Главный конструктор никиэт слободчиков

Обновлено: 04.05.2024

Алексей Слободчиков: РБМК-1000 работают надёжно

На вопросы электронного издания AtomInfo.Ru отвечает главный конструктор энергетических канальных реакторных установок - директор отделения АО "НИКИЭТ" Алексей СЛОБОДЧИКОВ.

Неотъемлемая операция

Алексей Владимирович, каково сегодня положение дел с графитовыми кладками российских блоков с РБМК-1000?

В России в общей сложности 11 блоков с реакторами РБМК-1000. Один из них (первый ленинградский) окончательно остановлен в 2018 году, 10 других находятся в эксплуатации.

В 2012-2013 годах на наших блоках остро встал вопрос о процессе формоизменения графитовой кладки. Сегодня такой процесс мы наблюдаем на всех РБМК-1000, кроме двух блоков Смоленской АЭС. Но опыт, который мы набрали на первом блоке ЛАЭС, позволяет говорить, что у нас на процесс формоизменения есть адекватный ответ.

На всех блоках, где формоизменение было зафиксировано, выполняются процедуры по управлению и восстановлению ресурсных характеристик (ВРХ) графитовой кладки. Можно сказать, что периодическое выполнение ремонта графитовой кладки на ЛАЭС и КуАЭС стало неотъемлемой составляющей эксплуатации.

Для тех кладок, где процесс формоизменения вошёл в развитую фазу, крупные ремонты проводятся один раз в два года, иногда немного чаще в зависимости от различных факторов.

В таком режиме нам предстоит работать достаточно долго. Самый молодой из блоков с РБМК-1000, третий блок Смоленской АЭС, с учётом планируемого 45-летнего срока службы останется в строю до 2035 года.

Конечно, основная масса блоков с РБМК-1000 закончит свою активную эксплуатацию раньше. Так, в этом году будет окончательно остановлен второй блок ЛАЭС, и далее на протяжении 20-х годов закроются почти все остальные блоки, кроме, как я уже сказал, третьего смоленского.

Так что ремонтов кладок нам предстоит ещё много, но технология полностью понятна и отработана, а также претерпела существенные изменения в лучшую сторону. Когда мы в первый раз брались за ВРХ на ЛАЭС-1, то это был проект поисковый и новаторский, а сегодня это хорошо освоенная технология.

По прошествии времени процесс формоизменения развивается и затрагивает всё больше и больше графитовых ячеек. Поэтому в какой-то момент перед нами стала проблема контакта периферийных графитовых колонн отражателя с кожухом, который формирует реакторное пространство.

На промаппаратах такой контакт приводил к деформации кожуха. На РБМК-1000 мы этого не допускаем. В течение последних трёх-четырёх лет была разработана технология исключения этого эффекта. Были созданы робототехнические комплексы, которые погружаются в реакторное пространство, позиционируются в зазоре между кожухом и кладкой и выполняют резку периферийных колонн, тем самым восстанавливая необходимый зазор.

Восстановление зазора "ГК-КЖ".
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Контроль и моделирование

Когда проблема искривления кладки только проявилась, высказывались предположения, что на разных блоках она покажет себя по-разному, в том числе из-за различий в использованных марках графита. Эта гипотеза подтвердилась?

Да, это действительно влияет на поведение кладки. Я уже упомянул про Смоленскую станцию, где начало процесса формоизменения несколько отсрочено по сравнению с другими энергоблоками.

Численное прогнозирование первого этапа (начала растрескивания) - это сложная и нетривиальная задача, поэтому всегда требуется привлекать данные внутриреакторного контроля.

Есть два фактора, сильно влияющих на поведение кладки. Первый фактор - исходный материал и его свойства. Причём свойства могут меняться даже для графитов, изготовленных на одном и том же предприятии - изготовителе, поскольку производственные технологии претерпевали изменения.

Второй фактор - история эксплуатации. В первую очередь, температурный режим (чем ниже температура графита, тем медленнее идут процессы формоизменения). Также большую роль играют распределения нейтронных потоков.

Влияние этих факторов нарастает постепенно по мере увеличения наработки реакторных установок. Объективно проявляться в виде формоизменения они начинают на завершающем этапе эксплуатации РБМК-1000, то есть, через 30-35 лет после пуска.

Мы знаем, что в конечном итоге графитовые блоки начнут растрескиваться, но спрогнозировать время начала растрескивания графитовых блоков с точностью лучше года не представляется возможным.

