11 июля 2011

Итоговый документ МНТК 2011 "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР"

Седьмая международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» проведена в ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (Главный конструктор РУ с ВВЭР) при содействии Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». В конференции участвовали 210 специалистов из 14 стран, представители 50 российских и 28 зарубежной организаций, высших учебных заведений. Представленные участниками конференции доклады касались широкого спектра вопросов безопасности и были подготовлены на высоком научном и инженерном уровне.

Задача конференции состояла в том, чтобы рассмотреть и обобщить опыт обеспечения безопасности, накопленный за период между 6-ой и 7-й конференциями, и акцентировать внимание на актуальных проблемах, требующих решения. Результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, представленные в докладах настоящей конференции, вносят важный вклад в выбор и обоснование технических решений, обеспечивающих безопасность ВВЭР, а также развития технологии ВВЭР в первой половине 21 века с учетом внедрения замкнутого ядерного топливного цикла.

За прошедший период выполнен ряд предпроектных исследований и разработок на дальнюю перспективу по развитию технологии ВВЭР. Новое поколение реакторов получило название СУПЕР-ВВЭР. На специальной секции были рассмотрены результаты этих перспективных исследований и разработок, в процессе дискуссии определены направления исследований и разработок.

На настоящий момент эксплуатируются 23 энергоблока ВВЭР-440 и 29 энергоблоков ВВЭР-1000. За прошедший период после 6-й конференции введены в эксплуатацию 2-й энергоблок Ростовской АЭС в России и в мае 2011 года состоялся физпуск АЭС «Бушер» в Иране. Повышается также эффективность и устойчивость эксплуатации атомных станций с ВВЭР. На российских АЭС с ВВЭР в 2010 г. произведено 88,1 млрд. кВт-ч.

Среднегодовой коэффициент использования установленной мощности в 2010 г. составил 83,07% г. В рамках программы увеличения выработки электроэнергии на АЭС ведутся работы по переводу энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 на эксплуатацию в 18-ти месячном топливном цикле при работе на мощности 104% номинальной и энергоблоков АЭС с ВВЭР-440 на эксплуатацию при мощности 107% номинальной. Общая наработка реакторов ВВЭР превысила 1465 реакторо - лет, и за это время не было событий с радиационно-значимыми последствиями.

Программа деятельности Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" на долгосрочный период (2009 - 2015 годы) предусматривает строительство и ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков АЭС с усовершенствованной РУ типа ВВЭР мощностью 1200 МВт. На площадках Нововоронежской и Ленинградской АЭС продолжается строительство первых блоков по Программе. Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, которые проводятся как для поддержки эксплуатации, повышения мощности и продления сроков эксплуатации действующих АЭС, так и для обоснования новых проектов, обеспечивают получение соответствующих лицензий от регулирующих органов и коммерческую реализацию проектов АЭС с ВВЭР. Результаты выполненных НИОКР позволили в последние годы:

  • разработать проекты, изготовить, поставить и смонтировать оборудование для АЭС «Тяньвань», «Куданкулам» и «Бушер»;
  • сдать в эксплуатацию блоки 1 и 2 Тяньваньской АЭС в Китае и вводить в эксплуатацию АЭС «Бушер»;
  • приступить к работам по продлению эксплуатации энергоблоков с ВВЭР-1000;
  • разработать основные технические решения усовершенствованных АЭС с ВВЭР-1200 для строительства атомных станций в России и для экспортных предложений.

Вместе с тем, повышение требований к безопасности АЭС, находящие отражение в новых редакциях российских и зарубежных нормативных документов, современные требования эксплуатирующих организаций и требования зарубежных Заказчиков, а также опыт эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС делают необходимым постоянное углубление и расширение НИОКР, что требует сосредоточения и координации усилий и средств по их выполнению.На конференции рассмотрены доклады на пленарном заседании и на следующих секциях:

  • разработка и верификация расчетных кодов для обоснования безопасности;
  • вопросы обоснования проектно-технических решений и экспериментальной поддержки при проектировании и вводе в эксплуатацию АЭС;
  • проблемы эксплуатации, контроль и управление, диагностика, модернизация и продление ресурса действующих АЭС;
  • материаловедение, прочность и водно-химический режим;
  • инновационные реакторы четвертого поколения, охлаждаемые водой сверхкритического давления.

