В ОКБ "Гидропресс" с 21 по 24 мая 2019 года прошла 11-ая международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Мероприятие проведено при участии ГК "Росатом" и МАГАТЭ.
На пленарном заседании были заслушаны 16 докладов, подготовленные известными специалистами и представителями ведущих предприятий и организаций отрасли, а также МАГАТЭ и зарубежных организаций.
Концерн - успехи и задачи
Об основных итогах работы АЭС концерна "Росэнергоатом" участникам конференции рассказал первый заместитель генерального директора концерна Александр Шутиков.
Выработка электроэнергии на станциях российского концерна продолжает расти год от года. Если в 2010 году она составляла 170,1 миллиардов кВт×ч, то в 2018 году - уже 204,3 миллиардав кВт×ч. Прогноз на 2019 год - 206,8 миллиардов кВт×ч.
По КИУМ наиболее высокие показатели у трёх станций с реакторами ВВЭР - Калининской, Балаковской и Ростовской, причём у КлнАЭС значение КИУМ в 2018 году превышает 100%.
Показатели, характеризующие безопасность работы российских АЭС, находятся на высоком уровне. Так, начиная с 2012 года, по такому параметру, как количество автоматических остановов из критического состояния на 7 тысяч часов работы блока, показатели российских станций уверенно лучше среднемировых.
В 2018 году несколько вырос показатель "Герметичность 1 контура". Это относительный показатель, отражающий количество разгерметизаций ОиТ первого контура теплоносителя за время работы на номинале. Основной прирост пришёлся на второй квартал, и основной вклад дали АЭС с РБМК. Разработан ряд проактивных мероприятий, направленных на постоянное снижение данного показателя.
Большую серьёзную работу концерн проводит по продлению сроков службы блоков с реакторами ВВЭР. Были созданы методики, позволяющие адекватно оценивать остаточный ресурс корпусов реакторов с учётом результатов испытаний образцов-свидетелей. В частности, это позволило продлить до 60 лет блоки №№1/2 Калининской АЭС и до 56 лет блок №5 Нововоронежской АЭС.
Высокое содержание никеля в сварном шве корпуса реактора блока №1 Балаковской АЭС потребовало проведения восстановительного отжига. Он был выполнен в период с 3 октября по 28 ноября 2018 года, безопасность дальнейшей эксплуатации корпуса была обоснована.
Следующая задача, стоящая перед концерном - проблема радиационного распухания и формоизменения выгородки, приводящего к выборке зазора между выгородкой и дистанционирующими решётками периферийных ТВС. Были разработаны методики для оценки динамики распухания, во время ППР проводятся измерения геометрии выгородки, а также были разработаны новые компоновки активных зон, позволяющие значительно снизить влияние радиационного воздействия на выгородку.
Продолжается выполнение мероприятий по снижению количества негерметичных ТВС. Если для ВВЭР-1000 тенденция демонстрирует устойчивое снижение, то по ВВЭР-440 ситуация обратная - в 2017-2018 годах наблюдался рост, в основном за счёт блока №2 Кольской АЭС. Для него был разработан отдельный план мероприятий.
А вот проблему повыщенного окисления оболочек твэлов ТВС-2М можно, по всей видимости, считать решённой. Осмотр в 2019 году показал отсутствие белого налёта на твэлах, обработанных методом шлифования, такие твэлы поставляются с 2017 года. Ранее для ТВС-2М финишная обработка выполнялась методом травления, от которого теперь отказались.
Из числа задач по повышению эффективности АЭС России можно выделить программу по повышению до 107% мощности блоков с ВВЭР-1000. Испытания четвёртого балаковского блока на 107% запланированы на этот год. Переход на новую мощность потребует значительной модернизации блоков в части парогенераторов, турбогенераторов, блочных трансформаторов и АСУ ТП. Кроме того, необходимо дать ответы на все вопросы, возникшие при экспертизе в Ростехнадзоре.
В 2019-2020 годах будут проходить работы по подготовке к переводу блоков с ВВЭР-1000/1200 на 24-месячный цикл. В частности, будет рассматриваться возможность применения топлива повышенного обогащения с эрбиевым поглотителем. Принятие решения о внедрении 24-месячного цикла на пилотном блоке ожидается в начале 2020 года.
Продолжается подготовка к переводу блоков с АЭС-2006 на 18-месячный цикл. Пилотным здесь выступает шестой нововоронежский блок, первая топливная загрузка в таком цикле предполагается в IV квартале 2020 года.
Если говорить о более далёкой перспективе, то концерн будет принимать участие в развитии технологий ВВЭР - совершенствование ВВЭР-ТОИ, создание реактора ВВЭР-С, а далее - реактора ВВЭР-СКД.
Топливо для ВВЭР
О стратегии развития ядерного топлива для реакторов ВВЭР участникам конференции рассказал начальник отдела по разработке ядерного топлива и инженерным сервисам АО "ТВЭЛ" Алексей Шишкин.
Для блоков с ВВЭР-1000 разработаны решения по ТВС четвёртого поколения, причём технические проекты твэла, твэга и ТВС были одобрены НТС Росатома.
