Услуги по выводу из эксплуатации ядерных объектов предоставляют экспертные компании, обладающие необходимыми технологиями и оборудованием. Эти компании работают с регулирующими органами, чтобы гарантировать, что процесс вывода из эксплуатации соответствует стандартам безопасности и окружающей среды. На сегодняшний день ключевыми игроками рынка услуг по выводу из эксплуатации ядерных объектов являются такие крупные компании, как Orano (бывшая Areva); Babcock International Group PLC; Studsvik АВ; Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». 

Компания Orano (Франция - США) является ведущим поставщиком технологий и услуг по выводу из эксплуатации остановленных объектов атомной энергетики, обращению с отработанным топливом, очистке и закрытию площадок, а также продаже урана, конверсии и обогащения. Компания имеет более чем 30-летний опыт дезактивации и демонтажа ядерных объектов, а также более 50 лет опыта безопасной транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива. Так, например, в 2023 году компания внедрила запатентованный новый метод демонтажа и сегментирования остановленных ядерных реакторов США. Новый процесс так называемой «Оптимизированной сегментации» включает в себя демонтаж и удаление всего, что находится внутри корпуса реактора, с последующей упаковкой в него прочих радиоактивных отходов. После этого производится разрезание его и экранированного содержимого (за исключением крышки корпуса реактора) на три большие части, предназначенные для дальнейшей транспортировки и утилизации.

Компания Babcock International Group PLC (Великобритания), предоставляющая услуги в области аэрокосмической, оборонной и ядерной инженерии, базирующаяся в Лондоне, специализируется на управлении сложными активами и инфраструктурой. В 2006 году она приобрела Alstec Group Ltd, оператора ядерных и аэропортовых услуг, а в 2007 году - Devonport Management Limited, оператора по обслуживанию атомных подводных лодок и надводных судов Devonport Dockyard. В 2009 года Babcock приобрел коммерческое подразделение Управления по атомной энергии Великобритании UKAEA Ltd, что расширило существующие ядерные компетенции Babcock, добавив дополнительные знания в области категоризации отходов, вывода из эксплуатации объектов повышенной опасности, инкапсуляции и хранения опасных материалов и транспортировки отходов. Эта сделка также сделала Babcock компанией первого уровня на рынке гражданской ядерной энергетики, а прямые отношения с Управлением по снятию с эксплуатации ядерных объектов распространили существующее положение компании первого уровня на рынок военной ядерной энергетики.

Компания Studsvik АВ с штаб-квартирой в Нючёпинге (Швеция) включает в себя пять подразделений: Швеция, Великобритания, Германия, США и Global Services. Компания имеет завод по переработке радиоактивных отходов в Эрвине, штат Теннесси в США, который открылся в 2000 году. Кроме этого, в сентябре 2009 года был открыт завод по переработке металлов, предназначенный для содействия реализации национальной стратегии «Управление по выводу из эксплуатации ядерных установок». Обеззараживание металлических отходов значительно сокращает количество отходов, подлежащих утилизации в хранилище, и позволяет получить ценные металлы.

В 2021 году компания Studsvik АВ подписала стратегические соглашения по демонтажу атомных электростанций в Германии общей стоимостью заказа 135 млн шведских крон. В настоящее время проводятся работы в соответствии с подписанным контрактом.

ОДИЦ ВВЭР

ОДИЦ ВВЭР в Нововоронеже – первое в России предприятие, созданное для безопасного и эффективного вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС. Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Опытно-демонстрационный инженерный центр по выводу из эксплуатации» (ОДИЦ) основан в 2013 году. В ноябре того же года Росэнергоатом получил лицензии Ростехнадзора на вывод из эксплуатации блоков № 1 и 2 Нововоронежской АЭС, остановленных в 1984 и 1990 годах. К работам на этих блоках предприятие приступило в 2015 году. Это первое предприятие России, созданное для безопасного и эффективного вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС.

Основной целью проекта вывода из эксплуатации, который реализуется силами ОДИЦ ВВЭР, является ликвидация блоков № 1 и 2 Нововоронежской АЭС в качестве радиационных объектов.

Ликвидация блока АЭС – вариант вывода из эксплуатации блока АЭС, предусматривающий поэтапный демонтаж (немедленный или отложенный) и ликвидацию оборудования, систем, конструкций и строительных сооружений, удаление всех радиоактивных отходов с площадки блока АС, а также рекультивацию площадки блока АС в целях дальнейшего использования.

В 2017 году Росэнергоатом определился с базовой стратегией – «немедленный демонтаж». Реализация концепции «немедленный демонтаж» является наиболее эффективным вариантом по сравнению с «отложенным демонтажем» и обеспечивает минимальную стоимость работ по выводу из эксплуатации блоков АЭС. Ее реализация позволяет максимально использовать остаточный ресурс оборудования и конструкций остановленных блоков, снизить эксплуатационные затраты на содержание остановленных для вывода из эксплуатации блоков за счет продолжительности вывода из эксплуатации, использовать возможности существующих комплексов по обращению с радиоактивными отходами, установок по дезактивации, а также использовать квалификацию персонала, эксплуатирующего остановленный блок.

«Немедленный» в этом случае означает годы или даже десятилетия, в то время как отложенный может длиться и 100 лет.

