Вестник РАН, 2021, T. 91, № 6, стр. 528-540

ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ЭВОЛЮЦИЯ СУДОВЫХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

Под технологической эволюцией понимается непрерывный процесс совершенствования конструкции, технологии изготовления, применяемых материалов и эксплуатационных характеристик РУ, основанный на сборе и тщательном анализе работы оборудования и систем на протяжении всего жизненного цикла. Сегодня этот опыт аккумулирован в создании и эксплуатации около 500 корабельных и судовых РУ, суммарная наработка которых составляет порядка 11  000 реакторо-лет, что сравнимо с наработкой всей мировой гражданской атомной энергетики – 12 000 реакторо-лет.

Эволюцию судовых РУ можно продемонстрировать на примере выбора компоновочных решений установок для атомных ледоколов, поскольку компоновочная схема РУ имеет принципиальное значение для определения способов и средств обеспечения безопасности, строительных решений, условий эксплуатации и в конечном итоге экономических показателей (рис. 1) [4–6].

Рис. 1.

Технологическая эволюция судовых реакторных установок

Известны три типа компоновочных схем установок: петлевая, блочная, интегральная. Эти схемы приемлемы для всех типов реакторов. Оптимальный выбор в каждом конкретном случае определяется различными факторами, в связи с чем невозможно говорить об универсальных рекомендациях.

Для петлевых РУ характерна значительная пространственная распределённость и большой объём первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование: парогенераторы, насосы, теплообменники, компенсаторы объёма и др. Для этой схемы серьёзной проблемой является организация защиты при аварийном разрыве трубопроводов первого контура большого диаметра. Большая часть действующих АЭС используют установки ВВЭР и PWR с петлевой схемой. Такая же схема была применена в установке ОК-150 атомного ледокола “Ленин”.

Очевидное преимущество интегральной компоновки (АБВ-6Э, РИТМ-200Н, РИТМ-200М) – локализация теплоносителя первого контура в одном объёме (в корпусе), отсутствие патрубков и трубопроводов большого диаметра, что уменьшает вероятность аварии с большой течью теплоносителя. С другой стороны, в интегральной компоновке затруднён доступ к оборудованию, размещённому в реакторе, что ограничивает или усложняет ремонтное обслуживание. Поэтому интегральная компоновка предполагает использование высоконадёжного оборудования, созданного на основе решений, подтверждённых эксплуатацией, и прошедшего представительную ресурсную проверку в лабораторных условиях.

Блочная компоновка (КЛТ-40С, ВБЭР), по существу, занимает промежуточное положение между петлевой и интегральной компоновочными схемами. Вместо протяжённых трубопроводов первого контура в ней используются короткие патрубки большого диаметра, соединяющие основное оборудование установки (реактор, парогенератор, насосы). Блочная компоновка позволяет уменьшить высоту блока и обеспечивает доступность для ремонтного обслуживания. Отсутствие в интегральной и блочной компоновках трубопроводов большого диаметра исключает аварии со значительной течью теплоносителя и снижает вероятность тяжёлой аварии. Например, в блочной РУ ВБЭР отсутствуют осушение активной зоны, перегрев и разгерметизация оболочек твэлов в максимальной проектной аварии, что имеет место в установках ВВЭР.

Достигнутые показатели прогресса судовых реакторных технологий от блочной РУ КЛТ-40С к интегральной РУ РИТМ-200 приведены на рисунке 2: габариты РУ уменьшены в ∼2 раза, а энергоресурс активной зоны увеличен в ∼4 раза.

Рис. 2.

Прогресс судовых реакторных технологий: от блочной РУ КЛТ-40С к интегральной РУ РИТМ-200

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ДЛЯ ПЛАВУЧИХ И НАЗЕМНЫХ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Опыт создания и совершенствования судовых и корабельных реакторов в АО “ОКБМ Африкантов” позволил разработать ряд проектов РУ для автономных атомных энергоисточников малой мощности в диапазоне от 6 до 55 МВт_э: АБВ-6Э, КЛТ-40С, РИТМ-200, РИТМ-200Н, РИТМ-200М, РИТМ-400 [1]. Основные характеристики указанных РУ приведены на рисунке 1. Энерго-источники малой мощности предполагают размещение атомной энергетической установки на суше и на несамоходных плавучих средствах.

