерватизм, проявляющийся в стационарных двухконтурных энергоблоках с ВВЭР, оснащенных лишь одним типом крупногабаритных горизонтальных парогенераторов «полувекового конструктивного возраста». Положение усугубляется отсутствием планов по реализации новых прогрессивных технических решений по парогенераторам в нынешнем столетии.

В течение длительного времени отечественная атомная энергетика характеризовалась наращиванием мощностей АЭС с реакторами на тепловых нейтронах двух типов: канальные с графитовым замедлителем (РБМК – одноконтурные) и водо-водяные (ВВЭР – двухконтурные), в которых вода под высоким давлением в однофазном состоянии выполняет функции и замедлителя и теплоносителя.

В доперестроечный период наращивание в стране мощностей ТЭС и АЭС не было избыточным в связи с плановым вводом в строй новых энергопотребляющих предприятий. В то же время активно проводились работы, направленные на перспективное развитие атомной энергетики, включая создание натурных энергоблоков. Примером могут служить реакторы АМБ-100 и АМБ-200 на Белоярской АЭС для освоения «ядерного перегрева» пара и ВК-50 в НИИАР для обоснования возможного создания одноконтурных энергоблоков с корпусными кипящими реакторами (ВВЭРК), получившими широкое распространение на западе (BWR).

Параллельно с развитием стационарного направления более динамично развивалась и транспортная (корабельная) ядерная энергетика с натурной отработкой ядерных энергетических установок (ЯЭУ) на наземных стендах-прототипах в НИТИ им. А.П.Александрова, применительно к которой вопросы обеспечения надежности, безопасности и живучести приобретали особую остроту. Специфические особенности и различия условий эксплуатации стационарных атомных энергоблоков и корабельных ЯЭУ, особенно подводных лодок (АПЛ), активно влияли на принимаемые технические решения по основному оборудованию и конкретно по парогенераторам (ПГ) [1, 2].

История вопроса

С начала своего рождения отечественная атомная энергетика, стационарная и корабельная, развивалась в условиях четкой управляющей системы Министерства среднего машиностроения предприятиями и структурами всех участвующих ведомств под общим «крупномасштабным» научным руководством, возглавляемым академиком А.П. Александровым. В двухконтурных реакторных установках (РУ) с ВВЭР проявился разный подход к выбору типа, схемных и конструктивных решений ПГ в зависимости от назначения ЯЭУ. Опираясь на успехи советской научной школы прямоточного котлостроения, уже для первого поколения АПЛ в проекте РУ были применены прямоточные ПГ с небольшой степенью перегрева пара, облегчающие по сравнению с другими типами ПГ обеспечение маневренности ЯЭУ. В этом плане отечественная корабельная ядерная энергетика, несмотря на некоторое хронологическое отставание от США по вводу в строй первых АПЛ, опиралась на более прогрессивные технические решения. Для стационарного направления развития ядерной энергетики задачи маневренности были не актуальны.

При плановом управлении народным хозяйством в доперестроечный период для удовлетворения энергетических потребностей экономики страны системно вводились в строй новые АЭС и электростанции на органическом топливе (ТЭС). При этом одним из главных положений концепции эксплуатации электрогенерирующих объектов являлось обеспечение работы АЭС в базовом режиме и участие ТЭС в графиках изменяющихся нагрузок. Это положение явилось определяющим в формировании «облика» РУ АЭС.

После закрытия канального уран-графитового направления в отечественной атомной энергетике и для тиражирования на площадках зарубежных заказчиков главным конструктором РУ для АЭС ОКБ «Гидропресс» была реализована петлевая компоновка основного оборудования первого контура: реактор, ПГ, главные циркуляционные насосы (ГЦН) и др. В отличие от западных проектов РУ с вертикальными ПГ был разработан горизонтальный ПГ с обогреваемым трубным пучком погружного типа, с естественной циркуляцией и кипением среды второго контура в межтрубном пространстве и получением насыщенного пара. Этот подход нашел отражение в нескольких поколениях РУ, начиная с ВВЭР-210 и кончая ВВЭР-1000 (1200), с натурной отработкой на Нововоронежской АЭС. В настоящее время ВВЭР-1000 (1200) является основным для отечественной атомной энергетики. Четырёхпетлевая компоновка РУ с ВВЭР-1000(1200) представлена на рис. 1. Её парогенератор показан на рис. 2.