Тем не менее, опираться только на данные внутриреакторного контроля тоже неверно. Процесс формоизменения и деградации кладки стадийный - сначала он не имеет выраженных проявлений, затем появляются трещины в отдельных графитовых блоках, а в итоге он переходит в развитую фазу, охватывая всю графитовую кладку.

Чем раньше будет определено начало процесса, тем более качественно можно планировать эксплуатацию и ремонтные компании энергоблоков в течение нескольких лет, тем лучше для нас, и расчётные прогнозы являются одним из важнейших инструментов.

Курчатовский институт на протяжении многих лет ведёт работы по уточнению механизмов растрескивания и прогнозных моделей. После 2012 года направление, связанное с моделированием, прогнозированием и оценкой, развивается и в НИКИЭТ.

"Квант" в задаче формоизменения - графитовый блок, и поэтому расчётчики начали с изучения поведения графитового блока. Были разработаны модели, демонстрирующие, как блок ведёт себя до появления трещины, как трещина образуется и как она раскрывается, как меняются при этом характеристики блока и так далее.

Зная поведение одного блока, можно проинтегрировать по всему объёму графитовой кладки и получить представление о том, что ждёт кладку дальше и какие факторы могут повлиять на поведение кладки в целом.

Нам удалось показать, что при нормальной эксплуатации процесс раскрытия трещин и искривления кладки во времени ведёт себя линейно, а вот частые пуски и остановы и связанные с ними переходные температурные режимы усиливают этот процесс. Мы выяснили это математически и подтвердили свои выводы по результатам контроля кладок.

Контроль параметров графитовой кладки выполняется ежегодно в значимых объёмах, и это даёт нам хорошую связь между фактическими данными по реакторам и результатами численного моделирования. Соответственно, точность моделирования постепенно растёт. Если на первых порах в основном расчётчики интересовались данными контроля, то в последние год-два уже и конструкторы активно используют результаты расчётных прогнозов.

Если мы вернёмся в 2012 год, то увидим, что с проблемами с численным моделированием поведения графитовой кладки сталкивались не только мы, но и англичане, у которых тоже эксплуатируются реакторы с графитовым замедлителем.

Могу с уверенностью сказать, что сегодня наши расчётные модели более качественные. Причины можно назвать разные, но результат налицо. И мы видим, к чему это приводит. Англичанам пришлось останавливать блоки на АЭС "Hunterston B" вследствие растрескивания, в то время как наши РБМК-1000 успешно работают.

Непрерывный процесс

Что ещё делается на блоках с РБМК-1000 для обеспечения их безопасности?

Поддержание уровня безопасности - процесс непрерывный. Основные этапы модернизации энергоблоков пришлись на 90-е и на начало 2000-х годов, то есть были завершены к моменту продления энергоблоков с 30 до 45 лет.

Работы продолжаются и сейчас. В прошлом году была завершена модернизация блока №3 Смоленской АЭС. В частности, на блоке внедрена комплексная система управления и защиты, что позволило обеспечить качественный переход с точки зрения управления блоком. Были модернизированы системы безопасности и многие другие системы. В результате срок службы блока продлён до 2035 года.

Среди тех задач, которые решаются в настоящий момент, могу выделить внедрение концепции "Течь перед разрушением" для трубопроводов больших диаметров. В том или ином виде она существовала всегда, но после выхода новых нормативных документов требования к ней поднялись на качественно новый уровень.

Сейчас мы занимаемся этой задачей на всех блоках, за исключением тех из них, которые будут остановлены в ближайшей перспективе. Расчётные работы сопряжены с модернизацией и расширением зоны контроля системы обнаружения течей теплоносителя.

Одной из важнейших остается задача по восстановлению работоспособности телескопических соединений трактов (ТСТ). Кладка усаживается, из-за этого уменьшаются первоначальные проектные размеры зацепления, возникает угроза расцепления ТСТ, а этого нельзя допускать, так как могут образоваться дополнительные непроектные усилия на графитовые блоки.

Восстановление величины зацепления ТСТ выполняется также с применением робототехнических комплексов, с помощью которых устанавливаются специально разработанные компенсирующие устройства. Технология внедрена на всех станциях с РБМК-1000.

Реализации технологии на АЭС предшествовали многочисленные стендовые испытания и эксперименты, выполненные как в НИКИЭТ, так и на предприятиях-разработчиках робототехники.

