Еженедельник "Снабженец"
http://www.snab.ru

Полная версия этой статьи в формате PDF:
СКАЧАТЬ

Атомная энергетика: оптимистическая перспектива Одной из главных целей проведения в Санкт-Петербурге II Международного ядерного форума и 7-й Международной выставки «Атомная промышленность», по словам организаторов, является пропаганда наиболее эффективных и безопасных технических решений, принимаемых и разрабатываемых специалистами атомной отрасли. Ведь отношение к этой сфере после чернобыльской катастрофы со стороны значительной части населения до сих пор остается настороженным. Правда, это вовсе и не плохо, поскольку дает возможность руководителям и специалистам-атомщикам полнее ощущать свою ответственность за ее состояние и развитие. Федеральная целевая программа: основные положения В соответствии с Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007–2010 годы и на перспективу до 2015 года», принятой правительством РФ 4 октября 2006 г., на российских АЭС должны быть введены в эксплуатацию 10 новых энергоблоков общей мощностью 11 ГВт. Два энергоблока с реакторами типа ВВЭР-1000 планируется запустить на Ростовской и Калининской АЭС соответственно в 2009 и 2011 гг. В дальнейшем, в 2012 г. предполагается ввести в действие энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-800 на Белоярской АЭС, два энергоблока В-352 мощностью по 1000 МВт на Нововоронежской АЭС-2 и два энергоблока ВВЭР-1200 на Ленинградской АЭС-2. С 2012 г. в рамках федеральной программы планируется ежегодный ввод двух новых энергоблоков типа ВВЭР-1200. Помимо строительства новых, целевая программа предусматривает продление работы всех действующих энергоблоков на максимально возможный срок. Разрешение на продление эксплуатации блоков, выработавших проектный срок эксплуатации, выдается Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору на основе комплексного обследования и оценки эффективности мероприятий по их модернизации и повышению уровня безопасности. Однако, как раз с точки зрения безопасности, правильность заложенной в программу идеи о продлении эксплуатации на максимально возможный срок вызывает сомнения у ряда специалистов. Тем более что далеко не второстепенное значение при принятии подобных решений имеет экономическая составляющая. Дело в том, что при проектировании советских атомных реакторов для АЭС (двойного назначения) проблемные вопросы, связанные с их окончательным остановом, должным образом не прорабатывались. Предполагалось, что в случае практической незыблемости принципов мирного сосуществования двух враждебных систем, ими займутся атомщики следующего поколения. До сих пор наиболее эффективным способом изоляции отработавших положенный срок и заглушенных энергоблоков остается возведение и содержание дорогостоящих саркофагов. Правда, это считается экономически затратным и, видимо, потому нецелесообразным. Другими словами, вывод реактора из эксплуатации во много раз дороже ее продолжения. К тому же программа продления срока службы до максимально возможного, наряду со вводом 10 новых энергоблоков, позволит, по расчетам ФГУП «Росэнергоатом», увеличить долю атомной энергетики в общем энергетическом балансе к 2015 г. с 16 (сегодняшних) до 18,6%. Такой рост должен будет наглядно продемонстрировать успешное развитие отрасли. При этом видимо не учитывается, что максимально возможные дополнительные сроки далеко не беспредельны, а атомная энергетика — неподходящее место для комсомольской бравады и устремлений к рекордам. Существует вполне обоснованная точка зрения, согласно которой широкое развитие атомной энергетики с целью удовлетворения внутренних потребностей в электроэнергии не является панацеей для России. Наша страна обладает значительными запасами природного газа и современными технологиями строительства и эксплуатации газовых ТЭЦ. Возможная катастрофа на атомной станции либо очередная катастрофа выработавшего свой ресурс вертолета Ми-8 могут стать трагедиями разного масштаба. Однако обусловлены они будут одинаковыми причинами и желанием непременно выжать из «железа» весь его остаточный ресурс. Даже при самом тщательном обследовании старого энергоблока на возможность очередного продления его эксплуатации вероятность невыявления всех скрытых дефектов и появления непреднамеренных ошибок в действиях и оценках специалистов по технологическому и атомному надзору достаточно высока. Велика вероятность возникновения ошибок и на разных этапах сооружения и ввода в действие современных атомных станций. Так, например, по словам заместителя начальника отдела Центра тренажа и математического моделирования Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных электростанций (ОАО «ВНИИАЭС», г. Москва) А. А. Просвирнова, в процессе недавней пусконаладки Тянь-Ваньской АЭС (Китай) с помощью