Рис. 1. Четырехпетлевая РУ ВВЭР-1000 (1200) с горизонтальными парогенераторами

Рис. 2. Горизонтальный парогенератор РУ ВВЭР-1000(1200)

Развитие парогенераторного направления, его состояние и влияние на важнейшие характеристики РУ

С самого начала, несмотря на принципиальную новизну ядерного реактора как источника энергии, его конструктивная и эксплуатационная отработка вызывала меньше сложности по сравнению с конструированием и отработкой ПГ. Помимо главной задачи – передачи тепла от теплоносителя первого контура пароводяному рабочему телу цикла, от типа и схемы ПГ, его теплогидравлических характеристик и конструктивных решений зависят эксплуатационные возможности, связанные с управляемостью, надежностью, безопасностью и, для АПЛ - живучестью и ремонтопригодностью. Парогенераторные направления в корабельной и стационарной ядерной энергетике были различны. Наибольшие проблемы и трудности при эксплуатации ЯЭУ АПЛ доставляло появление неплотностей в трубках прямоточного ПГ из-за хлоридного растрескивания аустенитной стали под напряжением, приводящих к появлению радиоактивности в воздушной среде отсеков.

Поиск технических решений для устранения данной проблемы был очень широким. В частности, в отличие от первого поколения АПЛ для второго поколения лодок была изменена гидравлическая схема движения теплообменивающихся сред, при которой теплоноситель второго контура находился не в межтрубном пространстве, а распределялся по трубкам с обеспечением гидродинамической стабильности с помощью «шайбования». Менялись и другие решения: Главный конструктор РУ второго поколения АПЛ (ныне «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород), перейдя от петлевой к блочной компоновке, применил корпуса ПГ, рассчитанные на давление первого контура, с возможностью отключения ПГ двойными затворами по питательной воде и пару для локализации течи [2].

Параллельно осуществлялся активный поиск металловедческих решений в части применяемых материалов, который увенчался успехом при замене стали трубной части сплавом на основе титана. Применение выемной трубной части в ПГ не требовало производства «резочно-сварочных» работ по блоку корпусов РУ при её замене. После перехода парогенераторного направления от Специального конструкторского бюро котлостроения  (СКБК) Балтийского завода в «ОКБМ Африкантов» при создании РУ для третьего поколения АПЛ, научной школой, возглавляемой академиком Ф.М. Митенковым, был достигнут качественный скачок в данной области. В унифицированной РУ для современных проектов АПЛ применены ПГ с теплопередающей частью кассетного типа (с двухсторонним обогревом среды второго контура), обеспечивающие удельную энергонапряженность (кВт/л), соизмеримую с её величиной в активной зоне [3]. Это позволило сократить количество ПГ с четырех до двух по сравнению с начальным вариантом, испытанным и отработанным на стенде КВ-1 [4] в НИТИ им. А.П. Александрова (рис. 3).

Рис. 3. Блочная корабельная РУ ОК-650Б для АПЛ третьего поколения, испытанная и отработанная на стенде КВ-1 в НИТИ им. А.П. Александрова

В настоящее время, используя кассетный тип ПГ, достигнут новый качественный скачок в корабельных ЯЭУ в виде перехода от блочной компоновки РУ к интегральной (моноблочной установки – МБУ), в которой и активная зона и ПГ размещены в едином корпусе цилиндрической формы (рис. 4). Этому способствовали выполненные ранее испытания и отработка варианта МБУ на стенде КВ-2 в НИТИ им. А.П. Александрова. Сейчас это направление реализовано в ЯЭУ ледокола «Арктика» (РИТМ-200) и закладывается в новейшие проекты АПЛ.

В основу проекта реакторной установки РИТМ-200 положен парогенерирующий блок (ПГБ) интегрированного типа с принудительной циркуляцией, расположением кассет ПГ внутри корпуса реактора, центральных насосов первого контура (ЦНПК) - в отдельных выносных гидрокамерах, и активной зоной с увеличенным энергоресурсом. Данный тип ПГБ характеризуется большей компактностью по сравнению с применяемым на действующих атомных судах ПГБ блочного типа, в котором парогенераторы размещены в отдельных корпусах.

Рис. 4. Моноблочная корабельная РУ РИТМ-200 с прямоточными парогенераторами кассетного типа:

а) внешний вид РУ РИТМ-200;

б) компоновка ПГБ РУ РИТМ-200:

1, 2 – приводы системы управления и защиты;

3 – центральные насосы первого контура в отдельных выносных гидрокамерах;

4 – парогенераторы;

5 – активная зона.

Благодаря сочетанию в РУ АПЛ прямоточного ПГ с активной зоной реактора, имеющей отрицательный температурный коэффициент реактивности, в максимальной степени используется эффект саморегулирования. Налицо кажущийся парадокс: управление нейтронной мощностью реактора осуществляется изменением расхода питательной воды в ПГ практически без участия системы управления и защиты (СУЗ), задачи которой предельно упрощаются и сводятся лишь к компенсации проявляющихся изменений реактивности активной зоны.

