Ядерная и углеводородная энергетики

Поэтому сложившееся субъективное мнение о том, что эра РБМК уже подошла к концу, неверно. Эти реакторы останутся в работе ещё на целое поколение людей.
Эксплуатация реакторов РБМК - процесс непрерывного совершенствования. Такова специфика канального направления, она предоставляет возможность модернизировать блок практически в режиме "нон-стоп".
Реактор, пущенный в 1973 году - безусловно, не тот реактор, который эксплуатируется сегодня. Это касается систем, важных для безопасности, спецсистем, непосредственно конструкции активной зоны, и так далее.
Развиваются технологии, в том числе в смежных с атомной энергетикой областях, и мы берём для РБМК многие важные технологические достижения. Я имею в виду такие направления, как робототехника, системы диагностики, электроника. Это помогает нам обеспечивать безопасность блоков на современном уровне.
Особое значение для РБМК имел переход от 30 к 45 годам службы. Он сопровождался масштабными работами на всех энергоблоках, позволившими подняться на качественно новый уровень безопасности с учётом требований современных нормативных документов.

Продление срока эксплуатации

Научно-технический прогресс раздвинул рамки таких определений, как восстанавливаемые или ремонтопригодные элементы и системы.
Срок службы сложной технической системы, каковой является энергоблок атомной станции, определяется работоспособностью и ресурсом незаменяемых или невосстанавливаемых элементов.

Например, графитовой кладки?

На самом деле, для РБМК таких элементов три - строительные конструкции, металлоконструкции, формирующие реакторное пространство, и графит, являющийся замедлителем и отражателем нейтронов в активной зоне.

Логика продления срока службы до 45 лет включала в себя следующее: модернизация и замена изношенного оборудования и оценка срока службы трёх названных незаменяемых элементов.

По строительным и металлоконструкциям больших трудностей не было и нет - имеются соответствующие системы диагностики, и был выполнен необходимый комплекс работ подтверждающих остаточный ресурс. По графиту были сделаны оценки и дан прогноз поведения графита как конструкционного материала.

Опыт проектирования, строительства и эксплуатации промышленных аппаратов показал, что графит - это более сложный материал по сравнению со сталями и сплавами.

Впервые с проблемой деградации графита - изменением его свойств и геометрии - столкнулись на промышленных аппаратах. И уже на стадии проектирования реактора РБМК были учтены вопросы, решавшиеся для промаппаратов.

Если у промаппаратов проблемы, связанные с поведением графита, проявлялись практически сразу после пуска, то для РБМК эта проблема встала на рубеже 40-ого года службы (если говорить о ЛАЭС-1), что потребовало проведения ремонтных работ, восстановления ресурсных характеристик (ВРХ).

Острота проблем с графитом на РБМК зависит от его марки?

Безусловно. Одно из отличий графита от других, более привычных конструкционных материалов, - зависимость от технологии изготовления и условий эксплуатации.

Технология… Вы имеете в виду примеси?

Не только примеси. Условия термообработки при изготовлении и другие моменты. Сначала графитом занимался Московский электродный завод, потом подключился Челябинск. Хотя марка графита была одна и та же, особенности технологических процессов на заводе оказали влияние на его эксплуатационные характеристики.

Безусловно, на поведение графита также влияют и условия эксплуатации - температура, флюенс, потоки. Мы имеем функцию от нескольких аргументов, каждый из которых вносит свой вклад в кинетику механизмов деградации графита.

Какой разброс в срок службы блока вносят эти различия?

Разброс может достигать до пяти лет.

То есть, даже в наилучшем случае рассчитывать на ВВЭР-овские 60 лет не получится?

На 60 лет службы рассчитывать не приходится. Но можно поставить вопрос по-другому. Для энергоблока устанавливается срок 45 лет, но мы должны понимать, что качественных изменений при сроке "45 лет плюс один день" не произойдёт.

То есть, с технической точки зрения будет возможным определённый заход за 45 лет. Однако это потребует серьёзных дополнительных исследований и обоснований.