Демонтаж и фрагментация

С 2018 года работниками ОДИЦ осуществляются работы по демонтажу, фрагментации и дезактивации оборудования первого контура блоков № 1, 2 НВАЭС. Одной из важнейших задач в этом направлении стал демонтаж петли № 6 главного циркуляционного контура первого блока. Для демонтажа оборудования использовались следующие методы: холодный – при помощи аппаратно-технологического комплекса дисковой и канатной резки; термический – при помощи плазменной и газокислородной резки.

Фрагментация демонтированного оборудования происходила на стационарном посту фрагментации при помощи ленточнопильных станков. В процессе выполнения этих уникальных работ, проводимых непосредственно в боксе парогенератора, было сильно ограничено пространство, из-за этого возникал ряд трудностей. Поэтому принято решение разделить его демонтаж на три этапа. Первый – демонтаж трубопроводов главного циркуляционного контура, а также вспомогательных трубопроводов оборудования ПГ. Второй этап включал демонтаж ПГ со штатного места. Третий этап заключался в фрагментации корпуса ПГ и внутрикорпусных устройств парогенератора с предварительной разметкой мест резов с последующим извлечением фрагментов демонтируемого оборудования через транспортные технологические проемы на участок фрагментации. Благодаря дистанционному управлению аппаратно-технологическим комплексом дисковой и канатной резки сведено к минимуму воздействие ионизирующих излучений на персонал. Корпус парогенератора имел толщину стенки 75 мм. Аналогичная технология демонтажа ПГ позволила в 2019–2020 годах успешно демонтировать оборудование компенсаторов давления с толщиной стенки 90 мм и емкостей выдержки азота с толщиной стенки 110 мм.

https://www.atomic-energy.ru/articles/2022/01/14/120950

Аппаратно-технологический комплекс дисковой и канатной резки

Дезактивация

В рамках реализации проекта вывода из эксплуатации одной из основных задач ОДИЦ является возвращение металла, образующегося при выполнении демонтажных работ, в промышленный оборот. Для решения этой задачи в ОДИЦ функционирует парк установок по дезактивации фрагментов демонтированного оборудования, включающий следующие установки и технологии.

·                    установка электрохимической дезактивации (УЭХД);

·                    установка ультразвуковой дезактивации (УУЗД);

·                    совмещенная установка ультразвуковой и электрохимической дезактивации;

·                    дробеструйные установки;

·                    бокс единой установки очистки дезактивационных растворов; высоконапорные аппараты высокого давления.

Применяемые методы и средства дезактивации позволяют использовать комплексный подход и обеспечить высвобождение до 90 % металла в промышленный оборот.

Обращение с РАО

Эффективное и безопасное, в том числе с экологической точки зрения, завершение жизненного цикла атомной станции – ключевая цель. Поэтому особое внимание направлено на обращение с отходами. Одной из важнейших технических задач, решаемых ОДИЦ, является обращение с радиоактивными отходами низкой и средней активности, образовавшимися при выводе из эксплуатации блоков № 1, 2 Нововоронежской АЭС, при эксплуатации действующих блоков Нововоронежской АЭС, а также «исторически» накопленными РАО, находящимися в хранилищах ОДИЦ и Нововоронежской АЭС. Например, комплекс плазменной переработки, запущенный в ОДИЦ в 2015-м, сокращает объем РАО в 40 раз. Мощность установки составляет переплав 250 килограммов загруженных РАО в час.

В основу комплекса плазменной переработки РАО положен плазменный метод прямой переработки радиоактивных отходов, который позволяет получать кондиционированные РАО, пригодные для транспортировки и захоронения или долгосрочного хранения. Образовавшийся шлак упаковывается в герметичные бетонированные контейнеры и передается на хранение национальному оператору.

Плазменная печь https://silaznaharei.ru/istochniki/sjiganiya/otxodov/photo_34/

Примененный метод обеспечивает высокие коэффициенты сокращения объема отходов, снижение объемов образующихся вторичных отходов и получение конечного продукта переработки в виде плавленого шлакового компаунда с концентрацией в нем не менее 90 % исходных радионуклидов и обладающего высокой механической прочностью и химической стойкостью к агрессивным воздействиям окружающей среды.

Плазменная печь https://sdelanounas.ru/blogs/69149/

На 2021 год КПП РАО переработано более 5000 куб. м твердых радиоактивных отходов низкой и средней активности с сокращением исходного объема РАО не менее чем в 36 раз. Только с начала 2021 года на оборудовании КПП РАО переработано более 630 куб. м ТРО. С 2018 года ОДИЦ участвует в обращении и переработке «исторически» накопленных на площадке НВАЭС ТРО. За это время из хранилищ НВАЭС извлечено и переработано 2616 куб. м «исторических» ТРО, образованных на НВАЭС до 2011 года.

Плазменная печь https://sdelanounas.ru/blogs/69149/

На площадке ОДИЦ цехом по отработке радиоактивных отходов (ЦОРО) реализован проект создания участка сортировки ТРО. Весь объем поступающих в ОДИЦ ТРО и образованных в ходе работ по выводу из эксплуатации блоков № 1, 2 НВАЭС ТРО проходит тщательную сортировку персоналом ЦОРО на оборудовании участка сортировки в целях разделения по морфологическому составу, переупаковки и дальнейшей передачи на переработку, дезактивацию, хранение и кондиционирование.