Поддержание постоянной средней температуры теплоносителя первого контура при маневрировании, что является важным для обеспечения прочности металла блока корпуса РУ, а также для облегчения условий функционирования компенсатора давления (КД), не предъявляет специальных требований к характеристике изменения давления среды в ПГ. Качественно – при уменьшении расхода питательной воды в ПГ и, соответственно, снижении тепловой мощности уменьшается величина поверхностей нагрева экономайзерного и испарительного участков с увеличением за счет этого поверхности пароперегревательного участка, что приводит к сближению температур перегрева пара и теплоносителя первого контура на входе в ПГ. Этим достигается требуемое для реализации заложенной программы регулирования снижение осредненного по всему ПГ температурного напора между теплообменивающимися средами. Приведенное описание достаточно простой физической картины подтверждает перспективность прогрессивных решений по ПГ для применения в стационарной атомной энергетике.

Опыт эксплуатации ЯЭУ АПЛ нескольких поколений, насчитывающий сотни реакторо-лет, подтвердил правильность выбранного направления, которое во многом доведено до совершенства. Уместно вспомнить, что на первых порах командиры АПЛ поддерживали в походе мощность РУ на номинальном уровне и «грели море» травлением избыточного пара через дроссельно-увлажнительное устройство (ДУУ) на главный конденсатор турбины, чтобы иметь быстро реализуемое увеличение мощности на гребных винтах. Последующие исследования динамики всего комплекса: «ЯЭУ, гребные винты, АПЛ» - с проведением натурных испытаний подтвердили отсутствие необходимости иметь в ходовых режимах избыточную паропроизводительность РУ, благодаря высоким маневренным качеством ЯЭУ.

Иная ситуация сложилась в стационарной атомной энергетике. С позиций имеющегося опыта эксплуатации транспортных ЯЭУ трудно считать оправданным принятие в энергоблоках с ВВЭР лишь одного типа ПГ – горизонтального «погружного типа» без проработки других альтернативных решений, в частности, вертикальных ПГ, предлагаемых в своё время ЦКТИ им. И.И. Ползунова.

В горизонтальных ПГ (рис. 2) отсутствует симметричная картина теплогидродинамических процессов в его горизонтальном сечении. Паровая нагрузка вдоль трубки (поверхности нагрева) от «горячего» коллектора к «холодному» различается примерно в 4 раза и выравнивается для обеспечения сепарации с помощью погружного дырчатого листа [1]. Эксплуатационная отработка горизонтальных ПГ вызывала много осложнений по целому ряду причин, приводящих к появлению неплотностей в их коллекторной части. Проявлялись сложность геометрической разметки соединения трубок с коллекторами, способ их вальцовки, чувствительность к положению уровня пароводяной смеси, к водно-химическому режиму и др. На некоторых АЭС, в частности, на Южно-Украинской, потребовалась неоднократная замена аварийных ПГ на новые с проведением дорогостоящих и сложных технологических работ, связанных с отрезкой ПГ и последующей приваркой к главным циркуляционным трубопроводам первого контура.

Для детального изучения всего комплекса эксплуатационных особенностей работы горизонтального ПГ и квалифицированного обмена мнениями специалистами под руководством ОКБ «Гидропресс» каждые два года проводятся международные научно-технические семинары по горизонтальным парогенераторам. Вначале эти семинары проводились в Лаппеенрантском Университете Технологий в Финляндии, эксплуатирующей горизонтальные ПГ на АЭС «Ловииса» с ВВЭР-440. В настоящее время эти семинары проводятся в Подольске в ОКБ «Гидропресс». На семинарах, в процессе обсуждения тематики, открывались все новые особенности работы ПГ. В частности, в режиме естественной циркуляции теплоносителя первого контура (ЕЦТ) имеет место опрокидывание циркуляции в нижних рядах трубок, т.е. переток «холодного» теплоносителя в «горячий» коллектор [5] и др.

Петлевая компоновка с горизонтальными ПГ в РУ с ВВЭР-1000 (1200) требует значительной протяженности трубопроводов первого контура большого диаметра, превышающей 100 м, и приводит к большим габаритам РУ, определяющим размеры защитной оболочки (контейнмента). С вертикальными ПГ реакторная установка была бы более компактной, менее металлоемкой с соответствующим снижением капитальных затрат. Данный вопрос имеет полувековую данность. За прошедшее время Главным конструктором совместно с ведущими отраслевыми НИИ и проектантами АЭС было много сделано по совершенствованию активных зон, внутриреакторных процессов, а также по повышению надёжности и безопасности энергоблоков с ВВЭР-1000 (1200), в том числе с учетом тяжелых (запроектных) аварий, однако главный компоновочный конструктив первого контура РУ сохранился прежним.

