Безопасность атомной энергетики

Атомная энергетика является стабильным, конкурентоспособным и практически свободным от выбросов в атмосферу углекислого газа источником энергии для потребителей и промышленности. Атомная энергетика обычно сопоставляется с производством гидроэлектроэнергии и угольной энергетикой, работающими в базовом режиме нагрузки.

 

Сегодня атомная энергия вносит значительный вклад в производство электроэнергии в Евросоюзе. Атомные электростанции (АЭС) обеспечивают в среднем 30%, а в базовом режиме – более 50% производства электроэнергии. В настоящее время атомная энергетика имеет решающее значение для обеспечения энергетической безопасности стран, производящих и импортирующих атомную электроэнергию. Роль атомной электроэнергетики в Европе подчеркнута в основных положениях Стратегического плана по энергетическим технологиям, где сформулированы направления перехода к низкоуглеродной энергетике к 2050 г.

 

Поскольку электроэнергия является только частью всей потребляемой энергии, то вклад АЭС в общее производство энергии по сравнению с другими источниками относительно небольшой. Существующие сценарии увеличения доли АЭС предполагают либо сооружение новых АЭС, либо использование более эффективных ядерных технологий. Строительство АЭС существующих типов, главным образом на основе ядерных реакторов, охлаждаемых водой под давлением (PWR), и кипящих ядерных реакторов (BWR) связано с решением целого ряда хорошо известных проблем: выбор строительной площадки, формирование отношения общественности к АЭС, определенные риски, связанные с крупными капиталовложениями, утилизация радиоактивных отходов, создание современных систем безопасности. Острота этих проблем существенно снижается при более эффективном использовании ядерной технологии.

 

Для того чтобы способствовать дальнейшему развитию атомной энергетики и увеличивать ее вклад в общую энергетику, требуется инновационный подход.

Высокий технический уровень надежности современных атомных станций в совокупности с хорошо подготовленным персоналом, который занимается эксплуатацией энергоблоков, обеспечивают бесперебойное и безаварийное функционирование такого сложного технологического организма, каким является атомный энергетический комплекс России.

ОАО «Концерн Росэнергоатом», являясь одним из лидеров мировой ядерной энергетики, обеспечивает важнейший вклад в устойчивое энергетическое будущее России.

 

При этом в качестве базового условия развития Концерн видит обеспечение безопасности функционирования всех объектов атомной энергетики, гарантии безопасности населения, отсутствие негативного воздействия на окружающую среду, ответственное отношение к работникам и членам их семей, территориям присутствия атомных электростанций.

 

Устойчивое развитие российской атомной энергетики в целом возможно только при условии абсолютной открытости этого процесса, обеспечения прозрачности и активного диалога со всеми заинтересованными сторонами.

 

Растущие потребности в обеспечении доступной, экологически безопасной электроэнергией создают значительные долгосрочные возможности для развития атомной энергетики. Сокращение остатков ископаемого топлива, потребность в сокращении выбросов двуокиси углерода, парникового газа делают неизбежным увеличение доли атомной энергетики в энергобалансе большинства стран и регионов.

 

При этом эффективное развитие отрасли во многом зависит от ответа на актуальные вызовы, стоящие перед ней, а именно: безусловное обеспечение безопасности функционирования всех объектов атомной энергетики при любых условиях, долгосрочное управление радиоактивными отходами, управление АЭС на всех стадиях жизненного цикла.

 

Также необходимым условием развития ядерно-энергетической системы, отвечающей принципам безопасности и устойчивого развития, является совершенствование имеющихся и внедрение новых инновационных технологий.

Высокий технический уровень надежности современных атомных станций в совокупности с хорошо подготовленным персоналом, который занимается эксплуатацией энергоблоков, обеспечивают бесперебойное и безаварийное функционирование такого сложного технологического организма, каким является атомный энергетический комплекс России.

«АЭС-2006» (ВВЭР-1200)

 

Главный конструктор реакторной установки: ОАО «ОКБ «Гидропресс»

Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский Институт»

Генеральные проектировщики: ОАО «СПбАЭП»  и ОАО «АЭП» (Москва)

 

В проекте АЭС-2006 (ВВЭР-1200) реализованы решения, направленные на дальнейшее повышение безопасности АЭС с ВВЭР. Проведенные усовершенствования носят эволюционный характер. В проекте энергоблока  с ВВЭР-1200 по сравнению с ВВЭР-1000 тепловая мощность увеличена до 3200 МВт, а КПД (брутто) энергоблока увеличен до 36,2% за счет совершенствования тепловой схемы паротурбинной установки, повышения параметров пара на выходе из парогенераторов, снижения потери давления в паропроводах.

