PRoAtom - Вывод из эксплуатации АЭС - новый инвестиционный процесс

Р.А.Рыженин, ОАО «Атомэнергопроект», Москва

Замена реакторных установок на подводных лодках с последующей эксплуатацией лодки после ремонта натолкнула гражданских специалистов атомной отрасли на мысль о возможности увеличения срока службы энергоблока посредством замены реактора, отслужившего эксплуатационный срок. В традиционной гражданской атомной энергетике после истечения ресурса эксплуатации и останова реактора происходит окончательный останов энергоблока и вывод его из эксплуатации.

Применение малогабаритных реакторных установок СВБР-100 для строительства атомных станций позволяет отнести реактор к заменяемому оборудованию, предоставляя возможность восстановления (реновации) оборудования и продления эксплуатации оборудования, зданий, сооружений и в целом энергоблока до 100-120 лет. Новая реакторная установка обеспечивает промышленной площадке «вторую жизнь».

В настоящее время одним из направлений развития атомной энергетики является продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС, тем не менее, наступает момент, когда это становится, небезопасным и экономически нецелесообразным, и энергоблок останавливается. После этого он должен быть выведен из эксплуатации и переведен в ядерно-безопасное состояние, характеризующееся отсутствием на нем отработанного ядерного топлива. Пока этого не достигнуто энергоблок является находящимся в эксплуатации. (ОПБ-88/97).

Объекты энергоблока атомной станции и площадка имеют свои самостоятельные жизненные циклы. На определенных стадиях они совпадают. Но продолжительность жизненного цикла площадки энергоблока АС, как часть площадки всей атомной станции, значительно дольше (рис. 1).

Рисунок 1. Продолжительность жизненного цикла площадки АЭС

Отсутствие глубокого осознания того факта, что деятельность на заключительной стадии жизненного цикла энергоблока является новым инвестиционным процессом, обеспечивающим сохранение площадки атомной станции как исключительной ценности ядерно-энергетического комплекса, приводит к неэффективному использованию инвестиций в условиях их дефицита.

Наиболее полезным следует признать замену (ротацию) действующих энергоблоков энергоблоками нового поколения.

Строительные конструкции и оборудование окончательно остановленного и выведенного из эксплуатации энергоблока должны быть ликвидированы в той мере, в какой это мешает сооружению новых ядерно-энергетических мощностей, и к тому моменту, когда будет принято решение о начале нового строительства. То есть объекты, которые мешают новому строительству, должны быть разобраны и утилизированы, а затраты на эту деятельность отнесены на новое строительство (замещающие мощности).

Общепринято, что перед разработкой любого нового проекта должен быть выполнен ряд предпроектных исследований и обоснований. Выполненные к настоящему моменту «Технико-экономические исследования снятия с эксплуатации блоков №1 и №2 Нововоронежской АЭС» и «Технико-экономическое обоснование длительной консервации блоков №1 и №2 Нововоронежской АЭС» являются по существу, работами по формированию инвестиционного замысла. Но этого не достаточно. Для выбора оптимальных с позиции инвестирования и экологических аспектов проектных решений необходимо выполнение, по крайней мере, общепризнанного предпроектного этапа «Обоснование инвестиций». Необходимость такого предпроектного этапа диктуется и существующим порядком организации любого «Инвестиционного проекта», который предусматривает процедуры экологических и общественных экспертиз уже на предпроектных этапах.

Только после рассмотрения, согласования и утверждения этих предпроектных материалов могут начаться проектные работы, которые исходя из поставленной цели и экономической приемлемости, будут решать конкретные задачи на завершающей стадии жизненного цикла энергоблоков.