Нынешняя экономическая ситуация характеризуется отсутствием роста энергопотребления из-за вывода из эксплуатации в рыночных условиях большого числа предприятий доперестроечного периода и отсутствия активного строительства новых энергопотребляющих структур. Такое положение не способствует созданию АЭС с энергоблоками на базе ВВЭР с реализацией новых перспективных технических (технологических) решений. На период до 2035 г. планируется строительство АЭС с
ВВЭР-1000 (1200) только для замены выводимых из эксплуатации энергоблоков [6].

В настоящее время физическое состояние оборудования ТЭС в своем большинстве из-за выработки ресурса в значительной степени уступает АЭС. По этой причине жизнь вносит свои коррективы, заставляя АЭС участвовать в выработке электроэнергии с учётом зависимости от конкретных местных условий и графиков изменяющихся нагрузок. В то же время энергоблоки с ВВЭР-1000 (1200) с существующим типом ПГ не приспособлены к маневрированию мощностью. Инерционность системы и неизбежное, в отличие от прямоточного ПГ, снижение средней температуры теплоносителя при уменьшении мощности с соответствующим изменением температуры металла ответственных элементов конструкции первого контура, не способствуют надежности и безопасности работы РУ в части прочности конструкций. Понимание данной ситуации обеспечило у специалистов атомной энергетики уверенность в том, что это положение может быть исправлено при создании энергоблоков средней мощности, которые востребованы как для отечественной энергетики, так и для зарубежного заказчика, в частности – в странах Юго-Восточной Азии.

Вопрос об энергоблоке средней мощности имеет многодесятилетнюю историю, освещен в целом ряде публикаций [7, 8] и не нуждается в дополнительном обсуждении. Знаковым моментом явился совместный НТС Госкорпорации «Росатом» и Концерна «Росэнергоатом» в 2015 г., который одобрил вариант блочной РУ средней мощности ВБЭР-600 (рис. 5) на основе технологий атомного судостроения («ОКБМ Африкантов»), вместо двухпетлевой ВВЭР-600 (ОКБ «Гидропресс») (рис. 6) и рекомендовал ускорить выпуск проекта в срок не позднее 2017 г. К сожалению, до настоящего времени ничего в этом плане не сделано.

Рис. 5. Блочная РУ средней мощности ВБЭР-600 с прямоточными парогенераторами

Рис. 6. Двухпетлевая РУ средней мощности ВВЭР-600 с горизонтальными парогенераторами

Из прогрессивных направлений в стационарной атомной энергетике можно отметить проявляющийся интерес к созданию атомных станций малой мощности (АЭСММ), базирующихся целиком на использовании корабельных ядерно-энергетических технологий. При имеющей место рыночной спонтанности в экономике под лозунгом «свободу регионам» и финансовых трудностях привлекательным в АЭСММ является их низкая сравнительная стоимость. При этом более высокие удельные капитальные затраты (стоимость установленного кВт) и эксплуатационные расходы отходят на второй план.

Что касается развития атомной энергетики на базе энергоблоков с ВВЭР средней и большой мощности, то здесь реализация новых перспективных технологий в конструктивном и эксплуатационном аспектах с переходом на другой тип ПГ не планируется [6].

Актуальные задачи, пути решения

Представленная краткая ретроспектива эволюции отечественной атомной энергетики с привязкой к одному из важных компонентов – парогенераторному направлению свидетельствует:

- с одной стороны, о больших научных и практических успехах, достигнутых в создании и отработке прямоточных ПГ и их влиянии на конструкционно-технологические решения и эксплуатационные возможности РУ;

- с другой стороны, о «парогенераторном консерватизме» в стационарной атомной энергетике, тормозящем её развитие.

Последнее положение как «лакмусовой бумажкой» наглядно иллюстрируется состоянием дел с созданием энергоблоков с ВВЭР средней мощности. В нынешних непростых условиях стала привычной вынужденная позиция разработчиков: «Будет заказчик – будем делать». Высококвалифицированные экономисты, обладающие масштабным мышлением, охватывающим научно-технические аспекты развития атомной энергетики, могли бы оценить пагубность этой позиции для отрасли и в целом для энергетики страны.