ОДИЦ РБМК

На базе Ленинградской АЭС (г. Сосновый Бор Ленинградской обл.) создан опытно-демонстрационный инженерный центр по выводу из эксплуатации блоков АЭС с реакторными установками канального типа.  Соответствующее решение было принято Советом директоров Концерна «Росэнергоатом» в июне 2020 года. Кроме того, на площадке Белоярской АЭС в Свердловской области создано его структурное подразделение. В 2024 году подразделение ОДИЦ РБМК откроют на площадке Курской АЭС.  Задача - совместно с «Атомэнергопроектом» разработать проект вывода из эксплуатации энергоблоков с реакторами канального типа, такими как РБМК-1000.

Начало работ на ЛАЭС планируется после получения лицензии на вывод (в 2025 - 1 энергоблок, в 2026 - 2 энергоблок). Далее уникальный опыт вывода из эксплуатации будет тиражирован на другие станции с подобными реакторами: Смоленскую и Курскую. Блоки № 1 и 2 РБМК-1000 Ленинградской АЭС были остановлены после 45 лет эксплуатации в 2018 и 2020 годах. С того момента начался этап эксплуатации без генерации и подготовки к выводу из эксплуатации. В это время выгружается ядерное топливо из реакторов. Часть перевезена на дожигание на 3, 4-й блоки, часть перемещена в хранилище ОЯТ. 

Для ЛАЭС принята концепция вывода из эксплуатации по принципу немедленного демонтажа. То есть после получения лицензии на вывод из эксплуатации в 2025 году оборудование, трубопроводы, системы сразу начнут разбирать, дефрагментировать, дезактивировать и так далее. На месте некоторых зданий и сооружений в итоге будет зеленая лужайка. Часть зданий и сооружений останется, прорабатываются варианты, как использовать их в других целях. Планируется, что вывод из эксплуатации блоков АЭС займет порядка 30-ти лет. 

Цех по обращению с радиоактивными отходами ЛАЭС осуществляет всю цепочку обращения с РАО - поступление, сортировку, прессование и сжигание, в результате чего объемы отходов уменьшаются в среднем в 4 раза. Комплекс работает 9 лет, за это время он переработал почти все отходы, накопленные за всю историю ЛАЭС. К моменту начала вывода из эксплуатации ЦОРО будет полностью готов к приему и безопасной утилизации РАО, образующихся в процессе вывода блоков из эксплуатации.

Модернизация и продление ресурса (по материалам журнала РЭА №03 2019)

Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС — одно из основных направлений деятельности концерна «Росэнергоатом».

Экономическая эффективность продления срока эксплуатации энергоблоков (далее ПСЭ) очевидна. Окупаемость затрат на ПСЭ в зависимости от типа реакторной установки составляет от трех до семи лет, а удельные затраты на ПСЭ энергоблоков в три раза ниже удельных затрат на строительство новых энергоблоков.

Так как реакторы АЭС очень сложные, дорогостоящие установки, возврат капитальных затрат при их строительстве происходит примерно за 20 лет эксплуатации. Поэтому и экономическая целесообразность требует обеспечения безопасного срока их службы более 50–60 лет. То есть экономически обоснованная продолжительность дополнительного срока эксплуатации энергоблоков АЭС составляет от 15 до 30 лет. Она определяется в каждом конкретном случае как техническими, так и экономическими факторами.

Основные цели модернизации и ПСЭ:

1.                  Обеспечение безопасной и устойчивой работы действующих АЭС в соответствии с критериями и требованиями действующих норм и правил в области использования атомной энергии.

2.                  Продление эксплуатационного ресурса энергоблоков, достигших назначенного срока службы.

3.                  Увеличение производства электрической и тепловой энергии на действующих энергоблоках АЭС.

4.                  Повышение надежности и экономической эффективности действующих АЭС для обеспечения их конкурентоспособности на оптовом рынке электроэнергии и мощности.

Комплексное выполнение работ по ПСЭ АЭС включает следующие работы:

·                      комплексное обследование энергоблока, оценка фактического состояния энергоблока, определение остаточного ресурса элементов для разработки программы подготовки энергоблока к продлению срока эксплуатации;

·                      реализация программы подготовки энергоблока к продлению срока эксплуатации;

·                      работы по оценке и обоснованию остаточного ресурса незаменяемых/ невосстанавливаемых элементов;

·                     выполнение всех видов пусконаладочных работ после замены/модернизации тепломеханического оборудования, электротехнического оборудования, АСУ ТП и т.д.;

·                     разработка программ управления ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АЭС в период дополнительного срока эксплуатации.

Работы по ПСЭ действующих энергоблоков российских АЭС начались в 1998 году с реализации Программы развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 - 2005 годы и на период до 2010 года, утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 года № 815, которой были предусмотрены продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающего безопасность их дальнейшей эксплуатации. Реализации этого направления в развитии атомной энергетики России способствовали два основных фактора:

·                установленный в проекте 30-летний срок эксплуатационного использования действующих АЭС был определен в 1960-х годах и отражает некоторый консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций. Сегодня опыт эксплуатации АЭС позволяет обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков и сроков снятия с эксплуатации оборудования;

·                работы по ПСЭ, проведенные в России, показали, что удельные финансовые затраты на выполнение требований Регулирующего органа, обеспечивающие возможность получения лицензии на эксплуатацию энергоблоков за пределами назначенного срока службы, значительно меньше затрат на ввод любых новых генерирующих мощностей.

