Про Вестингаус в Украине

Отсюда http://uaenergy.com.ua/post/21206/estinghouse-v-ukraine-dolgij-no-uspeshnyj-put/
В последнее время некоторые средства массой информации пытаются представить сотрудничество между американско-японской компанией Westinghouse и НАЭК "Энергоатом" как политическое решение украинской стороны, вызванное текущими событиями в стране. На самом деле это не так. Совместная работа украинских организаций с компанией Westinghouse по вопросам диверсификации источников поставок ядерного топлива для украинских АЭС имеет более чем 15-ти летнюю историю.

Так, в далеком 1999 г. стартовал Проект квалификации ядерного топлива для Украины (ПКЯТУ), целью которого являлось создание в Украине необходимых условий для использования ядерного топлива альтернативных поставщиков.
Этот проект предусматривает не только проектирование и изготовление компанией Westinghouse тепловыделяющих сборок (TBC) для ВВЭР-1000, но и создание соответствующей инфраструктуры, а также передачу украинской стороне западных технологий проектирования ТВС, включая компьютерные расчетные программы и методики, для выполнения анализа безопасности.
Тогда же, в 1999 г., на базе Национального научного центра "Харьковский физико-технический институт" Научно-технического комплекса "Ядерный топливный цикл" (НТК ЯТЦ) был создан Центр проектирования активных зон (ЦПАЗ) с целью научно-технического сопровождения  внедрения и эксплуатации топлива Westinghouse на АЭС Украины.
Сотрудники Центра прошли длительную стажировку в компании Westinghouse и принимали непосредственное участие в заводских испытаниях ТВС американского поставщика для ВВЭР-1000, а также в подготовке соответствующей документации по обоснованию безопасности их использования.
В те годы мало кто верил в реализацию данного проекта, как и в то, что в реактор, одного из украинских энергоблоков все же возможно будет загрузить топливо другого, не российского производителя.
Внедрение первых шести, так называемых, "опытных" ТВС Westinghouse заняло целых 5 лет – от разработки Технического задания в 2001 г. и до загрузки топлива в активную зону реактора энергоблока №3 Южно-Украинской АЭС в 2005 г.
Конструкция ТВС Westinghouse для украинской АЭС существенно отличалась от конструкции ТВС, которая была разработана на тот момент компанией для чешской Темелин. Так, например, дистанционирующие решетки конструкции ТВС для ЮУАЭС располагались в соответствующих местах для их совместимости с российскими топливными сборками.
Также отсутствовало сужение в нижней части направляющего канала (гидравлический демпфер), которое являлось одной из причин деформаций ТВС на чешской Темелин.
Важно, что в дистанционирующих решетках (ДР) внутренние пластины располагались по трем направлениям вместо двух, что обеспечивало однородность поперечной жесткости решетки.
В 2010 г., после запланированного 4–х летнего срока эксплуатации, "опытные" ТВС Westinghouse были выгружены из реактора энергоблока ЮУАЭС. Опыт эксплуатации ТВС Westinghouse полностью подтвердил проектные характеристики топлива компании и продемонстрировал достаточную надежность конструкции.
К этому сроку технология изготовления ТВС Westinghouse была передана из завода по фабрикации топлива в США (г. Колумбия) в Европу (г. Вестерос, Швеция). И следующим этапом проекта в 2010 г. стала загрузка на энергоблоке №3 ЮУАЭС перегрузочной партии из 42 ТВС Westinghouse, изготовленных на заводе в г. Вестерос.
В 2011 г. в рамках коммерческого контракта между Энергоатомом и Westinghouse была загружена партия из 42 американских ТВС на энергоблоке №2 ЮУАЭС.
Практика показывает, что внедрение новых видов ядерного топлива, особенно в активную зону, где используются ТВС другого производителя, связано с определенными рисками и сложностями. Ведь не всегда удается получить достаточно полные исходные данные для проектирования, а также спрогнозировать поведение новой конструкции в активной зоне.
Так, в 2012 г. во время проведения ППР на энергоблоках №2 и №3 Южно-Украинской АЭС у некоторых ТВС компании Westinghouse были обнаружены повреждения обода нескольких дистанционирующих решеток. При этом тепловыделяющие элементы остались неповрежденными.