функционально-аналитического тренажера в алгоритмах управления было выявлено около 500 ошибок. Без их устранения АЭС не смогла бы нормально работать. Проект АЭС-2006: основы концепции Хорошие перспективы дальнейшего развития атомной энергетики, по мнению специалистов, будут заложены благодаря реализации разрабатываемого в настоящее время проекта АЭС-2006. От более смелых (реакторы на быстрых нейтронах с легковоспламеняющимся натриевым охладителем) он отличается реалистичностью и взвешенностью подходов. АЭС-2006 — это эволюционный проект, выполняемый на основе многолетнего опыта проектирования и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-1000, работающих сегодня на 27 энергоблоках российских и зарубежных станций. Принципиальным отличием реакторных установок для АЭС-2006 является повышенная (до 1200 МВт) единичная мощность и более высокие параметры первого и второго контуров. Это обеспечивает увеличение КПД энергоблока и конкурентоспособность проекта в целом по сравнению с реакторами PWR*. Главной целью программы АЭС-2006 является разработка типового проекта, который позволит создавать серийные атомные станции. Иными словами, этот базовый проект разрабатывается в виде унифицированного комплекта проектно-сметной документации и обосновывающих материалов. Такой подход обеспечивает возможность многократного использования проекта при строительстве серийных АЭС, причем без изменения основных концептуальных, конструктивных и компоновочных решений. Проект предполагает возможность строительства конкретных АЭС на площадках, расположенных в различных природно-климатических условиях. Производство унифицированного основного и вспомогательного оборудования для серийных АЭС будет осуществляться на основе развития отработанной для ВВЭР-1000 промышленной технологии. Модернизация последней предусматривает, например, изготовление реактора с корпусом увеличенного диаметра, что позволит уменьшить флюенс (перенос) нейтронов за весь срок службы. Кроме того, предполагается использование парогенератора ПГВ-1000 МКП с коридорным расположением теплообменных труб, насосного агрегата ГЦНА-1391 с водяной смазкой главного радиально-осевого подшипника. Активная зона реактора будет комплектоваться тепловыделяющими сборками (ТВС) с увеличенной длиной топливного столба. Предполагается и применение концепции ТПР для трубопроводов реактора, использование блочной съемной теплоизоляции, создание программно-технического комплекса АСУТП на основе цифровых технических средств, хорошо зарекомендовавших себя в управлении энергоблоком № 3 Калининской АЭС. Системы управления для АЭС-2006 Для создания АСУТП образован консорциум, в состав которого вошли организации и предприятия, способные обеспечить комплексность технических, аппаратных и программных решений, принимаемых при разработке средств управления энергоблоком. ОАО «ВНИИАЭС» стало системным интегратором АСУТП и разработчиком СВБУ (системы верхнего блочного управления), поддерживающей контроль и управление энергоблоком в режимах пуска, нормальной эксплуатации и планового останова. ФГУП «ВНЦП НИИИС им. Ю. Е. Седакова» (г. Нижний Новгород) выбрано разработчиком, изготовителем и поставщиком ПТУ СВБУ, ПТК ВУ (программно-технического комплекса верхнего управления), ТС ОДУ (технических средств оперативного диспетчерского управления). Эти средства осуществляют прямой дистанционный контроль и управление энергоблоком при отклонениях от режима нормальной эксплуатации. Для регистрации и хранения предаварийной, аварийной и поставарийной информации предназначена система СРВПЭ (система регистрации важных параметров эксплуатации). Созданием систем вибромониторинга и диагностики занимается ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», а разработкой и производством ПТК нормальной эксплуатации, датчиков и сигнализаторов давления — ВНИИА им. Н. Л. Духова. Системы радиационного контроля изготавливает ФГУП «Приборостроительный завод», системы управления и защиты реактора — ФГУП «НПП ВНИИЭМ». Создание системы контроля и управления автоматической противопожарной защитой возложено на ОАО «Приборный завод “Тензор”». Разработку системы контроля и управления доступом (СКУД) выполняет научный руководитель проекта АЭС-2006 РНЦ «Курчатовский институт». Ну а создание тренажеров — прерогатива ОАО «ВНИИАЭС». В программно-техническом комплексе будут реализованы базовые технологии, в частности, сочетание в едином интерфейсе «человек–машина» компьютерного управления в режиме нормальной эксплуатации и прямого дистанционного управления при отключениях от него. Предусмотрено также полное резервирование цифровых каналов управления и измерения, инвариантность к операционным системам, резервирование доменной структуры ПТК с возможностью полномасштабного междоменного обмена информацией. Помимо