Среди вопросов, на которые необходимо получить ответы, например, такие:

- принципиальные подходы к переработке радиоактивных материалов и необходимость создания региональных (национальных) могильников, их количества и мест их размещения;

- возможность и/или необходимость восстановления ядерно-энергетического источника (реновация);

- возможность и/или необходимость ликвидации ряда объектов с целью использования освободившихся площадей под новое строительство;

- возможность и/или необходимость создания в пределах площадки хранилища всех (либо части) отходов, в том числе образующихся при демонтаже с определением их статуса;

- требования к технологиям переработки радиоактивных материалов, с целью оптимизации инвестиций, как на хранение, так и на захоронение этих материалов.

Вопросы утилизации материалов и оборудования объектов выведенного из эксплуатации энергоблока, являются ключевыми, призванными обеспечить конкурентоспособность сооружаемых (замещающих) мощностей.

Реализация такого подхода потребует оптимизации существующих технологий обращения с радиоактивными средами и материалами и обеспечит сколь угодно длительное существование площадки атомной станции как места размещения генерирующих мощностей. [1]

Оптимизация существующих технологий обращения с радиоактивными средами и материалами может быть достигнута еще на этапе проектирования энергоблока, когда происходит выбор конструкционных материалов для реакторной установки и самого энергоблока АЭС. Утилизация оборудования и последующее использование материалов в хозяйственной деятельности возможна при минимизации активируемых элементов подвергаемых облучению сталей и бетонов.

В нормативных документах, конкретно в «Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97) определено следующее положение по выводу АС из эксплуатации:

- вывод блоков АС из эксплуатации должен учитываться при проектировании, при эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте блоков АС.

При проектировании энергоблока с РУ СВБР-100, 200, 300 МВт электрических следует дополнить это положение пунктом о целесообразности на этапе проектирования и строительства осуществления детального анализа химического состава выбираемых конструкционных и защитных материалов на выявление примесных и следовых элементов с высокой активационной способностью.

Минимизация их содержания в стали и железобетонах, или замена применяемых конструкционных материалов на аналогичные по свойствам, но с меньшим содержанием активируемых элементов, на порядки снизит дозовые нагрузки персонала при демонтаже оборудования как в процессе вывода его из эксплуатации, так и при реновации энергоблока. Это уменьшит удельную активность и объемы производимых радиоактивных отходов (РАО) в процессе вывода из эксплуатации энергоблока.

Расчет на минимизацию активности уже на этапе проектирования энергоблока представит расчетные значения накапливаемых объемов РАО с возможностью определения активности этих объемов материалов, что позволит подготовиться к выводу из эксплуатации и решить ряд вопросов, сопутствующих процессу реновации-ротации старых технологий новыми. Такой расчёт позволит выбрать оптимальные с позиции инвестирования и экологических аспектов проектные решения, необходимые для выполнения предпроектного этапа «Обоснование инвестиций».

Преимущества реакторной технологии СВБР-100

С помощью реакторной технологии СВБР-100 можно осуществлять реновацию - замену оборудования, в том числе и реакторной установки, выводимых из эксплуатации энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. Полигоном для проведения реновации могут являться выводимые из эксплуатации энергоблоки НВАЭС. Но так как проект реакторной установки в интегральной конструкции (разработчики ОАО ОКБ «Гидропресс» и ГНЦ РФ ФЭИ) пока ещё на стадии разработки, предметно говорить о реновации выводимых из эксплуатации энергоблоков рано.

Необходимо апробировать новую реакторную установку, проверить ее безопасность и эксплуатационные характеристики. Для успешной работы реакторной установки имеются все условия: 80 реакторо-лет эксплуатации реакторов прототипов на подводных лодках ВМФ СССР, а также приобретённые за эти годы научные фундаментальные знания. Наработанный за полвека опыт трансформировался в своеобразную потенциальную энергию, которая сейчас переходит в кинетическую, преобразуя технологии военной отрасли в гражданские.

Опытно- промышленный энергоблок (ОПЭБ) с РУ СВБР-100

В настоящее время разрабатываются технические проекты реакторной установки и энергоблока. И все технические решения по выводу из эксплуатации и реновации предлагается внести в технический проект. Опытно-промышленный энергоблок с РУ СВБР-100 будет головным в линейке энергоблоков малой и средней мощности АЭС (или АТЭЦ). Его сооружение запланировано в г. Обнинске недалеко от Москвы.

