Министерство энергетики США и Комиссия по ядерному регулированию не видят принципиальных причин, мешающих эксплуатации атомных энергоблоков в течение 60 лет. На семинаре на тему работы атомных реакторов после 60 лет эксплуатации, было заявлено, что в США многое сделано для успешного продления сроков после 40 лет. Однако у отрасли объективно нет большого опыта в изучении последствий эксплуатации энергоблоков после 40 лет. Регуляторы подтвердили на семинаре свою позицию - если отрасль сможет доказать возможность безопасной эксплуатации реакторов, перешагнувших за 60-летний рубеж, то надзорные органы будут рассматривать заявки на продление лицензий.
Сергей Европин, директор отделения целостности конструкций ОАО «НИКИЭТ», кандидат технических наук:
Вопрос продления сроков службы энергоблоков АЭС и их эксплуатация в течение 60 и более лет обсуждается не только в США, но и во всех странах, имеющих атомную энергетику. Япония уже называет цифру в 80 и даже в 120 лет, в течение которых возможно обеспечить безопасную эксплуатацию реакторов. Речь идет о реакторах корпусного типа PWR (под давлением) и BWR (кипящих). Россия не исключение. Мы предполагаем возможность эксплуатации реакторов под давлением типа ВВЭР до 60 лет: действующих энергоблоков - за счет поэтапного продления срока безопасной эксплуатации, проектируемых и сооружаемых – за счет проектных решений и научно-технического обоснования назначаемого срока службы.
Все эти прогнозы основаны не только на результатах научных исследований, но и на опыте эксплуатации действующих реакторов, конструкционные материалы которых подвергаются периодическим исследованиям по образцам-свидетелям с ускоренными темпами набора радиационных повреждений, или на металле извлекаемых из реакторов элементов конструкций. Именно таким сочетанием подтверждаются прогнозы поведения материалов в условиях нейтронного облучения при длительной эксплуатации, и в настоящее время можно уже говорить об их высокой достоверности.
Что касается использования новых материалов, то здесь надо разграничивать уже действующие реакторы и вновь проектируемые. Модернизация действующих энергоблоков не предполагает применение новых материалов, так как речь идет об обосновании возможности продления срока службы имеющихся элементов конструкции. При этом есть элементы заменяемые, условно заменяемые и незаменяемые. К последним как раз относится корпус реактора. Поэтому для действующих энергоблоков возможно только обоснование дополнительно срока безопасной эксплуатации по фактическому состоянию материала. Если же говорить о новых проектах, то появление корпусов реакторов типа ВВЭР из более прочного и радиационностойкого металла позволяет обсуждать срок эксплуатации 60 и более лет.
Таким образом, для корпусов реакторов мы проблему увеличения сроков эксплуатации до 60 лет решаем. Но есть еще и второй критический элемент, который относится к категории условно-заменяемых, это внутрикорпусные устройства реактора – шахта и выгородка. Эти элементы изготавливаются из аустенитной стали и за 60 лет набирают очень большую повреждающую дозу нейтронного облучения. Хотя в принципе заменить эти элементы можно, но это сопряжено с соответствующими конструкторскими и проектными решениями, которые неизбежно отразятся на экономических показателях АЭС. Сейчас срок эксплуатации внутрикорпусных устройств рассматривается до 60 лет. Но это требует дополнительных исследований, сопровождения эксплуатации, то есть необходима скоординированная программа НИОКР.
Думаю, что результаты выполнения данной программы позволят и нам обоснованно заявлять сроки эксплуатации энергоблоков атомных станций 80, 100 и более лет.