Восстановление величины зацепления ТСТ..
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Кроме того, в соответствии с действующим законодательством каждые 10 лет мы должны проводить периодическую переоценку безопасности. Эта работа, безусловно, выполняется для всех блоков, и мы видим, что уровень безопасности на них поддерживается на необходимом уровне.

Алексей Владимирович, Вы привели уже второй пример применения робототехники для восстановления характеристик РБМК-1000.

На самом деле, примеров больше. Да, действительно, есть связь между робототехникой, системами диагностики и подходами к управлению ресурсных характеристик.

Процессы, протекающие в реакторе, ставят перед нами новые задачи, а развитие робототехники позволяет эти задачи успешно решать. Обратное тоже верно. Развитие робототехники даёт возможность подступаться к решениям задач, иначе блоки пришлось бы без колебаний останавливать.

Продление эксплуатации

Два года назад мы рассмотрели вопрос о возможности продления сроков эксплуатации блоков с РБМК-1000 свыше 45 лет. Естественно, до бесконечности продлевать работу реакторов нельзя. Мы не видим эксплуатацию РБМК-1000 за пределами 50 лет, но в интервале 4-5 лет свыше 45 лет работа блоков возможна.

Без снижения мощности?

Да, именно так, без снижения мощности. В качестве примера мы рассматривали блок №1 Курской АЭС. В частности, были сделаны все работы по предварительной оценке тех факторов, которые могли бы воспрепятствовать продолжению эксплуатации, и оценены различные технические и экономические аспекты.

Вывод был получен однозначный - с учётом состояния элементов реакторных установок, имеющихся технологий ремонта и методологии определения ресурса, техническая возможность продлить службу блоков с РБМК-1000 на 4-5 лет свыше 45 лет существует.

Особенно это касается энергоблоков вторых очередей (№№3/4 ЛАЭС, №№3/4 КуАЭС, №№1/2 САЭС).

Сделанный вывод остаётся актуальным, мы подтверждаем его по итогам регулярной оценки остаточных ресурсных характеристик систем и оборудования блоков. Блокирующих факторов для продления на срок 4-5 лет на сегодняшний день нет.

Вывод из эксплуатации

Алексей Владимирович, на блоках Ленинградской станции каково сейчас положение?

Первый блок с РБМК -1000 остановлен, на нём готовятся к выводу из эксплуатации. Второй блок будет окончательно остановлен в ноябре этого года, его заменит второй блок с ВВЭР-1200.

По третьему и четвёртому блокам, как я уже сказал, у нас есть техническая оценка, из которой следует, что при необходимости к их сроку службы 45 лет мы сможем добавить ещё 4-5 лет.

Хочу уточнить, что мы в НИКИЭТ говорим именно о технической возможности продления за границу 45 лет. Будет ли она востребована, зависит от многих факторов, и окончательное решение принимать будет Госкорпорация "Росатом". А наше дело - техника.

Как будут организованы работы по выводу первого и второго ленинградских блоков?

На данный момент блок №1 ЛАЭС остановлен и находится на стадии эксплуатации, но без генерации. Собственно вывод из эксплуатации начнётся позже, после удаления топлива из реактора и бассейна выдержки.

С точки зрения топлива у РБМК и ВВЭР есть важное отличие. У нас процесс перегрузки непрерывный, поэтому в активной зоне после окончательного останова блока находится значительное количество кассет, имеющих потенциал к дальнейшему использованию.

Поэтому на Ленинградской станции, которая в данном случае выступает как пионер, недовыгоревшее топливо с первого блока переводится на другие блоки.

Это уже делается или только в планах?

Делается. Сейчас началась выгрузка реактора первого блока. Мы планируем, что его топливо будет использовано на третьем блоке. Конечно, сначала был выполнен комплекс всех необходимых подготовительных и обосновывающих работ. Экономический эффект от дожигания огромный, речь идёт о миллиардах рублей.

Я сказал, что ЛАЭС выступает как пионер в деле дожигания топлива на других блоках. Если быть точным, то это в России первый такой опыт. А в мире в первый раз топливо с остановленного РБМК-1500 перемещалось на соседний работающий блок на Игналинской АЭС в Литве.

С первого блока ЛАЭС топливо отправят дожигать на третий, со второго - видимо, на четвёртый. А что ожидает топливо третьего и четвёртого блоков, когда их остановят? Перевезут на другую станцию?

Нет. Перевозить недовыгоревшее топливо на другую станцию не планируется.