Технология СВБР-100 позволит производить реновацию -- замену выводимых из эксплуатации энергоблоков. При реновации будет производиться демонтаж радиоактивного оборудования и, соответственно, накопление радиоактивных материалов. Конкурентоспособность реновации по сравнению с такими стратегиями вывода энергоблоков из эксплуатации, как «коричневая лужайка» или «зеленая лужайка», будет определяться решением вопросов утилизации материалов и оборудования выводимых из эксплуатации объектов. В настоящее время вопросы переработки радиоактивных материалов, уменьшения их объемов для выводимых из эксплуатации энергоблоков решаются после вывоза ядерного топлива с территории энергоблока на этапах их комплексного и радиационного обследования. Уменьшения объемов и активности материалов при выводе из эксплуатации энергоблока можно достигнуть уже на этапе его проектирования путём подбора менее активируемых материалов. Анализ химического состава конструкционных материалов для строительства энергоблока позволяет выбрать материалы с минимальным присутствием в них элементов, которые приобретают наведенную радиоактивность под воздействием внешнего радиоактивного излучения.

На заре отечественной ядерной энергетики при проектировании первых энергоблоков о вопросах вывода из эксплуатации АЭС, переработки радиоактивных материалов и необходимости создания региональных (национальных) могильников, особенно не задумывались. Другие были приоритеты. Перед сегодняшним поколением атомщиков проблема создания принципиально новых подходов к этим вопросам вышла на одно из первых мест. Имея огромный опыт работы с радиоактивными материалами, необходимо задуматься о том, как следующие поколения будут выводить из эксплуатации энергоблоки, спроектированные сегодня.

Типовой проект АЭС с СВБР-100

Для экономически оправданного запуска АЭС на базе РУ СВБР-100 в серию, необходимо построить опытный энергоблок с использованием проектных решений, позволяющих с минимальными изменениями первоначального проекта создавать серийные, типовые энергоблоки средней и малой мощности. На территории научного центра ГНЦ РФ ФЭИ в Обнинске планируется разместить одну головную реакторную установку СВБР электрической мощностью 100 МВт в реакторном отделении опытно-промышленного энергоблока. ОПЭБ будет занимать небольшой участок размером 100 м (ширина) на 85 м (длина) (рис. 2).

Рис. 2. Продольный разрез опытно-промышленного энергоблока ОПЭБ.

В зависимости от региона проектируемые АЭС/АТЭЦ должны вырабатывать электричество/тепло разной мощности (до 300-600 МВт). В технический проект ОПЭБ специалистами «Атомэнергопроекта» уже на стадии проектирования закладываются решения, позволяющие тиражировать энергоблоки с увеличением мощности новых АЭС /АТЭЦ после апробирования опытной АЭС.

Рассматривается возможность линейного (рядного) размещения РУ в реакторном отделении с отказом от купольного контайнмента, что позволяет получить типовой проект, не зависящий от количества РУ в реакторном отделении (рис. 3).

Рис. 3. Вид сверху на отметке +10,500.

Реновация АЭС с выводимыми из эксплуатации реакторами типа ВВЭР.

Как показывает мировая практика, стоимость работ по выводу из эксплуатации ядерных энергоблоков АЭС до состояния «зеленой лужайки» соизмерима со стоимостью создания нового, эквивалентного выведенному энергоблока. Эксплуатирующая организация, параллельно с изысканием средств на введение замещающей мощности, должна предусмотреть расходы, связанные с выведением каждого ГВт мощности. При этом, стратегия вывода из эксплуатации с консервацией и последующей ликвидацией энергоблока подразумевает полный демонтаж всей инфраструктуры промышленной площадки АЭС и замещение его эквивалентной мощностью на другой площадке, что приводит к удвоению затрат (финансовых и экологических) из-за отчуждения земель.