Наша задача, связанная с сопровождением эксплуатации и научно-технической поддержкой, заключается в том, чтобы обеспечить работу блоков с РБМК до ввода замещающих мощностей.

Сейчас в дорожной карте развития атомной энергетики России заложено, что блоки с РБМК проработают 45 лет, после чего эстафету подхватывают замещающие мощности.

Но для отдельных блоков с учётом истории эксплуатации, фактического состояния и прогнозирования поведения графитовой кладки можно говорить о том, что ответ на вопрос об их переходе за 45 лет не является однозначно отрицательным.

Хочу ещё раз подчеркнуть, что возможность контролируемой эксплуатации РБМК обеспечивается, в первую очередь, теми новыми методиками и системами, которые были внедрены и внедряются на блоках.

Если говорить о мониторинге элементов реакторной установки, то в мире, наверное, нет других реакторов с таким объёмом контроля. Например, у нас задействован большой парк робототехнических средств, которые контролируют геометрию каналов, графита и металлоконструкций.

В РБМК предусмотрены конструкционные элементы, позволяющие доставлять эти средства непосредственно в реакторное пространство. Робототехника у нас также работает по низу аппарата, контролируя границу сопряжения каналов и металлоконструкций.
Роботехнические комплексы также обеспечивают возможность выполнения ремонтно-восстановительных работ элементов активной зоны, например восстановления узлов ТСТ (телескопических соединений трактов).

Это именно роботы?

Это робототехнические комплексы, состоящие из нескольких частей. Представьте себе, например, гусеничное средство, которое везёт за собой маленького робота или роботов.

После того, как комплекс доберётся до нужного места, роботы на магнитах подсоединяются к верхней металлоконструкции и устанавливают нужное оборудование на тракт технологического канала. После завершения работы приезжает следующий комплекс, который осуществляет контроль качества.

А что делают с облучённым топливом РБМК? Перерабатывать его, видимо, бесполезно.

На сегодняшний день оно планируется к длительному хранению практически в полном объёме. Целесообразность его последующей переработки - это вопрос будущего.

Из других преимуществ. Если есть доступ к каждому каналу при работе, то можно легко организовать, например, изотопное производство на блоке.

Такие работы проводятся на Ленинградской АЭС. Там имеются специальные каналы для облучения (радиационного легирования) кремния, а также в значительных объёмах нарабатывается кобальт-60.

Причём по наработке кобальта применено оригинальное решение. Он нарабатывается в дополнительных поглотителях, которые устанавливаются в активной зоне для обеспечения необходимых нейтронно-физических характеристик.

Можно сказать, что наработка кобальта не требует дополнительных нейтронов. И обратите внимание - хотя это и побочное для станции производство, оно не мешает блокам выполнять их основное предназначение по генерации электроэнергии.

Восстановление характеристик

По восстановлению ресурсных характеристик каков сейчас расклад по блокам?

Первый блок Ленинградской АЭС был пущен после завершения комплекса работ по восстановлению ресурсных характеристик в конце 2013 года.
На настоящий момент, ВРХ выполнено на четырёх энергоблоках - это блоки №№1 и 2 Ленинградской АЭС и блоки №№1 и 2 Курской АЭС.

И для всех четырёх блоков можно с уверенностью говорить о 45-летнем сроке службы?

Да, с той поправкой, что процедура ВРХ не единомоментная, она выполняется с определённой периодичностью. Поэтому корректнее сказать так - 45 лет с точки зрения работоспособности графитовой кладки и с учётом реализации технологий ВРХ.

Работы по ВРХ на блоках, следующих за ЛАЭС-1, как-то отличались от работ на первом блоке?

Безусловно отличались. На первом блоке ЛАЭС шла отработка разработанного впервые технологического и диагностического оборудования, в какой-то степени пионерские исследования. Далее на следующих блоках мы шли отработанным путём с учётом особенностей каждого энергоблока.