Многолетняя эксплуатация энергоблоков советского дизайна показала их высокую надёжность и правильность выбранных проектных принципов обеспечения безопасности. В проекте энергоблоков заложены такие положительные свойства, как значительная консервативность проекта и развитые свойства внутренней самозащищенности. С учетом развития нормативных требований к безопасности АЭС со второй половины 1980-х годов на энергоблоках АЭС реализуется принцип непрерывного поэтапного повышения безопасности за счет модернизации. Инженерно-техническая стратегия модернизации базируется на выполненных анализах соответствия этих энергоблоков требованиям современных нормативных документов по безопасности, вероятностных анализах безопасности и анализах аварийных ситуаций и опыта эксплуатации. При планировании модернизации учитываются рекомендации МАГАТЭ, а также международный опыт проведения работ по повышению безопасности действующих АЭС. 

Повышение безопасности при продлении срока эксплуатации энергоблоков (журнал РЭА №03 2019)

Основная задача при выполнении работ по ПСЭ АЭС направлена на повышение уровня безопасности за счет проведения модернизации и реконструкции систем и оборудования АЭС, обоснованию остаточного ресурса незаменяемых и невосстанавливаемых элементов энергоблока, а также углубленной оценке безопасности энергоблока. По результатам реализованного на каждом энергоблоке АЭС комплекса мероприятий по его подготовке к дополнительному сроку эксплуатации обеспечен требуемый уровень безопасности, снижена вероятность повреждения активной зоны. Примеры повышения безопасности действующих блоков при продлении срока эксплуатации представлены в таблице.

В целях развития существующей нормативной и методической базы по вопросам ПСЭ энергоблоков АЭС в течение 1999-2001 годов были разработаны и введены в действие федеральные документы, определяющие технические требования к выполнению работ по подготовке энергоблоков АЭС к ПСЭ и критерии успешности завершения работ:

·                    Федеральные нормы «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции», НП-017-2000;

·                    Руководящий документ Ростехнадзора России «Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока АС», РД-04-31-2001.

Приказом Ростехнадзора от 05.04.2018 г. № 162 утверждены новые Федеральные нормы и правила (ФНП) «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции» (НП-017-18).

Кроме того, эксплуатирующей организацией концерном «Росэнергоатом» в развитие федеральных норм и правил были разработаны и введены в действие в установленном порядке руководящие документы, определяющие требования к проведению модернизации и комплексного обследования энергоблока, порядок обеспечения качества, а также методические документы по обоснованию остаточного ресурса элементов энергоблока.

В соответствии с НП-017-18 работы по продлению срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС выполняются в два этапа. На первом этапе выполняется комплекс работ с целью оценки технической возможности, безопасности и экономической целесообразности ПСЭ блока АЭС, включающий:

·         оформление решения (приказа Концерна) о необходимости выполнения работ по оценке технической возможности, безопасности и экономической целесообразности ПСЭ блока АЭС;

·         комплексное обследование энергоблока АЭС;

·         оценка безопасности блока АЭС;

·         формирование объема и номенклатуры работ в сводном плане мероприятий по подготовке блока АЭС к дополнительному сроку эксплуатации (ДСЭ);

·         предварительный расчет сметной стоимости мероприятий по ПСЭ энергоблока АЭС;

·         выполнение оценки экономической эффективности ПСЭ энергоблока АЭС;

·         формирование инвестиционного проекта ПСЭ энергоблока АЭС (при необходимости).

По результатам работ первого этапа на основании утвержденной в установленном порядке ПД ИП ПСЭ блока эксплуатирующей организацией не менее чем за пять лет до окончания назначенного срока эксплуатации блока принимается решение о возможности продолжения эксплуатации и подготовке блока АЭС к ДСЭ. Если в результате анализа (оценки) безопасности блока АЭС выявляются факторы, препятствующие безопасной эксплуатации блока АЭС в период дополнительного срока эксплуатации, устранение которых экономически нецелесообразно, то принимается решение об окончательном останове и подготовке блока АЭС к выводу из эксплуатации. Эти решения принимаются с участием разработчиков проектов реакторных установок и АЭС. После решения о подготовке энергоблока к ПСЭ выполняется второй этап – комплекс работ по подготовке энергоблока АЭС к ДСЭ.