После выгрузки топлива что будет дальше с остановленными блоками?

Дальше последует вывод из эксплуатации в соответствии с проектом. Его разработка уже ведётся. Проект предполагает реализацию концепции немедленного демонтажа, предусматривающую, что демонтаж будет выполнен в относительно короткие сроки, без длительных пауз.

НИКИЭТ активно вовлечён в разработку проекта вывода из эксплуатации первой очереди Ленинградской АЭС. Мы разрабатываем технологические и проектные решения по демонтажу "сердца" энергоблока - реакторной установки.

Сколько времени будет разрабатываться проект?

Работы начаты в этом году и должны быть завершены в 2024 году. Конечно, мы собираемся в полной мере задействовать практический опыт, связанный с обращением с графитом, полученный в ходе ВРХ. Система удаления продуктов резки, системы фильтрации и другие системы - это то, что есть у нас в руках, и это важный шаг к пониманию того, как будет демонтироваться графитовая кладка.

При выводе блоков образуется огромная масса материалов - металлов, бетона и так далее. Часть из них возможно вернуть в народное хозяйство, либо сразу, либо после дезактивации. Будет так делаться при выводе первой очереди ЛАЭС?

Безусловно, это один из факторов, которые будут приниматься во внимание при разработке проекта по выводу из эксплуатации. О количественных оценках по материалам, которые возможно снять с контроля, говорить пока рано, с ними мы определимся в 2022-2023 годах, ближе к завершению разработки проекта.

Пока мы находимся в начальной стадии разработки. В настоящее время готовится проведение комплексного инженерного и радиационного обследования первого энергоблока, результаты которого отразят фактическое состояние оборудования и помещений и послужат базой для принятия основных решений в проекте вывода из эксплуатации.

Вы ожидаете, что будут найдены отклонения от исходной проектной документации блока?

Было бы странно, если их не будет. Первый ленинградский блок - это первенец блоков с РБМК-1000, и за время своей жизни он подвергался неоднократным модернизациям практически по всем системам. Поэтому обязательно нужна тщательная проверка фактического состояния.

Будете использовать 3D-моделирование при разработке проекта по выводу?

Безусловно, будет использован инструментарий 3D-моделирования c учётом оптимальной детализации разрабатываемых моделей, имея ввиду главную задачу - выбор оптимальных и точных технический решений и сокращение времени проектирования.

По обращению с ОЯТ какие-то изменения есть в планах?

Нет, ничего не изменилось. ОЯТ РБМК-1000 по-прежнему планируется направлять на хранение.

Что будет с производством кобальта-60?

Раньше на блоках с РБМК нарабатывали кобальт-60 только на Ленинградской станции. Так как ленинградские блоки первыми достигают 45 летнего срока службы, тоорганизовано кобальтовое производство на Смоленской и Курской АЭС.

Ленинградская АЭС также всегда была и остается важным центром производства медицинских радиоизотопов. Спрос на них имеется, но из-за останова блоков, как вы понимаете, производство их сокращается. Поэтому сейчас прорабатывается возможность создания дополнительных каналов облучения на третьем и четвёртом блоках ЛАЭС, чтобы компенсировать потери из-за останова первой очереди станции.

Заключительный вопрос общего характера. Какую роль играет НИКИЭТ в поддержании безопасности российских блоков с РБМК?

Одна из наших основных функций - сопровождение и поддержание энергоблоков с РБМК-1000 в течение назначенного срока службы, до 45 лет.

Сопровождение ремонтов, поддержание работоспособности комплексной системы управления и защиты, периодическая оценка безопасности, оценка ресурсных характеристик графитовой кладки и других систем и оборудования и другие важные задачи, причём не только для действующих, но и для остановленных блоков.

Также, как я уже сказал, мы делаем всё необходимое в технической составляющей для обеспечения возможности продления блоков с РБМК-1000 на 4-5 лет свыше 45 лет, если в таком продлении возникнет необходимость.

А вот с точки зрения платёжной дисциплины у нас она достаточно на высоком уровне - больше 99%.

Блок готов к физпуску.

Деньги выделили в Британии.

19 июля 2020 года на Ленинградской АЭС стартовал физический пуск нового энергоблока с реактором ВВЭР-1200. В реактор загружена первая топливная сборка.

Виктор Мурогов
Значит, нам требуются возрождение творческого духа в реакторной науке и технике и подготовка специалистов нового творческого уровня. Причём подготовка должна быть штучной, в отличие от созданной стандартной подготовки.