Это видно даже по срокам. На первый ленинградский блок мы потратили практически целый год. Естественно, в этот срок входили работы по обоснованию безопасности, по расчётно-экспериментальным работам. Сейчас технология ВРХ внедрена в промышленных масштабах.

Прямо сейчас, в эти минуты выходит на энергетический уровень и набирает 130 МВт(т) первый блок Курской АЭС. На нём завершён плановый средний ремонт, в ходе которого выполнялись работы по ВРХ.

ЦитатаИнтервью записано 8 апреля 2016 года. Блок №1 Курской АЭС был успешно подключён к сети на следующий день, 9 апреля 2016 года. - Прим. AtomInfo.Ru.

Если сравнивать работы на ЛАЭС-1 и КуАЭС-1, то на курском блоке, можно сказать, использовалась качественно новая технология. Она позволила существенно сократить расходы по замене каналов. Уменьшилось время, требуемое на проведение работ по ВРХ.

Наш подход к ремонтной технологии - её постоянное совершенствование. Видны направления её дальнейшего развития, это не застывшая форма.
Естественно, условия на различных блоках отличаются друг от друга, поэтому повторять работы под копирку нельзя. Но мы стремимся, тем не менее, разрабатывать типовые технические решения, что позволяет нам оптимизировать весь процесс ВРХ и увеличивать полученный от ремонта эффект.

В чём состоит эффект от ремонта?

В двух вещах - восстановление работоспособности элементов реактора и продолжение его эксплуатации.

И все восстановленные блоки могут работать на номинальной мощности?

На первом блоке ЛАЭС мощность осваивали поэтапно. Был организован расширенный контроль всех эксплуатационных параметров и была доказана возможность работы на номинале.

Сейчас мы имеем подтверждение на четырёх энергоблоках. Они все уверенно, с достаточными запасами по пределам безопасной эксплуатации, работают на мощности 100%.

В своё время были предложения не заниматься ремонтом, а заглушить часть каналов и работать на пониженной мощности. В этом случае реально получить выигрыш по срокам эксплуатации.

На самом деле нет. Задача о прогнозирования поведения графита нетривиальна, а скорость его деградации - нелинейная функция от набранного флюенса и температуры.

Возьмём гипотетическую ситуацию. Допустим, какой-то блок с момента пуска работал на мощности 50%. В этом случае очевидно, что он прослужит больше 45 лет. Но если мы снижаем мощность в ситуации, когда процессы деградации находятся в продвинутой стадии, то снижать мощность уже бессмысленно, эффекта не получим.

Оглядываясь назад, можно теперь сказать, что варианты с пониженной мощностью стоило обсуждать примерно после 25-30 лет эксплуатации. Позже большого смысла в них уже нет.

Сказанному есть практическое подтверждение. Первый и второй блоки ЛАЭС после того, как было зафиксировано начало изменений в графите, были переведены на мощность 80%. Но большого эффекта это не дало, при пониженной мощности мы наблюдали почти те же скорости деградации, что и при 100%.

Про вариант с глушением каналов могу сказать, что это модифицированная идея каналов-натяжителей, которые использовались на промаппаратах.

Сделали такие оценки для РБМК наши специалисты и специалисты Курчатовского института. К сожалению, получилось, что таких каналов должно быть очень много, что связано с размерами кладки и значительными деформационными силами.

Ещё один нюанс. Графитовая кладка в РБМК набрана плотно, графитовые блоки стоят почти без зазора. Как только один блок увеличится в размерах, эффект от него проявится даже на границе зоны.

Поэтому нельзя в данном случае говорить, что у нас есть столько-то искривлённых каналов, на самом деле идёт искривление всей кладки, вызванное формоизменением отдельных блоков.

Таким образом, наша идеология ремонта заключается в ремонте всей кладки.

Другие проекты

Вопрос по истории. Был такой проект РБМК-1500. Почему эти реакторы на Игналине работали на пониженной мощности?