Комплекс включает разработку и реализацию программы подготовки блока АЭС к ДСЭ, предусматривающую:

1) проведение анализа безопасности энергоблока АЭС на соответствие требованиям ФНП и других нормативных правовых актов;

2) обоснование остаточного ресурса важных для безопасности строительных конструкций, зданий, сооружений и оценку состояния их оснований;

3) обоснование остаточного ресурса элементов энергоблока АС в период дополнительного срока эксплуатации;

4) мероприятия по замене элементов, выработавших свой ресурс, или остаточный ресурс которых не может быть определен;

5) мероприятия по устранению (либо компенсации негативного влияния на безопасность энергоблока АЭС) имеющихся несоответствий требованиям ФНП;

6) мероприятия по модернизации энергоблока АЭС с целью обеспечения безопасности его эксплуатации;

7) мероприятия по радиационному обследованию помещений, оборудования и трубопроводов;

8) перечень испытаний систем и элементов энергоблока АЭС в соответствии с требованиями ФНП;

9) разработку (актуализацию) программы управления ресурсом строительных конструкций, зданий, сооружений, систем и элементов энергоблока АЭС в период дополнительного срока эксплуатации с учетом запланированных мероприятий по замене и (или) модернизации систем и элементов энергоблока АЭС;

10) разработку (актуализацию) мероприятий по мониторингу состояния строительных конструкций, зданий, сооружений и их оснований, а также систем и элементов энергоблока АЭС в период дополнительного срока эксплуатации;

11) разработку на период дополнительного срока эксплуатации энергоблока отдельной типовой программы эксплуатационного неразрушающего контроля металла оборудования, трубопроводов и других элементов АЭС с учетом положений ФНП, устанавливающих требования по контролю основного металла, сварных соединений и наплавленных поверхностей при эксплуатации оборудования, трубопроводов и других элементов энергоблока АЭС для периода дополнительного срока эксплуатации;

12) разработку (актуализацию) ООБ энергоблока АЭС (ОУОБ энергоблока АЭС), обосновывающего безопасность энергоблока АЭС на весь период планируемого дополнительного срока эксплуатации;

13) корректировку эксплуатационной документации.

После завершения работ по подготовке блока АЭС к эксплуатации в период дополнительного срока эксплуатации подготавливается и утверждается акт о готовности блока АЭС к ПСЭ.

Типовой график подготовки энергоблока АЭС к ДСЭ представлен на рисунке.

График подготовки к дополнительному сроку эксплуатации (журнал РЭА №03 2019)

Для получения лицензии на эксплуатацию энергоблока АЭС в ДСЭ Концерн направляет в Ростехнадзор комплект документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации ядерной установки.

Представленный в Ростехнадзор комплект документов проходит экспертизу и оценивается на соответствие критериям возможности эксплуатации энергоблока АЭС в период ДСЭ, установленным в НП-017-18.

Порядок реализации мероприятий по ПСЭ исходит из концепции продления срока эксплуатации «на ходу», которая характеризуется следующими основными принципами:

·         комплекс работ по ПСЭ реализуется в период назначенного срока службы (до получения лицензии на эксплуатацию энергоблока в дополнительный период);

·         выполнение работ по модернизации в рамках подготовки к ПСЭ ведется в период ППР в течение как минимум пяти лет, предшествующих продлению срока эксплуатации энергоблока.

Реализация концепции продления срока эксплуатации энергоблоков «на ходу» способствует:

·         эффективному использованию ППР при подготовке к ПСЭ;

·         равномерному распределению финансовых ресурсов по годам;

·         равномерной загрузке специалистов, обеспечивающих организаций и атомных станций, участвующих в работах по ПСЭ.

Впервые в истории атомной энергетики РФ в полном объеме программа работ по повышению безопасности и обеспечению продления срока эксплуатации была реализована на энергоблоке № 3 Нововоронежской АЭС. Его безопасность и остаточный ресурс оборудования были обоснованы еще на 15 лет эксплуатации. 29 декабря 2001 года получена лицензия Госатомнадзора России на продолжение эксплуатации энергоблока.

Журнал РЭА №03 2019

В 2018 году впервые в истории российской и мировой атомной энергетики реализовано повторное продление сроков эксплуатации энергоблоков с ВВЭР-440 № 1 Кольской АЭС и № 4 Нововоронежской АЭС на 15 лет до общего срока эксплуатации 60 лет. Модернизация энергоблоков позволила снизить вероятность тяжелой аварии более чем в два раза. В дополнительный срок эксплуатации энергоблоки № 1 Кольской АЭС и № 4 Нововоронежской АЭС суммарно выработают более 85,0 млрд кВт∙ч электроэнергии (более 100 млрд руб.). Повышен уровень безопасности энергоблоков № 1 Кольской АЭС и № 4 Нововоронежской АЭС за счет расширения спектра проектных аварий вплоть до разрыва главного циркуляционного трубопровода диаметром 500 мм (ГЦТ Ду 500 мм).

журнал РЭА №03 2019

По данным на март 2019 года 25 действующих энергоблоков на АЭС Концерна «Росэнергоатом» работают свыше проектного срока службы. Благодаря своевременно проведенной модернизации и получению лицензий на дополнительный срок эксплуатации страна смогла сохранить 18,8 ГВт установленных мощностей для генерации электроэнергии.

журнал РЭА №03 2019

Итоги за 20 лет: всего с 1998 года по 2018 год реализовано 27 проектов по продлению срока эксплуатации энергоблоков первого и второго поколений на девяти атомных станциях России: № 1–3 Балаковской АЭС, № 3 Белоярской АЭС, № 1–4 Билибинской АЭС, № 1, 2 Калининской АЭС, № 1–4 Кольской АЭС, № 1–4 Курской АЭС, № 1–4 Ленинградской АЭС, № 3–5 Нововоронежской АЭС, № 1, 2 Смоленской АЭС. Суммарная установленная мощность энергоблоков в продленный период эксплуатации составила 17,813 ГВт (61,2 % от общей установленной мощности энергоблоков АЭС в 2018 году).

