Атомэкспо 2010: круглый стол «Эволюционное и инновационное развитие легководных корпусных реакторов»6
В ближайшей перспективе развитие атомной отрасли России будет осуществляться на основе проекта «АЭС-2006» с реактором ВВЭР-1200. По мере реализации этого проекта будут поэтапно модернизироваться отдельные элементы реакторной установки, стационарного оборудования, повышаться технологические и эксплуатационные параметры, развиваться промышленная база, совершенствоваться методы строительства и финансового сопровождения. Предполагается, что все это будет реализовываться в виде проекта ВВЭР-ТОИ (типовой оптимизированный информатизированный). Этим и другим вопросам реакторов следующего поколения был посвящен круглый стол «Эволюционное и инновационное развитие легководных корпусных реакторов».
На нем было отмечено, что проект ВВЭР-ТОИ можно рассматривать как полигон для внедрения типовых проектно-конструкторских решений, оптимизированных для головного проекта «АЭС-2006» – Нововоронежской АЭС-2. Проект ВВЭР-ТОИ будет выполняться как базовый, с выделением неизменяемой части (типовой проектной документации), которая после одобрения в установленном порядке будет допущена к многократному применению при серийном строительстве без необходимости повторной экспертизы.
Важная роль отводится использованию информационных технологий для оптимизации проекта АЭС. По мнению Александра Крошилина, заместителя генерального директора ОАО «ВНИИАЭС», наличие единой информационной модели (ИМ) является одним из ключевых условий внедрения технологии управления жизненным (ЖЦ) циклом АЭС. Задачей проекта ТОИ является не только создание единой модели на этапе проектирования, но и передача ИМ и ее использование на последующих этапах ЖЦ. Также необходимо объединить всех участников проекта в единое информационное пространство (ЕИП). Заменить «лоскутно-стихийную» автоматизацию отдельной персональной деятельности на автоматизацию процессов на основе датацентричной методологии. Все это сделает возможным реализацию концепции управления конфигурацией, позволяющую выявлять коллизии проектирования, строительства и монтажа на ранних стадиях, что существенно сократит затраты и издержки компенсирующих мероприятий. Также необходимо внедрить базы данных поставщиков и оборудования. Это позволит иметь данные о модели и характеристиках оборудования при замене элементов станции, а также оперативно и адекватно менять информационную модель АЭС.
Внедрение ЕИП на этапе строительства позволит связать воедино проектировщиков, строителей, подрядчиков, поставщиков и заказчиков. Таким образом, по мнению А. Крошилина, можно будет осуществлять контрольную деятельность заказчика и лиц, принимающих решение, с возможностью оперативного анализа состояния дел по срокам проектирования, хода строительства, осуществления закупок и проведения финансирования работ. А также осуществлять независимый экспертный контроль выполняемых работ.
К 2030 году на долю атомной энергетики в России должно приходиться не менее 30% вырабатываемой энергии. Этот показатель заложен в перспективных планах развития концерна «Росэнергоатом». По мнению сторонников развития реакторных установок на быстрых нейтронах, возможность достижения такого уровня выработки на базе тепловых реакторов и открытого ядерного уранового топливного цикла представляется весьма проблематичной из-за большого количества накопленных ОЯТ и несоответствия имеющейся сырьевой базы. Альтернативным вариантом развития видится технология реакторов на быстрых нейтронах и замкнутый топливный цикл – как возможность обеспечить крупномасштабное развитие атомной энергетики, не ограниченную проблемами сырья и отходов.
По мнению Валерия Рачкова, генерального директора ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», «замыкание топливного цикла на БР позволяет сменить сырьевую базу АЭ с ограниченного U-235 (0,7% природного урана) на практически неограниченный U-238 (99,3%). Такая сырьевая база открывает перспективы масштабного использования атомной энергетики для решения актуальнейших проблем энергообеспечения устойчивого развития. Атомная энергетика с БР позволяет вовлечь в процесс эффективного энергопроизводства не только природный U, но и громадные ресурсы природного Th-232, путем наработки из него в экранах БР искусственного делящегося U-233».
Россия является мировым лидером в освоении технологий БР. Сегодня ведутся разработки по трем разным типам носителей, трем разным типам топлива и трем технологиям переработки ОЯТ. Тем не менее, по мнению В. Рачкова, сравнительный анализ этих технологий показал, что для коммерческого использования подходит только ядерно-энергетическая система «БН (МОКС)», состоящая из технологий БР с натриевым теплоносителем, таблеточного МОКС топлива и водной переработки ОЯТ. «Система «БН(МОКС)» может быть доведена в России до коммерческого уровня в период до 2030 г. и массово использована в течение последующих 20 лет. Для этого потребуется: до 2020 года запустить и обеспечить надежную эксплуатацию сначала БН-800, а затем БН-1200 на таблеточном МОКС топливе; до 2030 ввести малую серию БН-1200 с опытно-промышленной инфраструктурой ЗТЦ, включающей в себя завод РТ-2 по переработке ОЯТ ТР и БН и производство таблеточного МОКС топлива для БН».
Также было отмечено, что система БН (МОКС) перспективна для экспорта в Индию и Китай, которые также активно развивают технологии на быстрых реакторах.
Наряду с технологиями ВВЭР и БН во многих странах мира ведутся исследования управляемого термоядерного синтеза и возможности его использования в энергетике. В последний день конгресса этой теме был посвящен круглый стол «Возможности и перспективы использования управляемого термоядерного синтеза в решении проблем атомной энергетики».
Открывая заседание, президент РПЦ «Курчатовский институт» академик Евгений Велихов сказал, что, по его мнению, «ядерная энергетика и термоядерный синтез должны развиваться рука об руку. Это две стороны одной медали, а не противоположности. Надо сказать, что это нетрадиционный подход. Потому что после того, как в Соединенных Штатах при Картере произошло существенное изменение концепции развития атомной энергетики, возникла идея чистого термояда. Сама по себе это неплохая идея. Но речь идет о том, чтобы как можно экономнее, быстрее, эффективнее использовать ту научно-технологическую базу, которая создана. Поэтому такие политические ограничения всегда вредны».
В процессе обсуждения был затронут проект ИТЭР, проблемы, связанные с его развитием и пути их решения. А также было рассказано о российско-итальянском проекте ИГНИТОР. Как было отмечено в докладе Владимира Черковца, директора ФГУП «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», «успех экспериментов по зажиганию термоядерных реакций в основном за счет омического нагрева плотной плазмы даже при необходимости создания энергонапряженных токамаков с сильным магнитным полем позволит существенно упростить технологию и снизить стоимость энергетического термоядерного реактора».
В заключение своего выступления Е. Велихов отметил, что «в целом, мне кажется, что программа термоядерная сегодня здоровая. Она пользуется серьезной поддержкой на самом высоком уровне и в мире, и в России».
С точкой зрения совместного развития согласились многие участники дискуссии. В частности, по мнению Станислава Субботина, начальника отдела стратегических исследований РНЦ «Курчатовский институт», «в условиях дефицита делящихся нуклидов (особенно на этапе быстрого роста мощностей ядерной энергетики) термоядерные реакторы могут быть использованы как наиболее эффективные источники нейтронов для наработки делящихся нуклидов из сырьевых нуклидов (U-238 и Th-232), вовлечение которых в энергопроизводство является необходимым условием устойчивого развития ядерной энергетики».
Развернуть Свернуть