С 2015 г. в России начнется планомерный вывод из эксплуатации промышленных реакторных установок. Он будет происходить теми же темпами, какими энергоблоки вводились в 1970-1980-ых гг., то есть по 1 реакторной установке в год!

Выработавшие или близкие к выработке ресурса энергоблоки находятся на Билибинской (Чукотский АО), Кольской (Мурманская область), Ленинградской (Ленинградская область), Нововоронежской (Воронежская область) атомных станциях.. Всего в России работает 30 атомных энергоблоков, обеспечивающих около 14% энергопотребления.

Страна стоит перед решением системной проблемы вывода из эксплуатации почти двух десятков реакторных установок. Этот сложный, дорогостоящий и длительный процесс включает в себя технологическую, социальную, экологическую, экономическую и нравственную составляющие.

Эффективность реновации-восстановления энергоблоков по сравнению с традиционными вариантами вывода из эксплуатации АЭС и параллельного строительства эквивалентной замещающей мощности повышается на 80-100 % в зависимости от варианта вывода энергоблока из эксплуатации.

Ликвидация энергоблока до состояния «зеленой лужайки» со строительством эквивалентной замещающей мощности на другой площадке потребует полуторократного увеличения затрат, что является весьма неэффективным с точки зрения использования основных фондов АЭС.

Вариант с захоронением энергоблока (т.н. «коричневая лужайка») незначительно уменьшает затраты по сравнению с первым способом (примерно на 20 %). И только реновация позволяет восстанавливать выводимые мощности с экономией финансовых ресурсов в 1,5-2 раза по сравнению с предыдущими вариантами.

При этом решаются важные социальные проблемы: сохранение жизнеспособности городов-спутников АЭС, а также всей инфраструктуры до исчерпания срока службы долговременных сооружений.

Реновация блоков № 2,3,4,5 Нововоронежской АЭС и блоков № 1 и 2 Кольской АЭС позволит вернуть в общую сеть 2,9 ГВт мощности до 2025 г. Но до разработки проектных решений по реновации выводимых из эксплуатации энергоблоков целесообразно провести предпроектный этап «Обоснование инвестиций» в реновацию этих энергоблоков.

Рынок реакторных технологий средней и малой мощности.

Потенциал роста ядерной отрасли заложен в инновационных реакторных технологиях. На сегодняшний день рынок реакторных технологий средней и малой мощности представлен следующими реакторными установками, которые находятся на разных стадиях проработки:

- установки КЛТ-40, ВБЭР-300, ВК-300 это технологии третьего поколения с теплоносителем водой под давлением. Безопасность энергоблоков с этими реакторными установками обеспечивается за счет разветвленных систем безопасности.

- установки СВБР-100, БРЕСТ ОД-300 относятся к технологиям четвертого поколения с жидкометаллическим теплоносителем и системами безопасности, основанными на естественных принципах безопасности.

По степени проработки технических проектов (НИОКР) и возможности использования их для строительства региональных АТЭЦ /АЭС средней и малой мощности можно выделить три установки.

Установки СВБР-100, ВБЭР-300, ВК-300 следует довести до одинакового уровня проработки с последующим корректным сравнением и обоснованием применения каждой из них в конкретном регионе и сегменте рынка.

Модульная реакторная установка СВБР-100 в составе энергоблока в сегменте теплофикация имеет ряд конкурентных преимуществ по сравнению с другими реакторными технологиями:

• низкое давление в первом контуре, исключающее потерю теплоносителя и расплавление активной зоны;
• исключение вскипания теплоносителя в любых авариях с возможностью парового взрыва, или реализацией локального положительного пустотного эффекта реактивности;
• взрыво- и пожаробезопасность при контакте с водой и воздухом в аварийных условиях;
• пассивные системы естественной безопасности, применяемые при сооружении энергоблока АЭС или АТЭЦ;
• невозможность потери теплоносителя I контура с выходом потенциально накопленной радиоактивности активной зоны РУ;
• меньшие удельные капитальные затраты на сооружение реакторного отделения с оболочкой из непреднапряженного бетона;
• возможность реновация – продления эксплуатации энергоблока после вывода из эксплуатации выработавшей свой ресурс реакторной установки за счет модульности и компактности реакторной установки.