журнал РЭА №03 2019

Опыт АО «Концерн Росэнергоатом» в области продления срока эксплуатации АЭС востребован не только в России, но и за рубежом. К примеру, в период с 2012 по 2017 год консорциум в составе АО «Концерн Росэнергоатом», АО «Русатом Сервис» и компании EDF (Франция) успешно выполнил работы по комплексному обследованию элементов энергоблока № 5 АЭС «Козлодуй» (Республика Болгария) с дальнейшим обоснованием их остаточного ресурса. Выполненные работы позволили АЭС «Козлодуй» получить лицензию на эксплуатацию энергоблока № 5 до следующей периодической оценки безопасности в 2027 году.

Для организации работ по продлению срока эксплуатации энергоблоков АЭС в Концерне была разработана Программа продления срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС АО «Концерн Росэнергоатом» на 2013–2023 годы (актуализированная) № АЭСПРГ-31К(04-08)-2013. Целью реализации программы являлось сохранение в ряду действующих в период до 2023 года включительно семи энергоблоков АЭС суммарной установленной мощностью 3076 МВт. При реализации программы планировалось достижение следующих результатов:

·         соответствие продлеваемого энергоблока АЭС критериям возможности эксплуатации блока АЭС в период дополнительного срока эксплуатации, изложенным в Федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии (НП-017-18);

·         получение лицензии Ростехнадзора на эксплуатацию энергоблока в период дополнительного срока эксплуатации во всех эксплуатационных состояниях энергоблока, предусмотренных Технологическим регламентом безопасной эксплуатации;

·         соблюдение критериев эффективности продления срока эксплуатации по основным экономическим показателям.

 

Концепция продления ресурса работы АЭС зарубежных стран

В развитых странах, владеющих атомной энергетикой, работы по анализу возможности продления ресурса энергоблоков АЭС проводятся с конца 70-х годов. В результате исследований сделан вывод, что для атомных энергоблоков технически возможно и экономически целесообразно продление срока службы до 60 лет и более. Обозначились два подхода, две концепции продолжения срока эксплуатации АЭС: американская и европейская.

Суть американской концепции заключается в том, что необходимо доказать, что приняты все необходимые меры, компенсирующие эффекты деградации, старения оборудования, систем и конструкций АЭС. Обоснована возможность продления эксплуатации энергоблока АЭС с учетом фактического технического состояния элементов оборудования АЭС. Это означает, что продление лицензии на продолжение эксплуатации АЭС не будет обусловлено необходимостью доведения более “старых” АЭС до уровня требований, предъявляемых к современным АЭС. В США разработали окончательную редакцию правил, определяющих порядок продолжения эксплуатации, позволяющий эксплуатировать энергоблок АЭС на последующие 20 лет на той же основе, что и при выдаче лицензии при назначении срока службы.

Европейская концепция заключается в предпосылке, что “старые” АЭС должны быть доведены до уровня безопасности и надежности новых АЭС, который достигается путем разработки и внедрения организационно-технических мероприятий, модернизации, реконструкции, стратегии ремонтных работ и инспекций, технического обслуживания и профилактики, замены оборудования выработавшего ресурс в процессе эксплуатации.

В результате нет ограничения на время эксплуатации энергоблока АЭС в виде назначенного (проектного) срока, но каждые 10 лет (в Японии ежегодно) выполняется глубокая инспекция и оценка безопасности эксплуатации АЭС на ближайшую перспективу и разработка мероприятий на стратегическую перспективу.

В стратегическом плане следует ориентироваться на сложившийся подход к продлению срока эксплуатации АЭС и управлению ресурсом оборудования энергоблока АЭС в странах, владеющих атомной энергетикой (Россия, Франция, США, Германия, Япония, Корея). Общая схема подхода заключается в следующем:

1. Предварительный анализ и технико-экономическое обоснование о принципиальной возможности и экономической целесообразности продолжения эксплуатации энергоблока АЭС на 10-15 лет или вывода из эксплуатации.

2. Продолжение работ по продлению срока эксплуатации, завершение мероприятий по модернизации или замене оборудования и подготовка отчета по углубленной оценке безопасности.

3. Определение технических обоснований и технических решений по продолжению эксплуатации энергоблока АЭС, а также документов для представления в регулирующий орган для получения лицензии на дальнейшую эксплуатацию/снятие с эксплуатации.

Если первое предполагает, что форма деятельности не изменяется, то требуется продление лицензии на основе углубленного обоснования безопасной эксплуатации и проведения комплексного обследования оборудования энергоблока. Приемлемый уровень безопасности для подтверждения регулирующими органами для основного оборудования первого контура должен составлять не хуже, чем 10^-4 событий/год.