В проекте РУ малой мощности АБВ-6Э применён интегральный водо-водяной реактор тепловой мощностью 38 МВт с естественной циркуляцией теплоносителя и встроенной системой компенсации давления. Особенностью проекта являются работа без перегрузки в течение 10 лет, пассивные системы безопасности и модульная конструкция энергоблока, обеспечивающие минимальные сроки сооружения РУ [6, 7].

В 2014 г. разработан технический проект плавучего и блочно-транспортабельного энергоблока на базе РУ АБВ-6Э по контракту с Министерством промышленности и торговли РФ. Двухблочная атомная станция с РУ типа АБВ-6 обеспечивает мощность 2 × 8.5 МВт_э при работе в конденсационном режиме и мощность до 2 × 6 МВт_э c отпуском тепла до 2 × 12 Гкал/ч при работе в теплофикационном режиме. Варианты блочно-транспортабельных энергоблоков для АСММ приведены на рисунке 3.

Рис. 3.

Варианты блочно-транспортабельных энергоблоков для атомных станций малой мощности на базе реакторной установки АБВ-6Э

В ноябре 2018 г. осуществлён физический пуск двух реакторов блочного типа КЛТ-40С в составе плавучего энергоблока “Академик Ломоносов” (далее – ПЭБ), а в декабре 2019 г. в городе Певек (Чукотский АО) начала выработку электроэнергии плавучая атомная теплоэлектростанция с ПЭБ “Академик Ломоносов” суммарной электрической мощностью 70 МВт_э (рис. 4) [6–11].

Рис. 4.

Плавучий энергетический блок “Академик Ломоносов”

11 февраля 2020 г. в Госкорпорации “Росатом” было подписано Распоряжение о начале реализации пилотного отраслевого проекта “Сооружение атомной станции малой мощности на базе РУ РИТМ-200Н на территории России”. Энергетический пуск пилотной АСММ с РУ РИТМ-200Н запланирован на конец 2027 г. Пилотная АСММ состоит из двух энергоблоков электрической мощностью 2 × 58 МВт_э (общий вид станции приведён на рисунке 5). Ключевая особенность проекта АСММ – применение реактивных установок интегрального типа РИТМ-200Н, прототипом которой является РУ РИТМ-200 (рис. 6) для универсальных атомных ледоколов (далее – УАЛ, рис. 7), имеющая необходимое расчётно-экспериментальное обоснование и изготавливаемая серийно [8].

Рис. 5.

Общий вид атомной станции малой мощности

Рис. 6.

Парогенерирующий блок реакторных установок РИТМ-200

Рис. 7.

Универсальный атомный ледокол “Арктика” на базе реакторной установки РИТМ-200

Разработан технический проект РУ РИТМ-400 для уникального атомного ледокола “Лидер” (рис. 8), обеспечивающий круглогодичную навигацию по Северному морскому пути. Согласно Указу Президента РФ от 26.10.2020 г. № 635 утверждена стратегия развития Арктической зоны РФ и обеспечение национальной безопасности на период до 2035 г., которой предписано строительство трёх атомных ледоколов проекта “Лидер” [10]. В перспективе на базе РИТМ-400 возможно создание энергоблоков плавучего и наземного исполнения.

Рис. 8.

Атомный ледокол “Лидер” на базе РУ РИТМ-400

Плавучие атомные станции – мощный фактор стабильности развития регионов, не охваченных единой энергетической системой [11]. Следующий шаг в разработке данного направления – проект оптимизированного плавучего энергоблока (далее – ОПЭБ) с РУ РИТМ-200М (прототип – РУ РИТМ-200 для УАЛ) с активной зоной, обладающей высоким энергоресурсом и соответствующей международным требованиям по нераспространению ядерных материалов. В 2020 г. завершается разработка материалов эскизного проекта ОПЭБ (рис. 9).

Рис. 9.

ОПЭБ на базе реакторной установки РИТМ-200М

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ДЛЯ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

К числу наиболее проработанных для реализации в ближайшей перспективе реакторов средней мощности относятся блочно-модульные реакторные установки типа ВБЭР, разрабатываемые АО “ОКБМ Африкантов” и НИЦ “Курчатовский институт”. Их концепция основана на сочетании технологий транспортных атомных паропроизводящих установок с отработанными в гражданской атомной энергетике решениями по активной зоне и топливному циклу [3, 9]. Особенность проекта – применение унифицированной петли теплообмена, являющейся технологической платформой для реализации мощностного ряда энергоблоков. На основе базового четырёхпетлевого варианта РУ ВБЭР-600 и применения унифицированной петли теплообмена обеспечивается мощностной ряд ВБЭР – 600-450-300 МВт_э (рис. 10).