этого, базовые технологии включают сквозную верификацию всех программных продуктов, встроенную систему мониторинга технических и программных средств. В едином архиве энергоблока на протяжении всего жизненного цикла объекта управления обеспечивается сохранение полной информации о работе АСУТП. Организация АСУТП предполагает возможность комплексной модернизации и обеспечение технической поддержки одним производителем. Устойчивость системы управления к землетрясениям составляет 8–9 баллов по шкале MSK-64. Схема АЭС-2006 Одной из главных задач, решаемых при разработке проекта АЭС-2006, является обеспечение возможности вывода энергоблока из эксплуатации по окончании проектного срока службы без дополнительных технических и организационных проблем. Особое внимание уделено также возможности его утилизации или перепрофилирования с минимальными дозовыми нагрузками, небольшим количеством радиоактивных отходов и на приемлемом уровне финансовых, материальных и трудовых затрат. Типовая схема АЭС-2006 состоит из двух энергоблоков, каждый из которых имеет собственные вспомогательные системы, включая комплексы спецводоочистки и переработки отходов. Общеблочные же системы предусматриваются только для выполнения вспомогательных функций, не связанных напрямую с технологическими процессами выработки электроэнергии и с обеспечением безопасности. Каждый энергоблок включает в себя реакторную установку ВВЭР-1200 с комплексом систем нормальной эксплуатации и безопасности и одну турбоустановку со вспомогательными системами турбинного отделения. Реакторная установка имеет водяное охлаждение и состоит из реактора и четырех циркуляционных петель, имеющих свои главные циркуляционные насосы и горизонтальные парогенераторы. Турбоустановка оснащена пятью питательными насосами. Номинальная тепловая и электрическая мощность блока составляет соответственно 3212 и 1200 МВт. Номинальное давление теплоносителя первого контура на выходе из активной зоны реактора — 16,2 МПа. Давление генерируемого острого пара (при номинальной нагрузке на выходе из коллектора парогенератора) — 7 МПа, температура — 287 °С. На выходе из реактора теплоноситель имеет температуру 328,9 °С. Паропроизводительность установки в номинальном режиме составляет 1602і4 т/ч, средняя глубина выгорания топлива (в стационарном топливном цикле) — до 70 МВт в сутки на 1 кг урана. Установленный срок службы незаменяемого оборудования — 60 лет. Компоновка моноблока, состоящего из здания реактора с двойной оболочкой, машинного зала и здания систем безопасности и вспомогательных систем обеспечивает минимальную протяженность всех коммуникаций. Обеспечение надежности и безопасности Реализация закладываемых разработчиками технических решений и оптимизация систем безопасности по их составу и характеристикам должны будут гарантировать необходимый уровень надежности и безопасности энергоблоков при всех вероятных воздействиях. В числе последних могут быть как экстремальные внутренние, так и техногенные внешние. При этом предусмотрена работа реактора в номинальном и стояночном режиме. Безопасность новых энергоблоков предполагается обеспечивать последовательной реализацией принципа глубоко эшелонированной защиты. Данный принцип основан на применении последовательных физических барьеров на пути потенциально возможного распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Глубоко эшелонированная защита включает такие физические барьеры, как топливная матрица, оболочка ТВЭЛа, граница контура теплоносителя реактора, система герметичного охлаждения реакторной установки и биологическая защита. Для защиты этих барьеров с целью сохранения их эффективности проект предусматривает комплекс технических и организационных мер. Предполагается также применение систем отвода тепла из-под оболочки реактора (пассивного) и через парогенераторы, чего в настоящее время нет на действующих российских станциях. По мнению разработчиков АЭС-2006, «исходя из современных норм безопасности такая структура защиты может показаться несколько избыточной» (интересно кому же?), но в случае необходимого ужесточения требований к безопасности АЭС заложенные в ней решения будут соответствовать им в гораздо большей мере. Проектные основы комплекса систем безопасности АЭС-2006 сформированы исходя, в частности, из следующих положений: соответствие мировым подходам к системам безопасности APWR, использование свойств внутренней самозащищенности. Кроме того, обеспечивается реализация алгоритмов автоматического управления с применением самосрабатывающих устройств безопасности и построение систем с учетом условий возникновения проектных и запроектных аварий и воздействий. Надежность реализуемых систем безопасности предполагается поддерживать, во-первых, за счет их резервирования, непрерывного контроля