На основе указанных принципов разрабатывается концепция продления срока эксплуатации энергоблока АЭС как система взглядов в нормативно-правовом пространстве, которая содержит:

·                     стратегию реализации направлений по продолжению эксплуатации и вывод из эксплуатации энергоблока АЭС;

·                     основные подходы к подготовке энергоблоков АЭС к продолжению срока эксплуатации;

·                     методологию, технологическую последовательность реализации мероприятий по продолжению срока эксплуатации;

·                     критерии приемлемого уровня безопасности в период подготовки, продолжения и снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС;

·                     способы реализации необходимых средств и ресурсов.

В развитых странах, владеющих атомной энергетикой, управление сроком службы (старением, подавление деградации), продолжение эксплуатации признано в качестве базового концептуального подхода на стратегическую перспективу и приоритетное направление практической деятельности в области использования атомной энергии.

Отжиг корпуса реактора ВВЭР-440

Одним из наиболее ответственных элементов конструкции реакторов ВВЭР  является корпус реактора. Надежность и работоспособность корпуса во многом определяет возможность продления сроков эксплуатации. Под действием облучения в металле корпуса реактора развиваются радиационные дефекты, приводящие к охрупчиванию металла, то есть к возрастанию и сближению пределов текучести и прочности, сдвигу критической температуры хрупкости в сторону высоких температур, снижению ударной вязкости. Радиационное охрупчивание ограничивает срок безопасной эксплуатации корпуса, так как со временем возрастает вероятность хрупкого разрушения корпуса, особенно в ситуациях, связанных с аварийным расхолаживанием.

Конструкционные материалы под действием облучения испытывают структурные превращения, оказывающие отрицательное влияние в первую очередь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облучения (нейтроны, α- и β- частицы, γ-излучение) наиболее сильное влияние оказывает нейтронное облучение.

Модель радиационных повреждений, возникающих при соударении нейтронов с атомами кристаллической решетки, называется моделью Зеегера. Согласно этой модели, соударения вызывают смещения атомов или каскад смещений в решетке в зависимости от количества энергии, передаваемой нейтроном атому металла. Подвергшийся удару нейтроном первый атом, подобно биллиардному шару, ударяя по другим атомам, вызывает в решетке дополнительные смещения. В результате развития каскада образуются объемы c высокой концентрацией вакансий по периферии, окруженные зонами с повышенной плотностью межузельных атомов.

Исторически сложилось, что прочность RPV (от агнл. Reactor pressure vessel – реакторный сосуд высокого давления) оценивается посредством испытания образцов-свидетелей, помещаемых в ядерный реактор. Оценку производят такими показателями, как деградация вязкости разрушения (определяется по радиационному сдвигу температуры перехода на энергетическом уровне 41 Дж), а также по изменению уровня энергии верхнего слоя материала USE (от англ. upper-shelfenergy).

Радикальным средством, позволяющим решить вопрос о продлении ресурса корпуса, является отжиг металла сварного шва, расположенного на уровне активной зоны. Эта технология позволяет восстановить структуру и свойства материалов и продлить срок безопасной эксплуатации.  Размер зоны отжига ограничен только областью сварного шва.

В настоящее время выделяют два основных типа отжига: влажный и сухой.

Влажный (мокрый) отжиг реактора — это метод, при котором необходимая температура отжигаемой части корпуса достигается путём нагрева теплоносителя главными циркуляционными насосами.  Отжиг выполняется при температурах ниже 350 °С, его длительность составляет 168 часов. Водный теплоноситель разогревается до температуры около 340 °С. Внутрикорпусные устройства в процессе отжига могут оставаться внутри корпуса. Влажный отжиг эффективен для корпусных сталей с низким содержанием меди и фосфора. Он позволяет снизить степень радиационного охрупчивания материалов корпусов. Этот тип отжига обеспечивает лишь частичное восстановление материала из-за ограничения максимальной температуры.

Сухой или термический отжиг корпуса реактора — это метод, при котором корпус реактора (без внутренних компонентов) нагревается до определённой температуры с помощью внешнего источника тепла (электрических нагревателей, горячего воздуха), выдерживается в течение определённого времени, а затем медленно охлаждается. Оборудование для отжига обычно представляет собой кольцевую печь с нагревательными элементами на внешней поверхности. Мощность установленных нагревателей может достигать 1 МВт. Было показано, что верхний предел прочности восстанавливается на 100 % после 24 часов отжига специально изготовленных материалов и быстрее, чем температура перехода. Отжиг в течение 168 часов восстанавливает 90 % смещения температуры перехода.

https://www.norao.ru/press/news/665/                                          https://habr.com/en/articles/565392/

Процедура отжига разработана в НИЦ «Курчатовский институт». Процесс проходит в реакторном зале, реактор остается на своем штатном месте. Специальная печь для отжига монтируется на реактор и опускается внутрь корпуса. Металл медленно нагревают до температуры отжига (обычно около 475°C) и затем выдерживают при этой температуре в течение 150 часов и более, после чего постепенно охлаждают.

Результаты испытаний на ударный изгиб облученных и необлученных образцов Шарпи с V-надрезом, подвергнутых отжигу при температуре 454°C в течении 168 часов на материалах реакторов в США показали, что отжиг при 454°C привел к полному восстановлению USE, и 75% или более восстановлению температуры перехода ТТ Шарпи на энергетическом уровне 41 J. Отжиг при 343°C обеспечил значительно меньшую выгоду.