Проведение данной конференции, ставшей традиционной и международной, характеризуется устойчивым интересом со стороны иностранных участников, что подтверждает как экспортный потенциал ВВЭР, так и целесообразность проведения по данной проблеме международных конференций и полезность обмена информацией по тематике ВВЭР в рамках мирового сообщества.

В марте текущего года произошла тяжелая авария на АЭС «Фукусима -1» (Япония) с реактором BWR корпусного типа с кипящим водяным теплоносителем, что не могло не найти отражения в отдельных докладах на конференции и в многочисленных дискуссиях специалистов, участвующих в работе конференции.

Мнения ведущих специалистов по вопросам эксплуатации и безопасности реакторов ВВЭР и по аварии на АЭС «Фукусима -1» представляли интерес для журналистов информационных спонсоров конференции: официальный печатный орган Росатома газета «Атомпресса»; газета атомной отрасли «Страна Росатом»; интернет-портал сообщества ТЭК «EnergyLand.info»; электронное периодическое издание «AtomInfo.Ru»; издание «Атомная стратегия», журнал «Безопасность окружающей среды»; и ядерный портал нового поколения «Atomic-energy.ru». На конференции рассмотрены доклады по управлению тяжелой аварией, по опыту разработки руководств по управлению тяжелой аварией (РУТА) и предложения по обеспечению живучести АЭС в условиях длительного обесточивания АЭС от внешних источников .

Обеспечение безопасности и экономичности атомных станций является основным условием функционирования и расширения атомной энергетики. Представленные на конференции доклады и результаты их обсуждения показывают, что на действующих АЭС с ВВЭР обеспечивается надлежащий уровень безопасности и приемлемые для эксплуатирующей организации экономические показатели.
Конференция считает актуальными следующие тематические направления научных и проектных работ, которые должны найти отражением в работах отрасли:

  • обоснование целостности основного оборудования новых РУ на срок службы до 60 лет, включая материаловедческое обеспечение;
  • обоснование возможности продления эксплуатации действующих блоков сверх проектного срока службы;
  • внедрение технологий и систем управления жизненным циклом АЭС от проектирования до вывода из эксплуатации;
  • обоснование возможности повышения номинальной мощности действующих блоков на 4-10%;
  • обоснование повышения КИУМ путем внедрения длительных кампаний с реализацией 18-ти месячных топливных циклов, а в обозримой перспективе возможно и 24-х месячных циклов;
  • улучшение топливоиспользования в РУ ВВЭР путем повышения выгорания топлива до 70 МВт сут/кгU по ТВС;
  • выполнение работ с привлечением Генерального Проектировщика, Научного Руководителя, Главного Конструктора, необходимых для практической реализации концепции использования естественной циркуляции теплоносителя первого контура ВВЭР-1000 (ВВЭР-1200) при длительном полном внешнем обесточении АЭС путем самозапуска и энергообеспечения собственных нужд;
  • применение концепции ТПР и риск-ориентированного подхода при разработке проектных основ для новых РУ; оптимизация АСУ ТП с применением современных методов математического моделирования; разработка методологии учета неопределенностей и ее использование при обосновании безопасности;
  • разработка и верификация кодов для обоснования безопасности, включая создание банка экспериментальных данных для верификации кодов и внедрения методологии оценки неопределенности. При этом первоочередными задачами рекомендуется считать: актуализацию матрицы верификации теплогидравлических расчетных кодов и проведение экспериментальных исследований, а также формирование стандартной задачи на основе результатов режима на РУ ВК-50 с отключением питательной воды для верификации кодов для связанных трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов;
  • развитие математического моделирования процессов в РУ при запроектных авариях, проведение расчетных исследований и на основе результатов расчетов разработка руководств по управлению тяжелыми авариями (РУТА) для конкретных блоков. При этом, как подтвердилось в процессе обсуждения на конференции, среди работ данного направления важны прежде всего исследования для энергоблоков АЭС без «ловушек» расплава в обоснование процедур управления ТА на этапе частичного расплавления активной зоны для исключения выхода расплава за пределы корпуса;
  • экспериментальное обоснование пассивных систем безопасности и систем управления запроектными авариями с идентификацией всех явлений и процессов, влияющих на эффективность работы систем. Целесообразно проанализировать результаты расчетного обоснования СПОТ первого контура на основе термосифонного теплообменного оборудования;
  • оптимизация водно-химического режима 1 и 2 контуров на основе положительного международного опыта, обобщенного в проекте нового соответствующего документа МАГАТЭ;
  • разработка и внедрение систем высокотемпературного коррозионного мониторинга для оперативного контроля коррозионной агрессивности теплоносителя и массопереноса продуктов коррозии, для оценки срока службы теплообменных труб парогенераторов;
  • выбор и обоснование конструкционных материалов оборудования и трубопроводов АЭС с учетом повышения сроков службы до 60 лет;
  • развитие систем пусконаладочных измерений и эксплуатационной диагностики с соответствующим математическим обеспечением;
  • расчетное обоснование симптомно-ориентированных инструкций при нарушениях нормальных условий эксплуатации АЭС;
  • обоснование динамической устойчивости, надежности и безопасности РУ и АЭС в маневренных режимах работы энергоблоков;
  • выполнение расчетных исследований и предпроектных разработок по реакторам нового поколения (СУПЕР-ВВЭР), которые предлагается эксплуатировать в переходный период к ЗЯТЦ и в ЗЯТЦ. При этом целесообразно международное сотрудничество в части решения общих конкретных проблемных вопросов (разработка и верификация кодов, кросс-верификация программных средств организаций-разработчиков предложений по СУПЕР-ВВЭР, выбор и обоснование конструкционных материалов и конструкций твэлов, исследование теплообмена в пучках и тепло-массобмена в контуре и др.).