Представляется неправомерным отождествлять наращивание мощностей атомных энергоблоков и развитие атомной энергетики. Эти категории находятся в параллельных плоскостях. И сейчас, несмотря на временное отсутствие потребности в росте электрогенерирующих мощностей, должны совершенствоваться ядерно-энергетические технологии АЭС с ВВЭР, в которых одним из важнейших направлений развития является принятие прогрессивных решений по парогенераторам.

Научные, конструкторские, проектные и производственные структуры «Росатома» обладают по-настоящему могучим творческим потенциалом, способным создавать не просто конкурентоспособные энергоблоки для завоевания зарубежного заказчика, но и качественно превосходить достижения соперников. Результаты необходимо доводить до опытно-головного образца для демонстрации преимуществ отечественного продукта «в металле». Это позволит по отработанной технологии в нужный момент начать строить АЭС нового качественного уровня в России и успешно их тиражировать на зарубежных площадках. Внешняя ситуация непростая – достаточно посмотреть на успехи Китая в области развития атомной энергетики.

Заключение

Научно-технический (технологический) прогресс в развитии атомной энергетики на базе двухконтурных энергоблоков с ВВЭР в значительной степени зависит от типа, схемы и совершенствования конструктивных решений теплопередающей поверхности ПГ.

Правильность выбора генерального направления развития РУ в корабельной ядерной энергетике с использованием прямоточных ПГ подтвердилась как в компоновочном плане (переход от петлевого конструктива первого контура к блочному и моноблочному – МБУ), так и в максимальном использовании свойства саморегулирования реактора с достижением высокой степени маневренности ЯЭУ АПЛ.

Отсутствие в настоящее время острой необходимости наращивания электрогенерирующих мощностей в стационарной энергетике не должно тормозить развитие ядерно-энергетических технологий в главном направлении – АЭС на базе двухконтурных РУ с ВВЭР. Петлевая РУ с ВВЭР-1000 (1200) с горизонтальными крупногабаритными ПГ, которая 50 лет тому назад была прорывным перспективным компоновочным вариантом и не предусматривала новых решений до конца 2100 г. [6], не сможет сохранить свою привлекательность как внутри страны, так и для зарубежного заказчика в условиях нынешней конкуренции.

Передовые технологии автоматически проявятся в АЭС малой мощности, использующей новейшие образцы корабельной ядерной энергетики и вызывающей всё больший интерес. Применительно к АЭС средней и большой мощности, используя научно-технический потенциал ведущих структур «Росатома», опираясь на выдающиеся отечественные достижения в корабельных ЯЭУ с прямоточными ПГ, могут и должны создаваться новые энергоблоки, качественно превосходящие проекты зарубежных конкурентов.

Доведение энергоблока до опытно-головного образца позволит демонстрировать свои преимущества как в обеспечении маневренности с максимальным использованием свойства саморегулирования реактора при применении прямоточного ПГ, так и в совершенствовании конструктивных решений. К ним относится отказ от петлевой компоновки РУ с переходом к блочной компоновке с выемной теплопередающей частью ПГ, не требующей резки и сварки основного металла парогенерирующего блока при замене и др. операциях, с сохранением достигнутых успехов по надежности, безопасности и живучести в аварийных ситуациях любых типов, включая запроектные.

Литература

1. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. – М.: Энергоатомиздат, 1987

2. Дядик А.Н. Энергетика атомных судов/ А.Н. Дядик, С.Н. Сурин. – СПб: «Судостроение», 2014

3. Лейкин И.Ю. Физические основы эксплуатации и безопасность ядерных реакторов/ И.Ю. Лейкин, Л.Б. Гусев. – СПб: Северная звезда, 2014

4. Брянских Э.С. Подводная одиссея НИТИ им. А.П. Александрова. – СПб: Моринтех, 2004

5. Blagovechtchenski A. Creterion estimation of conditions, that cause disturbances of natural circulation of coolant in tubes of horizontal and vertical steam generators/ A.Blagovechtchenski, H.Kalli// Proceedings of Fifth International Seminar on Horizontal Steam Generators 20 – 22 March, 2001, Lappeenranta, Finland

6. Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективы на период до 2100 года: одобрено решением президиума НТС ГК «Росатом»  26 декабря 2018 года. – М., 62 с.

7. Страсти по средней мощности// Страна Росатом, - 2015. - № 20 (196)

8. Благовещенский А.Я. Каким хотелось бы видеть энергоблок с ВВЭР средней мощности/ А.Я. Благовещенский, Л.Б. Гусев// Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. – 2017. - № 2 (8). – с.8 – 14.

Полную версию статьи см. в научно-техническом сборнике «Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок» № 1(23) 2021 г. (Изд. НИТИ им. А.П. Александрова).