Рис. 10.

Мощностной ряд ВБЭР

Процесс создания новых РУ для АСМСМ сопровождается разработкой и реализацией инновационных технических решений и подходов, направленных на повышение технико-экономических показателей и безопасности станции.

НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ДОСТИЖЕНИЯ, РЕАЛИЗОВАННЫЕ В ПРОЕКТАХ РУ, И НОВЫЕ ЗАДАЧИ

Совершенствование топлива и активных зон. При создании активных зон РУ АСММ (АБВ-6Э, КЛТ-40С, РИТМ-200Н, РИТМ-200М, РИТМ-400) широко используется опыт и результаты эксплуатации активных зон действующих атомных ледоколов, для которых за последние 20 лет достигнут и подтверждён высокий уровень надёжности, радиационно-экологической безопасности и экономичности:

• не отмечено ни одного отказа активных зон в пределах назначенного ресурса;

• дозовые нагрузки персонала снижены на два порядка относительно предшествующего периода;

• состояние всех активных зон на момент завершения эксплуатации не выходит за уровень “газовой неплотности”;

• на базе данных эксплуатации 20 активных зон (~25 тыс. твэлов) практически обеспечен нулевой уровень отказа.

Данные показатели достигнуты в условиях жёстких манёвренных режимов атомных ледоколов, существенно отличающихся от режимов эксплуатации топлива ВВЭР, что обусловливает особенности конструкции и технологии изготовления твэлов транспортных установок.

Работы по активным зонам ведутся с целью увеличения энергоресурса до 8–11 ТВт·ч, совершенствования топливной композиции и материалов оболочек твэлов, элементной базы активной зоны – твэлов, СВП, ПЭЛ и стержней АЗ – с проведением необходимого комплекса НИОКР и верификацией, аттестацией кодов нейтронно-физических расчётов и теплогидравлических кодов (рис. 11).

Рис. 11.

Характеристики активных зон УАЛ, ПЭБ, ОПЭБ и АСММ

Конструкция ТВС активной зоны ВБЭР-600 разработана на базе конструкции ТВСА и её модификаций в активных зонах РУ ВВЭР-1000. В ТВС ВБЭР-600 применены технические решения и конструктивные элементы, апробированные опытом эксплуатации ТВСА, ТВСА-12, ТВСА-PLUS, ТВСА-АЛЬФА, ТВСА-5М. Данная конструкция обеспечивает геометрическую стабильность ТВС и, соответственно, стабильность теплофизических и нейтронно-физических характеристик активной зоны, а также исключает заклинивание ПЭЛ РО СУЗ в направляющих каналах, что в свою очередь позволяет обеспечить надёжность и безопасность активной зоны в процессе эксплуатации.

Для обоснования работоспособности конструкции ТВС ВБЭР-600 и подтверждения её концепции использованы результаты комплекса дореакторных прочностных, вибрационных, теплофизических и гидравлических испытаний фрагментов и полномасштабных макетов ТВСА на стендах АО “ОКБМ Африкантов” и АО “МСЗ”. Работоспособность конструкции ТВСА, её устойчивость к формоизменению подтверждена опытом успешной эксплуатации на Калининской АЭС, АЭС Украины и Болгарии.

В РУ ВБЭР исключена опасность пароциркониевой реакции в сценарии максимальной проектной аварии и, соответственно, необходимость применения в активной зоне материалов, не склонных к пароводяной реакции (“толерантное” топливо). Данное качество установок ВБЭР существенно повышает их технико-экономическую привлекательность и с учётом прогнозируемой продолжительности НИОКР по толерантному топливу (10 лет) обусловливает возможность реализации в ближайшее время.

Инновационные пассивные системы безопасности. Концепция безопасности включает ряд мер.

Первое – предотвращение нарушений нормальной эксплуатации реакторных установок, что предполагает разработку проекта на основе консервативного подхода с применением апробированных технических решений, развитые свойства внутренней самозащищённости (отрицательные обратные связи по реактивности, интегральная компоновка, высокая теплоаккумулирующая способность, сужающие устройства, верхнее подключение трубопроводов).

Второе – предотвращение проектных аварий, то есть своевременное выявление отклонений от нормальной эксплуатации и их устранение, управление при эксплуатации с отклонениями (структура и алгоритмы систем управления, резервирование оборудования нормальной эксплуатации).