ТВС четвёртого поколения отличаются унифицированным шагом расположения ДР (340 мм), унифицированной головкой, высотой топливного столба 3680 мм, таблеткой 7,8/0 мм, загрузкой по UO2 568,4 кг. Они могут работать в топливных циклах 3×1,5 или 5×1.
Важное преимущество ТВС-4 - способность данного топлива работать с регенератом урана. В настоящее время, на регенерированном уране работает парк реакторов РБМК, однако сроки службы этих реакторов постепенно подходят к концу. Топливо четвёртого поколения позволит безболезненно включить регенерат в топливный цикл реакторов ВВЭР.
Среди задач, которые предстоит решить перед массовым внедрением ТВС-4 на российских станциях - необходимо подготовить соответствующую инфраструктуру для обращения с облучёнными сборками такого типа.
Большое направление, по которому сейчас работает ТВЭЛ - создание толерантного топлива для реакторов ВВЭР. Как известно, в нём предполагается использовать коррозионно-стойкую оболочку и/или теплопроводное топливо.
Основные преимущества толерантного топлива - снижение наработки водорода при аварии; снижение пиковых температур при аварии, высокая коррозионная стойкость при рабочих параметрах, в том числе в условиях кипения теплоносителя, отсутствие поглощения водорода при нормальной эксплуатации, минимальное влияние на обогащение топлива и физику реактора, повышение сопротивления дебризному повреждению.
Кандидатный материал, который сейчас рассматривается на замену циркониевым сплавам для оболочек твэлов - сплав 42ХНМ. Он широко используется в качестве оболочечного материала твэлов транспортных реакторов, при этом не обнаружено разрушения оболочек из сплава 42ХНМ. В реакторах ВВЭР используются оболочки ПЭЛ из сплава 42ХНМ.
Основной недостаток сплава - его использование может привести к росту расхода урана-235 при сохранении энергопотенциала ТВС. Смягчить остроту данной проблемы можно путём утонения оболочки за счёт того, что по механическим свойствам сплав превосходит циркониевые сплавы.
ОКБ Гидропресс для ВВЭР
Об основных результатах и ближайших задачах по направлению ВВЭР участникам конференции рассказал генеральный конструктор ОКБ "Гидропресс" Владимир Пиминов.
По развитию топлива для ВВЭР важным конструкторским мероприятием является разработка и внедрение на ОПЭ на втором блоке Ростовской АЭС 12 кассет ТВС-2М с антидебризным фильтром АДФ-2, обладающим максимальной эффективностью задержания и удержания посторонних частиц в процессе эксплуатации, включая ТТО.
По материалам, важным событием стало получение одобрения финского надзорного органа STUK корпусной стали марки 15Х2НМФА для изготовления корпуса реактора АЭС "Ханхикиви-1". А в России совместными усилиями ЦНИИ КМ "Прометей", ОКБ "Гидропресс" и Курчатовского института продолжается разработка новой перспективной радиационно-стойкой стали для элементов ВКУ.
Начиная с 2010 года, на АЭС России обратили внимание на такое направление, как первичное регулирование частоты. В 2010-2017 годах были выполнены работы по внедрению режима общего первичного регулирования частоты (ОПРЧ) на блоках с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 с изменением мощности блока от -8% до +2% от номинала.
В 2018 году выполнен полный комплект расчётных работ по внедрению на блоках №№1/2 НВАЭС-2 как ОПРЧ, так и нормированного первичного регулирования частоты (НПРЧ, ±2%).
В 2019 году продолжатся работы по манёвренным режимам для российских и зарубежных блоков с ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ - первичное регулирование (±2%), вторичное регулирование (±10%) и суточное регулирование (100-50-100%).
В ОКБ "Гидропресс" продолжаются НИОКР по программе "Совершенствование традиционных технологий ВВЭР". В частности, выполняется технико-экономический анализ целесообразности оснащёния блоков стендами СИР и разрабатывается проект металлической тепловой изоляции типа RMI.
Значительных успехов подольское конструкторское бюро достигло в деле внедрения CFD-расчётов. Разработана демонстрационная модель первого контура с размерностью расчётной сетки около 1 миллиарда ячеек.
Важное направление на будущее - разработка технологии спектрального регулирования (ВВЭР-С). В 2020 году должен быть готов концептуальный проект, в 2024 году - эскизный проект РУ и блока, в 2028 году - технический проект РУ и блока.
Целевые показатели по программе НИОКР ВВЭР-С в части реакторной установки таковы:
- единичная мощность не менее 1200 МВт(э);
- удельный расход природного урана должен быть снижен примерно на 30% по сравнению с ВВЭР-ТОИ, работающим в открытом цикле - то есть, не более 130 тонн природного урана на 1 ГВт×год;
- реактор должен иметь возможность работать на 100%-ной MOX-зоне;
- реактор должен иметь возможность работать в манёвренном режиме в соответствии с требованиями EUR;
- уровень безопасности не ниже требований к поколению III+;
- усреднённый КТИ за весь срок службы не менее 0,93;
- назначенный срок службы корпуса, крышки и ВКУ 80 лет.
А для разработки технологий ВВЭР более далёкого будущего предназначается подпрограмма НИОКР "Разработка технологий корпусного энергетического реактора с закритическими параметрами теплоносителя (ВВЭР-СКД)".