 

Повышение экономической эффективности достигается за счет оптимизации пассивных и активных систем безопасности, унификации применяемого оборудования, снижения материалоемкости, сокращения сроков строительства.

 

Изготовление оборудования для АЭС с ВВЭР-1200 будет осуществляться отечественной промышленностью по отработанным технологиям. В настоящее время на Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2 ведется строительство двух энергоболоков на основе проектов АЭС-2006, разработанных ОАО «СПбАЭП» и ОАО «АЭП» (Москва) соответственно.

 

С целью дальнейшего продвижения технологии АЭС-2006 на зарубежные рынки Госкорпорация «Росатом» инициировала проведение экспертизы проекта АЭС-2006 (разработки ОАО «СПбАЭП») в рамках Многонациональной программы оценки проектов (МПОП) ОЭСР, в которой Российскую Федерацию представляет Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор).

 

Подробнее об «АЭС-2006» можно прочитать здесь.

 

 

Реактор БН-800

 

Главный конструктор: ОАО «ОКБМ Африкантов»

Генеральный проектировщик энергоблока: ОАО «СПбАЭП»

Научный руководитель: ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

 

В настоящее время на площадке Белоярской АЭС ведется строительство энергоблока с реактором БН-800. Работы над проектом БН-800 являются естественным продолжением развития технологии быстрых натриевых реакторов в России. Проект реактора БН-800 основывается, в первую очередь, на инженерных решениях, проверенных при создании и эксплуатации предшествующего реактора БН-600. В обоснование проекта проведено большое количество экспериментальных исследований и испытаний на стендах и действующих реакторах.

 

Реакторная установка БН-800 в полной мере обладает свойствами безопасности, характерными для реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых натрием и имеющих интегральную компоновку натриевых систем и оборудования первого контура в баке реактора.

 

В реакторах БН-800 применены дополнительные систем аварийной защиты реактора на основе пассивно срабатывающих элементов при росте температуры.

 

Проект БН-800 соответствует современным требованиям по безопасности и экологичности.

 

Экологическая эффективность проекта обусловлена сокращением удельного потребления органического топлива и атмосферного кислорода, утилизацией скопившихся делящихся ядерных материалов, расцениваемых в настоящее время как отходы, переработкой других радиоактивных отходов ядерной энергетики с целью их минимизации.

 

БН-800 – это не только современный высокоэффективный энергоблок, но и уникальная база для проверки новых проектно-конструкторских решений, направленных на повышение безопасности и улучшение экономических показателей быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Сооружение и опыт эксплуатации реактора БН-800 будут иметь большое значение для успешной демонстрации и дальнейшего развития этой перспективной энерготехнологии.

 

 

ПАТЭС (плавучая АЭС) с реакторами КЛТ-40С

 

Главный конструктор реакторной установки: ОАО «ОКБМ Африкантов»

Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский Институт»

 

Проект плавучей АЭС на базе реактора КЛТ-40С реализуется как локальный атомный энергоисточник, предназначенный для обеспечения электрической и тепловой энергией удаленных и труднодоступных населенных пунктов, а также крупных промышленных предприятий, расположенных в прибрежной зоне.

 

Плавучая атомная теплоэлектростанция в перспективе может использоваться в составе ядерного энергоопреснительного комплекса. Рынок для такого комплекса, вырабатывающего электроэнергию и обессоленную воду, довольно велик.

 

Конкурентные преимущества ПАТЭС с реакторами КЛТ-40С:

 Изготовление «под  ключ»;

- Малая осадка обеспечивает  широкий выбор площадок для  размещения;

- Имеется возможность  выбора варианта одноблочного  или двухблочного исполнения;

- Система контролируемых  физических и локализующих барьеров  обеспечивает радиационную безопасность; в проекте реализуются технические  решения исключающие выбросы  радиоактивности в окружающую  среду при нормальной эксплуатации  и проектных авариях;

- Малая численность обслуживающего  энергоблок персонала (~20 человек) существенно  снижает эксплуатационные затраты;

- Cамозащищенность реакторной установки и использование пассивных систем безопасности;

 Полное сервисное обслуживание  и ремонт плавучего энергоблока (ПЭБ) на специализированных предприятиях;

 Реализация концепции  «зелёной лужайки» сразу после  окончания эксплуатации. Береговая  часть станции - гидротехнические  сооружения, здания и сооружения  на площадке - являются объектами  общепромышленного назначения и  строятся по правилам и нормам, принятым в общепромышленном  строительстве; плавучая часть утилизируется  на специализированном предприятии.

