Эффективная защита

"Объединенные машиностроительные заводы" (ОМЗ) готовятся к запуску в производство корпусов реакторов нового поколения для типового проекта атомных электростанций ВВЭР-ТОИ с реактором ВВЭР-1300, ориентированных на последующее серийное сооружение в России и за рубежом, то есть с прицелом на мировую конкуренцию.

Проект ВВЭР-ТОИ (типовой, оптимизированный, информатизированный) — последнее слово в российской технологии двухконтурных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР). В мировой ядерной энергетике она распространена под названием PWR (pressurized water reactor), что означает "реактор с водой под давлением". Первая станция с таким двухконтурным реактором была запущена в США в 1957 году, советский ВВЭР-210 был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. В 1966 году в ГДР начала работу первая зарубежная станция с российским реактором ВВЭР.

В 2009 году по итогам заседания комиссии при президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики России перед атомной отраслью была поставлена задача усовершенствовать только что разработанный тогда в России проект АЭС-2006 на основе ВВЭР. Необходимо было удешевить конструкцию и повысить уровень безопасности, чтобы обеспечить конкурентоспособность российского проекта. Его мировые аналоги: ATMEA-1 (Франция, Япония), APR-1400 (Корея), EPR-1600 (Франция), ABWR (Япония), AP-1000 (США). Впрочем, глава "Росатома" Сергей Кириенко признавался, что основными конкурентами России через пять-семь лет будут корейские и китайские компании. Заказчиком суперпроекта ХХI века выступает концерн "Росэнергоатом", генпроектировщиком — ОАО "Атомэнергопроект", главным конструктором реакторной установки — ядерного острова — ОКБ "Гидропресс".

Новый ВВЭР-ТОИ отличается более высоким уровнем автономности АЭС при работе в аварийных режимах и низкими показателями объемов твердых радиоактивных отходов и выбросов. Как утверждают разработчики, он объединяет "лучшие стороны лучших зарубежных проектов": в ВВЭР-ТОИ скомбинированы активные системы безопасности (как у EPR-1600 франко-германской компании Areva) и пассивные (подобно применяемым в проекте AP-1000 американской Westinghouse). Удовлетворены и возросшие после "Фукусимы" требования в отношении устойчивости АЭС к маловероятным гипотетическим событиям. ВВЭР-ТОИ гарантирует переход реакторной установки в безопасное состояние при различных комбинациях природных и техногенных событий, приводящих к потере всех источников электроснабжения: энергоблок должен выдержать одновременное падение коммерческого самолета, землетрясение и цунами. Ресурс управления станцией без участия человека продлен до 72 часов.

В России реализация проекта ВВЭР-ТОИ планируется уже в ближайшем будущем: тендер на поставку оборудования для Курской АЭС-2 может быть проведен уже в этом году. Предполагается, что реакторы ВВЭР-ТОИ с 2020 года будут заменять выбывающие энергоблоки старых АЭС, начиная с Курской АЭС в России — взамен действующих мощностей запланировано возведение четырех энергоблоков КуАЭС-2. Говорилось также о планах строительства новых блоков Смоленской, Нижегородской и Кольской АЭС, а также о возможности использования отдельных решений ВВЭР-ТОИ при сооружения АЭС "Аккую" в Турции. Так что внедрение ВВЭР-ТОИ должно привести не только к снижению стоимости и сроков строительства АЭС, но и эксплуатационных затрат в процессе функционирования станции.

Другой немаловажный аспект проекта ВВЭР-ТОИ: отечественное атомное машиностроение выходит на новый технологический уровень. А это означает, что инновационный энергоблок с повышенной электрической мощностью до 1255 МВт и усовершенствованными системами безопасности призван обеспечить конкурентоспособность отечественной технологии ВВЭР на международном рынке.

Новая технология изготовления корпуса реактора предусматривает не менее чем 60-летний срок службы ВВЭР-ТОИ с возможностью его продления до 80 и даже 100 лет. Достичь этого позволит ряд важных инноваций. Так, число сварных швов (одного из главных факторов, снижающих продолжительность эксплуатации ядерных энергоблоков) в корпусе нового реактора сокращено, а в активной зоне их просто нет. Сокращение количества швов позволит также ускорить изготовление реактора — сейчас производственный цикл составляет около трех лет.

