В Москве 11-12 ноября в здании президиума РАН состоялась межотраслевая межрегиональная научно-техническая конференция "Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения" (АСММ-Регионам-2010).
Организаторами конференции выступали ИБРАЭ РАН, ГК "Росатом" и российская Академия наук. Поддержку мероприятию оказывали Совет Федерации ФС РФ и министерство регионального развития Российской Федерации.
Один из дней работы конференции был посвящён проектам малых АЭС, находящихся на разных стадиях разработки в нашей стране.
АБВ
В докладе, представленном коллективом авторов от ОКБМ (докладчик - Юрий Фадеев), рассматривались проекты АЭС малой и средней мощности, предлагаемые этим конструкторским бюро.
На нижней границе линейки от ОКБМ находится реактор АБВ. Его тепловая мощность - от 16 до 45 МВт, а электрическая - от 3,5 до 10 МВт. Это унифицированные РУ с реакторами интегрального типа и 100% естественной циркуляцией первого контура для наземных и плавучих станций.
АБВ-6М - реактор интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура и со встроенной парогазовой системой компенсации. Основное оборудование АБВ-6М скомпоновано на баке металло-водной защиты в единый парогенерирующий блок.
Обогащение топлива составляет менее 20%. Перегрузка реактора требуется раз в 12 лет. Надёжность принятых технических решений подтверждена опытом эксплуатации транспортных установок и наземного стенда-прототипа.
Монтаж установки производится агрегатным способом, сборка в блоки или агрегаты ведётся на предприятии-изготовителе. К месту назначения блоки могут доставляться по железной дороге, авто- или водным транспортом.
Основные направления дальнейших работ по оптимизации проекта АБВ-6М - форсирование мощности в три раза без изменения масс и габаритов, увеличение энергозапаса зоны до 20 лет в российском исполнении, модульность и оптимизация всех систем.
Для российского (неэкспортного) варианта 20-летний интервал между перегрузками станет возможным при переходе на топливо интерметаллид с обогащением, превышающим 20%. В экспортном варианте топливом может служить кермет с обогащением ниже порога 20%.
РИТМ
Следующий проект, предлагаемый в ОКБМ - реактор РИТМ. Его тепловая мощность составляет 150 МВт, а электрическая - 36 МВт. Это реактор интегрального типа с принудительной циркуляцией для универсального атомного ледокола и плавучих станций.
В числе его плюсов создатели видят интегрированный корпус с расположением насосов первого контура в отдельных выносных гидрокамерах и боковыми горизонтальными гнездами для патрубков кассет парогенераторов.
Реактор удовлетворяет экспортным требованиям по нераспространению - обогащение менее 20%. По сравнению с КЛТ-40С, у него увеличен ресурс (на 60%) и срок службы основного оборудования до заводского ремонта (на 70%) - 160 тысяч часов и 20 лет против 10 тысяч часов и 12 лет.
Радиационный ресурс корпуса парогенерирующего блока увеличен, благодаря снижению флюенса нейтронов примерно вдвое - с 1,5×1020 до 5,2×1019 н/см2. Блок может перевозиться в полной заводской готовности по железной дороге.
ВК-100
Необычному для России направлению - водяным кипящим реакторам малой мощности - был посвящён доклад, подготовленный коллективом автором из НИИАР, ОКБ "Гидропресс" и "Ижорских заводов" (докладчик - Александр Курский, НИИАР).
На основе водяных кипящих технологий возможно создать линейку, которая удовлетворяла бы требованиям к мощностному ряду в любом регионе страны. Малая мощность и уникальная установка подавления активности (УПАК), обкатанная на реакторе ВК-50 в Димитровграде, позволяют размещать АТЭЦ с водяными кипящими реакторами вблизи потребителя.
В водяных кипящих аппаратах отсутствуют термические и радиационные условия ухудшения свойств материалов и проблемы с "хрупкой прочностью" корпуса реактора (в кипящих реакторах - низкие температуры, малые флюенсы и повреждающие дозы). Это позволяет говорить о сверхдлинных сроках эксплуатации - вплоть до 100 лет.
Корпусной кипящий реактор обладает простым, пассивным и надёжным способом охлаждения активной зоны на основе естественной циркуляции. У него хорошие свойства саморегулирования за счёт отрицательных эффектов реактивности, низкое содержание радиоактивных продуктов в теплоносителе и отложениях.
Есть и ряд других преимуществ, отмеченных в выступлении. Так, газообразные продукты деления и продукты радиолиза можно непрерывно удалять из реактора в систему УПАК. Коррозионная стойкость конструкционных материалов высока, причём для достижения этого не требуются сложные ВХР. Рабочее давление до 7 МПа обеспечивает малое истечение теплоносителя при нарушениях нормальной эксплуатации.
"Япония и США, проектируя и сооружая одноконтурные РУ с принудительной циркуляцией теплоносителя (АBWR, ESBWR) для АЭС больших мощностей, активно разрабатывают проекты ККР с ЕЦ для тепло-электроснабжения ряда стран, используя в том числе опыт эксплуатации российской РУ ВК-50", - говорится в докладе.
В выступлении представлены основные характеристики реактора ВК-100, который предлагается разработать на основе ВК-50, имеющего 45-летний (а в перспективе, и 60-летний) опыт работы в НИИАР. Новый реактор может иметь мощность 120 МВт(эл.), компанию 2 года, обогащение 5%, глубину выгорания топлива - до 45 МВт×сут/кг.
Использование известных и отработанных на ВК-50 технических решений должно положительно сказаться на экономических характеристиках предлагаемого к разработке реактора ВК-100. Его стоимость за установленный киловатт авторы доклада оценивают как 1800-2100 долларов, а срок окупаемости без учёта дисконтирования - от 7 до 9,5 лет. Срок строительства блока с ВК-100 составит 2-3 года.
Электронное издание AtomInfo.Ru благодарит оргкомитет конференции "АСММ-Регионам-2010" за предоставленную возможность принять участие в работе конференции.