Третье – применение активных и пассивных систем безопасности. При работе активных систем в авариях с разгерметизацией первого контура в течение первых суток температура снижается ниже 100°С – истечение прекращается. При работе пассивных систем при герметичном первом контуре время работы систем не ограничено, в авариях с разгерметизацией первого контура – более 72 часов.

Четвёртое – управление запроектными авариями предполагает использование специальных технических средств (система аварийного охлаждения активной зоны с гидроаккумуляторами, пассивная система отвода остаточных тепловыделений, система заполнения кессона реактора водой) и самосрабатывающих устройств (ГУП, РЭД). Ограничение последствий запроектных аварий (удержание расплава активной зоны в корпусе реактора , исключение образования критических масс при плавлении, а также образования водорода, снижение аварийного давления в защитной оболочке).

Критерии и целевые ориентиры безопасности АСММ:

• санитарно-защитная зона в пределах площадки АСММ;

• дозовая нагрузка на население при нормальной эксплуатации – менее 0.01% естественного фона;

• суммарная вероятность тяжёлых аварий не превышает 10^–6 на реактор в течение одного года (согласно НД – 10^–5);

• суммарная вероятность большого аварийного выброса, при котором необходимо выполнение мер защиты населения, не превышает 10^–7 на реактор в течение одного года (согласно НД – 10^–7).

Основные параметры обеспечения безопасности РУ КЛТ-40С и РУ РИТМ-200Н приведены в таблице 1.

Среди целей исследования инновационных пассивных систем безопасности следует выделить:

• обеспечение высокого уровня ядерной безопасности АСММ при авариях с полным обесточиванием, включая аварии LOCA и тяжёлую аварию;

• обеспечение функционирования без ограничений по длительности работы и без необходимости вмешательства персонала;

• исключение тяжёлой аварии при аварии LOCA с наложением полного обесточивания продолжительностью не менее 72 часов (фукусимский сценарий) без управляющих мероприятий и использования внешних источников энергии;

• выполнение функций как аварийной, так и нормальной эксплуатации, упрощение структуры и состава систем безопасности;

• обеспечение высокой отказоустойчивости пассивных систем за счёт независимости и резервирования работы оборудования.

В комплексе такими свойствами в настоящее время не обладает ни одна из существующих систем, используемых в ядерной энергетике. Создание такой системы придаст реакторным установкам свойства повышенной безопасности и обеспечит недопущение тяжёлых аварий.

Увеличение ресурса оборудования реакторных установок. В настоящее время проектный срок службы действующих РУ атомных ледоколов составляет 30 лет. Увеличение срока службы незаменяемого оборудования до 40 или до 60 лет с соответствующим увеличением срока службы заменяемого оборудования позволяет существенно улучшить экономические показатели АСМСМ.

В настоящее время, как свидетельствует опыт эксплуатации атомных ледоколов, для этого есть все основания:

• корпус реактора: достигнутый срок использования – 33 года, наработка 182 000 ч при флюенсе 4.5 × 10²⁰ нейтрон/см²;

• парогенератор: 33 года, наработка 177 000 ч;

• ЦНПК: 33 года, наработка 185 470 ч;

• приводы СУЗ: 33 года, наработка 182 000 ч.

В настоящее время в АО “ОКБМ Африкантов” выполняются НИОКР для обоснования повышения назначенных ресурсных характеристик основного оборудования АСММ с РУ РИТМ-200 при сроке службы РУ 60 лет. Для обоснования применяется технология численного эксперимента (взамен физического) на основе цифровых двойников оборудования. Ресурсные характеристики оборудования обосновываются таким образом, чтобы их применение в индивидуальных проектах различных АСММ не требовало изменений базовых концептуальных, конструктивных и компоновочных решений.

Технологии математического моделирования на суперЭВМ и создание цифровых двойников. Создание перспективных РУ малой и средней мощности требует нового подхода к расчётному обоснованию проектов, внедрения современных средств цифровизации, комплексных систем компьютерного проектирования, расчётного анализа и обоснования и подготовки производства.

С этой целью в АО “ОКБМ Африкантов” разработана технология суперкомпьютерного двойника ЯЭУ различного назначения. Суперкомпьютерный двойник ЯЭУ может быть использован на всех этапах жизненного цикла изделия и позволяет:

• повысить качество и безопасность вновь разрабатываемых проектов;

• сократить количество дорогостоящих испытаний;

• сократить сроки и стоимость проектирования новых объектов.