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

В июне на предприятии "ОМЗ-Спецсталь" должно завершиться изготовление опытно-штатной обечайки (цельнокованого металлического кольца) активной зоны корпуса реактора ВВЭР-ТОИ. Удлиненное до 5,6 м изделие таких размеров и конфигурации отковано в России впервые из выплавленного на заводе "ОМЗ-Спецсталь" слитка массой 420 кг из стали марки 15Х2НМФА класс 1. Инновационной была и его доставка на автоматизированный ковочный комплекс АКК-12000. Впервые перевозка слитка (температура которого составляет 500 градусов по Цельсию) из сталеплавильного цеха в кузнечно-прессовый была осуществлена автотранспортом. Для этого потребовалось разработать и изготовить термос и использовать специальную технику. Заготовка прошла предварительную термическую обработку и отгружена на Ижорские заводы для механической обработки. Затем изделие должно пройти основную термообработку. НИОКР по разработке новой технологии и освоению производства корпусов реакторов ВВЭР-ТОИ проводятся в "ОМЗ-Спецсталь" совместно с ООО "ТК "ОМЗ-Ижора"", ОАО НПО ЦНИИТмаш.

Два года назад технологию изготовления корпусов реактора ВВЭР-ТОИ "Росэнергоатом" согласовал одновременно и с конкурентом ОМЗ ОАО "Атомэнергомаш" (машиностроительный дивизион "Росатома"). Разработчики проекта тогда отмечали, что заводы ОМЗ в Санкт-Петербурге "почти полностью готовы" к изготовлению корпусов реактора ВВЭР-ТОИ. В "Атомэнергомаше" работы по ВВЭР-ТОИ ведутся на украинском предприятии "Энергомашспецсталь" (ЭМСС) в Краматорске. ЭМСС было поручено изготовить три опытно-штатных элемента корпуса реактора, включая обечайку активной зоны.

Еще одной инновацией в рамках проекта стала созданная в ЦНИИТмаш установка для разработки оптимальной геометрии кузнечных слитков, используемых для производства заготовок корпусов ВВЭР-ТОИ. Она позволяет без крупных затрат изучить при помощи серии экспериментов с разными параметрами влияние конфигурации слитка на особенности его затвердевания. Полученные на установке результаты были использованы для оптимизации соотношения степени развития химической, структурной и физической неоднородности кузнечных слитков, применяемых для изготовления оборудования АЭС. Результаты тепловизионного анализа подтверждают полученные при визуальном наблюдении данные и сделанные на их основании выводы о влиянии геометрии и способа заливки на особенности затвердевания слитков. Эти данные лягут в основу технологий производства крупных слитков для корпусов ВВЭР-ТОИ и в принципе могут быть использованы на любом металлургическом предприятии для производства любых кузнечных слитков.

Для закрепления позиций в странах, где сейчас строится или обсуждается строительство реакторов ВВЭР, "Росатом" параллельно разрабатывает технологию реакторов на быстрых нейтронах. Энергоблок с реактором БН-1200 предполагается строить серийно, а его технико-экономические показатели должны быть близки к показателям энергоблока с реактором типа ВВЭР близкой мощности. Однако коммерческих образцов АЭС с реакторами на быстрых нейтронах в России нет. Так, Белоярская АЭС (Свердловская область) с реактором БН-600 считается опытно-промышленной. Кстати, пуск нового энергоблока Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800, запланированный на конец сентября, может быть отложен до конца года из-за проблем с поставками оборудования с Украины. Потому что "за столь короткий срок разработать и испытать новую арматуру непросто и, скажем, невозможно", объяснил заместитель генерального директора ОАО "Концерн "Росэнергоатом"" Павел Ипатов. В апреле стало известно о том, что возможен перенос сроков строительства опытно-промышленного малого реактора СВБР-100 на быстрых нейтронах — проект реализуется "Росатомом" и структурами Олега Дерипаски, так как он оказался дороже, чем планировалось: вместо $500 млн требуется более $1 млрд. Проект стартовал в 2009 году, в 2017 году предполагалось ввести в Димитровграде опытно-промышленный реактор, а к 2019 году — коммерческий мощностью 100 МВт. Другой ключевой проект "Росатома" на быстрых нейтронах, БРЕСТ-300 (должен быть разработан осенью), предполагает еще большие затраты — 84 млрд руб. Ранее при сравнении быстрых реакторов мощностью 1,2 ГВт (для двухблочной АЭС) с реакторами типов ВВЭР-ТОИ и АЭС-2006 предполагалось, что они превысят капзатраты на ВВЭР не более чем на 15%. Эксперты отмечают, что интерес к малым реакторам в мире огромен, но инвесторы боятся вкладывать средства в их разработку из-за отсутствия референтного блока. "Росатом" готов позвать в проект новых атомных технологий на быстрых нейтронах иностранных инвесторов, обещая им взамен льготное лицензирование технологии или право поставлять оборудование для проектов в третьих странах. Но пока ключевой проблемой для инвестора является неопределенность коммерческой эффективности ядерной энергетики.

Анна Пушкарская