Следует заметить, что к этому моменту условия эксплуатации ТВС Westinghouse в активной зоне изменились, так как на энергоблоке №3 с 2008 г. началась эксплуатация российских ТВСА, имеющих повышенную, по сравнению с предыдущей конструкцией (ТВС-М), поперечную жесткость каркаса. Этот же тип кассет эксплуатировался и на энергоблоке №2.
Эксплуатация американских ТВС совместно с российскими ТВСА, ставила перед компанией Westinghouse достаточно сложную задачу, так как в случае деформации ТВСА, ТВС Westinghouse не смогли бы этому противостоять.
Одним из аргументов в пользу возможности совместной эксплуатации было то, что российские ТВСА со своей поперечной жесткостью должны были удержать все ТВС от значительных деформаций в активной зоне.
К сожалению, вскоре данные об усилиях затирания при сборке активной зоны, содержащих российские ТВСА, показали заметное увеличение усилий.
Наличие значительных деформаций российских ТВСА в активной зоне и конструкционные особенности ТВС Westinghouse увеличили вероятность зацепления сопрягающихся элементов каркаса ТВС при сборке активной зоны.
Как следствие, наблюдались механические повреждения элементов у нескольких дистанционирующих решеток ТВС Westinghouse.
В результате расследования этого нарушения были разработаны дополнительные организационно-технические мероприятия по загрузке/выгрузке ТВС из активной зоны с учетом рекомендаций компании Westinghouse. Принятые меры показали свою эффективность: в ходе ППР-2013 и ППР-2014 никаких дополнительных повреждений в ТВС Westinghouse уже не наблюдались.
Эксплуатационные данные и данные измерений различных характеристик ТВС Westinghouse в течение последних 2-х лет свидетельствуют о том, что аксиальные прогибы ТВС в активной зоне энергоблока №3 ЮУАЭС находятся в допустимых пределах.
Нужно заметить, что компания Westinghouse выполнила значительный объем работ по модернизации каркаса своей ТВС для исключения повреждения дистанционирующей решетки.
Основные изменения коснулись конструкции обода ДР и хвостовика ТВС, что позволило значительно снизить вероятность зацепления сопрягающихся частей при загрузке и выгрузке из активной зоны в условиях деформации ТВС.
Повышение прочности дистанционирующей решетки ТВС было подтверждено серией механических испытаний, проведенных Westinghouse.
Испытания включали также имитацию условий взаимодействия ТВС между собой для получения характерных повреждений, которые наблюдались на ДР, и определения величины аксиальных усилий, при которых они возникают.
Анализ безопасности модернизированной конструкции топливной сборки Westinghouse, который включал в себя технические экспертизы и необходимые разрешительные процедуры в соответствии с украинскими нормативными требованиями, был успешно завершен в 2014 г.
На данный момент перегрузочная партия модернизированного топлива Westinghouse уже доставлена на Южно-Украинскую АЭС, и в ближайшее время планируется ее установка в активную зону реактора во время перегрузки энергоблока №3.
Таким образом, длительный срок эксплуатации ТВС Westinghouse на энергоблоке №3 ЮУАЭС и произведенная компанией Westinghouse необходимая модернизация каркаса топливной сборки позволяют нам оптимистично смотреть в будущее, когда топливо Westinghouse будет успешно использоваться на других украинских АЭС. 
Очевидно, что подобное расширение сотрудничества с Westinghouse при полном соблюдении всех требований национального законодательства в области ядерной и радиационной безопасности, является важным этапом на пути реальной диверсификации поставок ядерного топлива в Украину.
В результате будут снижены производственные издержки и существенно повысятся качество, надежность и безопасность эксплуатации ядерного топлива на украинских АЭС.
Более того, принимая во внимание значительную и все более возрастающую долю АЭС в электрогенерации нашей страны, диверсификация сведет к минимуму возможность использования поставок ядерного топлива в качестве инструмента политического давления на Украину.
Акиф Абдуллаев — главный инженер проекта Центра проектирования активных зон научно-технического комплекса "Ядерный топливный цикл" Харьковского физико-технического института