Нет, там всё получилось, как задумывали. Реактор мог работать и работал некоторое время на номинальной мощности 1500 МВт(эл.) и был на тот момент самым мощным в мире.

Дальнейшего развития проект не получил по другим причинам - новые проекты РБМК были свёрнуты.

Очевидных технических проблем, которые мешали бы эксплуатации РБМК-1500, не было, и заложенный в него функционал удалось реализовать. Снижение мощности было связано, в том числе, и с отсутствием потребности в таком объёме вырабатываемой электроэнергии .

Напомню также, что программа развития атомной энергетики Советского Союза предусматривала строительство блоков с РБМК-1500.

За счёт чего в РБМК-1500 удалось поднять мощность?

Один из ключевых моментов - интенсификация теплообмена. Была использована другая кассета, турбулизировавшая поток теплоносителя, что позволило организовать более интенсивную теплоотдачу от твэлов.

Если вы начали говорить о других проектах, то я хочу напомнить о том, что у нас была интересная и перспективная разработка реактора МКЭР. В нём учтён опыт эксплуатации РБМК, заложены соответствующие технические решения.

Другая физика, системы безопасности, гермооболочка, инжекторные насосы и многое другое. Если бы данный проект был реализован, то он стал бы значительным шагом вперёд для канального направления.

Можно ли в новых проектах что-то сделать с графитом, чтобы всё-таки увеличить сроки службы реактора? Для легководных реакторов в теории говорится уже о 100 годах, причём в США ожидаются заявки на продление действующих блоков с легководниками до 80 лет.

Прогнозирование на 100-летнем интервале неизбежно сопряжено с существенными неопределённостями. Более того, вопрос переходит в плоскость технической философии - действительно ли нужны такие системы, которые работают целый век?

Если вернуться к вашему вопросу "Можно ли сделать графитовый реактор сейчас?", то ответ однозначный: "Да".

Если проектировать графитовый реактор сейчас, учитывая имеющийся значительный опыт эксплуатации, контроля и исследований, в настоящее время можно реализовать технические решения, которые сняли бы многие текущие проблемы РБМК, основная из которых - деформация графита.

Готовясь к выводу

Немного грустная тема, но всё равно от неё никуда не деться. Как вы готовитесь к выводу блоков с РБМК из эксплуатации?

Предполагаемый подход к выводу из эксплуатации энергоблоков РБМК - немедленный демонтаж. В этом отличие от ПУГРов, которые, в основном, захораниваются на месте.

Проект по выводу находится на стадии подготовки к разработке. Поэтому по длительности работ пока не могу отвечать конкретно.

Уточню, что после принятия решения о выводе блока эксплуатация, на самом деле, не завершается - энергоблок переходит в режим эксплуатации без генерации, и начинается стадия подготовки к выводу, которая закончится после вывоза ядерного топлива.

При собственно выводе нам очень поможет опыт ВРХ, те знания об обращении с графитом, которые были получены при выполнении ремонтных работ. Могут быть задействованы имеющиеся технические средства и средства контроля.

Ремонт графитовой кладки - особо радиационно-опасная работа, но созданные для ВРХ технические средства позволяют практически полностью исключить вероятность попадания графитовых крошек и пыли в окружающую среду.

Куда будут вывезены отходы от вывода блоков?

Вопрос пока на стадии разработки. Он увязан с общей политикой обращения с радиоактивными отходами. Есть разные предложения по их хранению.

В любом случае, с площадки их уберут?

Да.
Кстати, кроме отходов, на останавливаемых блоках есть ещё и топливо. То топливо, которое не до конца выгорело, будет дожигаться в продолжающих эксплуатироваться блоках.

С первого блока переставить на второй?

Нет, наиболее эффективно будет использовать топливо на вторых очередях. В реакторах должна формироваться зона с определёнными выгораниями. Результаты выполненных расчётных оценок говорят о том, что топливо с остановленной первой очереди наиболее оптимально будет дожигать на второй.

Спасибо, Алексей Владимирович, за интересное интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.
Фото AtomInfo.Ru