Даже при разрушении защитной оболочки, железобетонного перекрытия над реактором и разгерметизации газовой системы первого контура, прямого контакта «зеркала» свинцово-висмутового теплоносителя в корпусе моноблока с атмосферным воздухом и полного обесточивания АЭС, не происходит ни разгона реактора, ни взрыва, ни пожара. А выброс радиоактивности в окружающую среду не достигает значений, при которых требуется эвакуация населения за территорией АЭС.

Работы по созданию реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ) для объектов ВМФ на предприятиях отрасли велись ещё с начала 1950-х гг. За это время было построено 2 наземных стенда и 8 атомных подводных лодок (АПЛ). Всего эксплуатировалось 12 реакторов, общая наработка которых составила 80 реакторо-лет.

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ, ОАО «Атомэнергопроект» и др. предприятиями был разработан ряд предложений по использованию инновационной ядерной технологии на базе унифицированных РУ типа СВБР (свинцово-висмутовый быстрый реактор) для модульных атомных станций гражданского назначения.

Выбранный уровень мощности РУ СВБР-100 (100 МВт-э), физические особенности быстрого реактора, природные свойства СВТ и интегральное исполнение РУ позволяют реализовать свойства внутренней самозащищенности и пассивной безопасности, обеспечить выполнение возросших требований, предъявляемых к уровню безопасности ЯУ четвертого поколения и удовлетворение базовым критериям, разработанным международным проектом по инновационным ядерным системам и топливным циклам ИНПРО.

Проект РУ СВБР-100 ориентирован на то, чтобы без изменения конструкции и ухудшения характеристик безопасности обеспечить работу на различных видах топлива в различных топливных циклах, наиболее соответствующих каждому этапу развития ядерной энергетики. На базе реакторного моноблока возможно создание широкого мощностного ряда для решения различных задач. Унифицированные РУ СВБР-75/100 могут быть применены в качестве:

-региональных источников электроэнергии различного назначения и мощности,
-транспортабельных ядерных энергоблоков, в том числе в составе плавучих АЭС для внутреннего потребления и на экспорт (с учётом требования нераспространения),
-замены реакторных установок энергоблоков, выводимых из эксплуатации после исчерпания продления срока службы.

Возможность многоцелевого применения РУ СВБР-75/100 позволяет организовать их серийное производство с соответствующим снижением стоимости. Так как для изготовления РУ СВБР-100 не требуется уникального машиностроительного оборудования, возникает возможность формирования конкурентного рынка производителей.

При сооружении модульных энергоблоков различной мощности могут быть использованы прогрессивные методы типового проектирования и поточной организации строительно-монтажных работ, существенно сокращающие их сроки и стоимость, что важно в условиях рыночной экономики.

Потребительские качества РУ СВБР-75/100 и ожидаемый рынок реакторов средней и малой мощности, удовлетворяющих требованиям безопасности, экономики и нераспространения, позволят России занять свое место в этом секторе мирового рынка атомных энергоисточников и расширить экспортные возможности отрасли. Значительное снижение рисков, как финансовых, так и технических, при освоении реактора дает ориентация на существующую отечественную топливную и машиностроительную инфраструктуру.

За этой инновационной ядерной технологией будущее. Но для её реализации кроме финансов необходимы ещё и человеческие ресурсы, воля и интеллект для научно-технического прорыва. Всех, кого вдохновляет решение сложных задач, приглашаем к участию в нашем проекте.

Библиография:

1-Сборник тезисов пятой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». «Площадка АС и жизненный цикл блока АС» Копытов И.И., Ноздрин Г.Н.. Харченко Е. Д., Былкин Б.К. ОАО «Атомэнергопроект» ИЯР РНЦ «Курчатовский институт».