АНАЛИЗ КОНКУРЕНТОСПОСОБНОСТИ И МАСШТАБЫ РЕАЛИЗАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ

Маркетинговые исследования, проведённые АО “РАОС”, показывают, что потенциальный объём доступного мирового рынка для АСММ (наземного исполнения) в базовом варианте оценивается от 20.3 ГВт до 83.0 ГВт в оптимистическом сценарии. Ёмкость доступного мирового рынка ОПЭБ в базовом варианте оценивается в 4.1 ГВт.

Ёмкость доступного рынка электроэнергии связана с показателем LCOE (полная удельная стоимость производства единицы электрической энергии) энергоисточника следующим образом:

целевой показатель LCOE, $/МВт⋅ч – 90 (сценарий 1) или 110 (сценарий 2);

доступный рынок, ГВт – 23 (сценарий 1) или 10 (сценарий 2);

объём рынка двухблочных АСММ на базе РУ РИТМ-200Н, шт. – ∼230 (сценарий 1) или ∼100 (сценарий 2).

Анализ конкурентоспособности АСММ с различными источниками генерации аналогичной мощности (углеводородное топливо, солнечная и ветровая энергетика, энергия приливов) показал, что для уверенного вхождения на рынок малых мощностей для АСММ должен быть обеспечен целевой LCOE не выше 90 $/МВт·ч (5400 руб./МВт·ч) при ставке дисконтирования 7%. На данный момент технико-экономические показатели АСММ на базе РУ РИТМ-200Н, РИТМ-400 и ОПЭБ на базе РУ РИТМ-200М оцениваются от 10 до 14 цент/кВт⋅ч в зависимости от коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) (табл. 2), продолжается дальнейшая оптимизация проектов.

Следует отметить, что при сравнении АСММ c потенциальными конкурентами проект РУ РИТМ-200 обладает существенными преимуществами по референтности, топливу, манёвренным характеристикам (табл. 3) [3]. В ближайшей перспективе, согласно стратегии развития УАЛ, АСММ, ОПЭБ до 2030 г., предусмотрено изготовление ∼ 20 РУ серии РИТМ:

• 4 РУ для 4-го и 5-го УАЛ (2024 и 2025 гг.);

• 6 РУ для трёх атомных ледоколов “Лидер” (2028 г., 2030 и 2035 гг.);

• 2 РУ для пилотной АСММ в Якутии (2027 г.);

• 16 РУ для ОПЭБ “Энергофлот” (два РУ к 2028 г., далее по две РУ каждый год) или 10 РУ для ОПЭБ “Баимский ГОК” (две РУ к 2026 г., далее по одной РУ каждый год).

* * *

В проектах инновационных реакторных установок для атомных энергоисточников малой и средней мощности типа АБВ, КЛТ, РИТМ, ВБЭР реализован уникальный научно-технический и производственный потенциал ядерных судовых технологий для решения актуальных задач атомной энергетики – создания наземных и плавучих энергоблоков с небольшими сроками реализации и конкурентоспособными технико-экономическими показателями. Разработанный мощностной ряд РУ позволяет на базе унифицированных проектов создавать атомные станции для широкого круга потребителей как внутри России, так и за рубежом, а маркетинговые исследования рынка показывают, что данный тип энергоисточников будет широко востребован.

Несмотря на большой опыт создания и эксплуатации судовых и корабельных РУ, можно выделить комплекс научно-технических задач, решение которых конструкторским и научным сообществом позволит достичь уникальных результатов с целью обеспечения потребительских качеств АСММ. К числу таких задач следует отнести:

• достижение срока службы всего оборудования РУ на уровне 60 лет и более за счёт создания и применения новых материалов, исследования влияния пульсаций температур на прочностные характеристики, создания виртуального математического моделирования работы оборудования в соответствии с моделью эксплуатации на всём жизненном цикле;

• обеспечение показателей безопасности АСММ на уровне требований к РУ четвёртого поколения благодаря созданию уникальных пассивных систем безопасности, обеспечивающих расхолаживание в тяжёлых авариях неограниченное время; исключение плавления топлива в активной зоне и образования водорода;

• совершенствование конструкции активных зон и топлива с целью увеличения энергозапаса, обеспечивающего работу РУ 10 лет и более без перегрузки топлива; дальнейшее повышение выгорания топлива; применение материалов, исключающих пароциркониевую реакцию в тяжёлых авариях (“толерантное” топливо);

• применение технологий суперЭВМ и создание цифровых двойников; проведение комплекса уникальных экспериментов для верификации CFD-кодов; исследование аварийных режимов с учётом тонких эффектов по стратификации теплоносителя и конвективной диффузии.