Требуется также своевременно и в необходимом объеме планировать и выполнять текущие работы для обеспечения:

  • условий действия лицензий надзорных органов на эксплуатацию АЭС, в том числе, продление срока службы и повышение мощности;
  • разработки усовершенствованного проекта РУ для АЭС со сроком службы 60 лет (ВВЭР-ТОИ) как наиболее перспективного с точки зрения технико-экономических показателей и обеспечивающего необходимое расширение атомной энергетики; · разработки мощностной линейки реакторов ВВЭР от 300 МВт до 1600 МВт, что обеспечит конкурентоспособность российских энергоблоков с ВВЭР за рубежом и будет максимально отвечать потребностям внутреннего рынка России;
  • выполнение работ с привлечением Генерального Проектировщика, Научного Руководителя, Главного Конструктора, необходимых для практической реализации концепции использования естественной циркуляции теплоносителя первого контура ВВЭР-1000 (ВВЭР-1200) при длительном полном внешнем обесточении АЭС путем самозапуска и энергообеспечения собственных нужд;
  • разработки эволюционного проекта РУ ВВЭР со сниженным расходом природного урана (ВВЭР со спектральным регулированием) и инновационного проекта РУ ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя с международным сотрудничеством для решения проблемных вопросов;
  • разработки свода новых нормативных документов, соответствующих современному этапу развития атомной энергетики. Конференция на основе результатов обсуждения доклада «Методология и результаты анализа динамической устойчивости РУ ВВЭР» рекомендует выполнить сбор и рассмотрение предложений от эксплуатирующих, пусконаладочных и проектных организаций, а также от Ростехнадзора по корректировке действующих в ядерной энергетике России Норм и Правил;
  • реализации мероприятий, направленных на сохранение ядерных знаний и повышение корпоративной культуры и культуры безопасности в соответствии с инициативами МАГАТЭ и Росатома.

Конференция констатирует, что технология ВВЭР развивается и актуально проведение МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» для обсуждения специалистами достигнутых результатов и выработки предложений по совершенствованию данной технологии.

Конференция выражает благодарность руководству Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом», а также руководству и сотрудникам ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - за высокое качество проведения конференции.