 

Плавучие атомные теплоэлектростанции (ПАТЭС) могут комплектоваться также реакторными установками АБВ-6М (главный конструктор и научный руководитель – те же). В этом случае диапазон установленной электрической мощности одного энергоблока может колебаться от 3 до 11 МВт, с возможностью отпуска тепла от 5 до 12 Гкал/ч в теплофикационном режиме. Ориентировочный срок службы - 10-12 лет.

 

 

«ТВС-Квадрат» (топливо для реакторов западного дизайна типа PWR и BWR)

 

Производитель: ОАО «ТВЭЛ»

Разработчик: ОАО «ТВЭЛ», ОАО «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара»

 

Разработан технический проект конструкции ТВС для реакторов PWR – «ТВС-Квадрат», в котором использованы лучшие достижения и последние наработки в области топлива для реакторов ВВЭР. В результате российская конструкция топлива для реакторов PWR не только не уступает западным аналогам, но даже превосходит их по ряду технических характеристик. В частности, в данной сборке реализовано техническое решение по каркасу и дистанционирующим решеткам «ТВС-Квадрат», позволяющее избавиться от фреттинг-износа. Максимальная глубина выгорания по твэлу достигает 72 МВт*сут/кгU. «ТВС-Квадрат» характеризуется геометрической стабильностью.

 

Производство ТВС-Квадрат подготовлено на предприятиях ОАО «ТВЭЛ». В настоящее время проект находится в стадии подготовки к лицензированию в надзорных органах стран, которые могут стать потенциальными операторами продукции ТВЭЛ. Конечной целью является получение разрешения национальных надзорных органов на эксплуатацию российской сборки «ТВС-Квадрат» типа LTA в реакторах PWR.

 

Реализация  проекта позволит расширить рыночный потенциал и увеличить объемы реализации, а также сохранить и упрочить позиции России на рынке ядерного топлива.

 

 

АЭС с реакторами ВБЭР

 

Главный конструктор реакторной установки: ОАО «ОКБМ Африкантов»

Генеральный проектировщик энергоблока: ОАО «НИАЭП»

Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский институт»

 

По оценкам МАГАТЭ, мировой потенциал сооружения АЭС с реакторами малой и средней мощности составляет до 2040 г. 500-1000 энергоблоков. Такие станции могут быть построены в странах с неразвитой или малоразвитой электрической сетью, недостаточно развитой инфраструктурой, потребностью в сопутствующем энергетическом сервисе (опреснение морской воды, генерация тепловой энергии для обогрева жилищ).

 

Реакторные установки типа ВБЭР сочетают в себе апробированные технические решения - конструкции блочных транспортных реакторных установок и топливного цикла реакторов ВВЭР-1000. Предусматривается разработка реакторных установок с водо-водяными блочными реакторами (ВБЭР) для атомных станций региональной энергетики. На базе унифицированного основного оборудования возможно создание энергоблоков дискретного набора мощностей от 100 до 600 МВт (эл.).

 

На базе данного типа реакторов возможно создание различного типа атомных станций: электрические, тепловые для промышленного и бытового теплоснабжения, опреснительные. Полная интеграция с топливным циклом АЭС с ВВЭР-1000, исключает затраты на разработку и производство новых типов активных зон и оборудования транспортно-технологического цикла.

 

К конкурентным преимуществам атомной станции с реакторной установкой типа ВБЭР следует отнести:

- возможность организации  серийного производства оборудования  реакторной установки и «серийного»  строительства АЭС за счет  унификации технических решений  и оборудования энергоблоков  различной единичной мощности;

- время сооружения атомной  станции может быть сокращено  до 3-4 лет за счет монтажа крупными  блоками высокой заводской готовности  и компактной блочной компоновки  основного оборудования реакторной  установки, что сокращает объемы  реакторного отделения и габариты  защитной оболочки, а также позволяет  уменьшить объем строительно-монтажных  работ и сроки монтажа;