работоспособности, построения элементов и структур на основе принципа безопасного отказа, физического, гидравлического и электрического разделения каналов и систем. Помимо этого, предусмотрено изготовление оборудования в сейсмостойком, гидро- и термозащищенном исполнении, устойчивом к аварийным условиям; прямая и теневая защита систем от внешних воздействий; консервативный подход при проектных авариях и реалистичный — при запроектных. Построенная на активных элементах четырехканальная структура систем безопасности при проектной аварии обеспечивает приведение реакторной установки к безопасному состоянию с учетом зависимого отказа канала, независимого отказа любого активного элемента или ошибки оператора на другом канале. При этом один канал безопасности может быть выведен в ремонт на длительный срок. Серийные АЭС с новыми реакторными установками повышенной мощности ВВЭР-1200 предполагается начать вводить в эксплуатацию с 2012 г. и замещать ими выводимые из эксплуатации действующие энергоблоки. Расчетная продолжительность строительства серийного блока составляет 4,5 года. Если все то, что так хорошо задумано в проекте АЭС-2006, воплотится в серийных энергоблоках, Россия сможет обеспечивать энергобезопасность Запада за счет их экспорта. Но это оптимистическая перспектива, потому что в Европе будут отдавать предпочтение российскому газу до тех пор, пока не иссякнут его месторождения. Пессимистическая же перспектива связана с тем, что лучшей для Евросоюза гарантией увеличения поставок газа является отнюдь не провозглашенная президентом миссия России «обеспечивать энергобезопасность Запада», а наша продовольственная зависимость от таких поставок. Она, наверное, кажется незаметной при огромном росте мировых цен на энергоносители, однако в случае их катастрофического снижения может обернуться новым потрясением для страны с недееспособным чиновничьим аппаратом. Плавучие атомные теплоэлектростанции Новым направлением в российской атомной энергетике является строительство плавучих атомных теплоэлектростанций (ПАТЭС). Воплотить идею создания мобильных атомных комплексов пытались еще в 1960-е гг. Тогда, правда, рассматривалась возможность разработки передвижных АЭС на железнодорожных платформах. В Обнинском физико-энергетическом институте под этот проект была даже создана опытная реакторная установка. Но позже от реализации этой идеи отказались. А в начале 1990-х гг. появилось предложение обеспечивать электроэнергией разработку нефтяных и газовых месторождений в труднодоступных и северных районах страны с помощью плавучих ядерных энергоблоков. Такие блоки, транспортируемые к месту эксплуатации речным или морским путем, способны длительное время работать без перезарядки топливных элементов. Проект плавучей станции, предназначенной для применения в энергодефицитных регионах, был разработан концерном «Росэнергоатом» на основе реакторной установки КЛТ-40С. Такое оборудование можно применять также в районах с неразвитой энергетической системой при выполнении работ, требующих автономного бесперебойного энергоснабжения. Новая установка, успешно использующаяся на атомных ледоколах, показала на практике надежность и безопасность эксплуатации. Аббревиатура КЛТ означает контейнеровоз-ледокол-танкер, т. е. реакторная установка изначально создавалась для широкого гражданского (невоенного) применения. Спроектирован реактор КЛТ-40С Опытным конструкторским бюро машиностроения им. И. И. Африкантова (ОКБМ, г. Нижний Новгород), коллектив которого имеет 40-летний опыт создания корабельных и судовых ядерных энергоустановок. Победителем конкурса на сооружение ПАТЭС в мае 2006 г. было объявлено ФГУП «ПО “Севмаш”» (г. Северодвинск, Архангельская обл.), а в апреле 2007 г. на стапелях этого завода заложили первый плавучий энергоблок. В настоящее время к проекту создания серийных ПАТЭС малой мощности проявляет серьезный интерес ОАО «Газпром», которое предполагает использовать плавучие атомные станции для энергообеспечения добычи и транспорта углеводородов на шельфе северных морей и полуострове Ямал. Согласно расчетам его специалистов, для осуществления добычи на Штокмановском месторождении потребуются две ПАТЭС, а на ямальских месторождениях — три плавучих энергоблока. Еще одним направлением применения плавучих АЭС является опреснение морской воды. По данным Росэнергоатома, проектом их использования в качестве опреснительных установок заинтересовались в 12 странах. В дополнение к пилотной ПАТЭС, которая будет располагаться в Северодвинске, концерн «Росэнергоатом» планирует к 2015 г. построить еще семь аналогичных станций. Такое количество, по расчетам специалистов, обеспечит замкнутый цикл функционирования энергоблоков с учетом их перезагрузки после выработки ресурса каждые 12 лет. Александр Пуховский, фото автора