В отчете EPI TR-106001, декабрь 1995 года, опубликованы результаты некоторых исследований радиационного охрупчивания и повторного отжига. Отжиг при 454°C привел к восстановлению 80-100% температуры перехода и 100% восстановление USE. Отжиг при 343°C привел к примерно 40% восстановлению температуры перехода. Поэтому температуру 454°С считают оптимальной «сухой» температурой отжига.

Восстановление механических характеристик зависит от:

· Разности температур облучения и термического отжига;

· Времени отжига;

· Химического состава материалов;

· Степени радиационных повреждений материала.

Выбор температуры отжига требует некоторых компромиссов: более высокие температуры (и более длительные периоды отжига) обеспечивают лучшее восстановление вязкости разрушения и прочностных свойств при растяжении, но могут стимулировать термическое старение. Однако высокие температуры также создают большие инженерные проблемы, чтобы гарантировать, что операция отжига не повреждает сосуд, опоры, трубопроводы охлаждающей жидкости, опоры для труб, соседние бетон, изоляцию и т. д.

Россия в лице Курчатовского института является пионером в области разработки восстановительных отжигов для корпусов реакторов.  Ученые разработали данную технологию для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (из-за особенностей составов материалов этих реакторов режимы их восстановления различны). Первичные отжиги (проведены для 16 корпусов ВВЭР-440) обеспечили продление их ресурса с 30 до 45 лет, а повторные (проведены для трех корпусов реакторов) — до 60 лет. Восстановительные отжиги реакторов ВВЭР-440 российского производства были успешны проведены и за рубежом (например, в Финляндии и Германии). Они полностью соответствовали требованиям по безопасности, которые предъявляются МАГАТЭ и обязательны для всех стран. Точно оценить экономический эффект от проведения восстановительных отжигов сложно, но для российских энергоблоков ВВЭР-440 речь идет о сотнях миллиардов рублей.

Аналогичная задача встала при эксплуатации реактора следующего поколения — ВВЭР-1000 на 1-м блоке Балаковской АЭС. Здесь восстановительный отжиг был проведен в конце 2018 года. В результате срок безопасной эксплуатации реактора был увеличен на 23 года.

Заключение

В связи со старением парка атомных энергоблоков продление сроков эксплуатации энергоблоков действующих АЭС после завершения назначенного срока службы, а также вывод из эксплуатации являются актуальными задачами на современном этапе развития атомной энергетики. В России и зарубежных странах реализуются национальные и международные программы по продлению сроков службы и выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.

Работы по снятию АЭС с эксплуатации финансируются из различных источников. Отличается и порядок использования этих средств. В одних странах есть варианты централизованных фондов, которые в большинстве своем создаются на основе обязательных отчислений эксплуатирующих организаций и контролируются государством. В других, например, в Великобритании, государственные фонды отсутствуют, для коммерческих АЭС созданы частные фонды. Еще один механизм – полное государственное финансирование работ.

Каждое государство имеет свою национальную концепцию, реализуемую, как правило, по завершению проектных сроков эксплуатации АЭС. Концепциям присущи специфические особенности, отражающие исторические, национальные, территориальные, технологические, социально-экономические и другие условия, включая общественное мнение. 

В то же время, для всех стран характерен ряд общих подходов, касающихся выбора вариантов вывода, необходимости получения лицензий регулирующих органов на выполнение работ, для чего необходимо подготовить отчет по обоснованию безопасности вывода АЭС из эксплуатации.

 

Статья написана на основе материалов, размещенных в интернете, в том числе на сайтах iaea.org, Wikipedia, energosmi.ru, strana-rosatom.ru, inis.mephi.ru, proatom.ru, miraes.ru, atomicexpert.com, norao.ru, habr.com,  а также статей:

1. Асмолов В. Г., дтн,  Поваров В. П., дтн,  Витковский С. Л.,     Меремьянин А. Ю.,   Тарасенко И. А. «Итоги повторного продления срока эксплуатации энергоблока № 4 Нововоронежской АЭС»  «Ядерная и радиационная безопасность»,  № 4 (110)-2023.
2. Балакин Д.Ю., Кокорин В.Ю., Ташлыков О.Л., ктн. «Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-440 до 60 лет», Конференция молодых ученых – 2018, УралЭНИН, ФГАОУ ВО «УрФУ».
3. Дементьев А.А. «Продлеваем жизнь атомным станциям», РЭА №03 2019
4. Максимов Ю.М. «Продление срока эксплуатации: организация и методология», РЭА №03 2019
5. Йохен Латц,  Кацухиро Сато, Бенджамин Зауэр, Лукас Шлотер «Вывод из эксплуатации и демонтаж японских атомных электростанций», mckinsey.com
6. Зимаков А.В., кэн, «Демонтаж АЭС в Евросоюзе: проблемы финансирования», КОНТУРЫ ГЛОБАЛЬНЫХ ТРАНСФОРМАЦИЙ, ТОМ 15 • НОМЕР 1 • 2022
7. Сутулова Д.Р., «Вывод из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов в мире», ИМО НИЯУ МИФИ
8. Берела А.И., Федотов А.Г., Томилин С.А.  «Технологическое оборудование, применяемое в работах по выводу из эксплуатации блоков АЭС», ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2013 №1(6)