Ирина Куприянова
Конечно, нескольких статей, опубликованных на сайте, недостаточно для репрезентативного анализа. Однако, то, что ветераны с неохотой и без энтузиазма отнеслись к предложению представить статьи на сайт, тоже многое говорит о той проблеме, которая называется "передача знаний молодому поколению".

В следующем году исполнится 70 лет с момента пуска первой реакторной установки канального направления. Почему сегодня технологии отказано в развитии и кто с этим не согласен? Объясняет и отвечает главный конструктор энергетических канальных реакторных установок, директор отделения АО «НИКИЭТ» Алексей Слободчиков.

Автор: Ирина Сухарева
Фото: Росатом

Для начала несколько слов об истории канальных реакторов. Их появление было тесно связано с зарождением самой атомной отрасли, как военно-промышленного комплекса, так и энергетического.

Первый канальный реактор был запущен 19 июня 1948 года в Челябинской области. Разработкой промышленного реактора А занимался главный конструктор Николай Антонович Доллежаль, а руководил научным проектом Игорь Васильевич Курчатов. Безусловно, основным предназначением реактора была наработка оружейного плутония, и первый этап развития канального направления реакторостроения неразрывно связан именно с оборонной тематикой.

Первые реакторы были сугубо утилитарными. В их основе — проточная схема и отсутствие замкнутого контура. В процессе отработки эксплуатационных решений появилась возможность перейти к использованию реактора в классическом промышленном понимании — как части энергетического комплекса. Первым реализовал эту задачу реактор Сибирской атомной станции, построенный в 1958 году. В тот период начали открываться перспективы использования ядерной энергии в мирных целях.

Первая АЭС с канальным уран-графитовым реактором была построена в Обнинске. Реактор АМ по энергетическим меркам обладал невысокой мощностью — всего 5 МВт. Но тем не менее его создание, проектирование и эксплуатация (во многом в исследовательском режиме) позволили решить вопросы, связанные с изучением материалов и их поведения при выработке ядерным реактором электроэнергии.

Точка отсчета
После ввода АЭС в Обнинске следующий этап — Белоярская станция. Этот проект стал смелым не только для своего времени, но и вообще для реакторостроения. На Белоярской АЭС была реализована технология ядерного перегрева пара, что позволило существенно повысить КПД энергоустановки и приблизиться к тем показателям, которые характерны для электростанций с органическим топливом. После этого, на рубеже 1960–1970-х годов появилась возможность вплотную приступить к разработке и строительству реактора РБМК‑1000.

Пуск реактора РБМК‑1000 стал точкой отсчета для крупномасштабного применения атомной энергии в народном хозяйстве. Это был первый блок-миллионник, который достаточно долго оставался единственным с такой мощностью.

Первый энергоблок с реакторами РБМК был запущен в декабре 1973 года на Ленинградской атомной станции. Затем, на протяжении 1970–1980-х годов, последовательно были введены в строй 17 энергоблоков с реакторами РБМК.

Сегодня в России эксплуатируются 11 таких энергоблоков на площадках Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Четыре энергоблока были построены на Украине, и еще два — на территории Литовской ССР. Мощность последних была увеличена в 1,5 раза — до 1500 МВт (номинальная электрическая мощность). Эти энергоблоки были самыми мощными в то время, и в обозримой перспективе для российской атомной отрасли они пока остаются пределом по мощности отдельного энергоблока.

Алексей Владимирович СЛОБОДЧИКОВ
родился в 1972 году. Окончил МГТУ им. Н. Э. Баумана по специальности «Ядерные энергетические установки».

С 1995 года работает в АО «НИКИЭТ». Сейчас занимает должность главного конструктора энергетических канальных реакторных установок, директора отделения.

За вклад в работу по восстановлению ресурсных характеристик реакторов РБМК А. Слободчиков в составе авторского коллектива удостоен Премии Правительства Российской Федерации. Создание и промышленное внедрение этой уникальной технологии, разработанной НИКИЭТом совместно с ведущими предприятиями отрасли, российской науки и промышленности, позволяют сохранить АЭС с такими реакторами в единой энергосистеме России до ввода замещающих мощностей.

О настоящем, прошлом и будущем РБМК
Если говорить о доле в энергобалансе реакторов РБМК, то эта цифра в зависимости от года колеблется в районе 39–41%. Пока продолжают эксплуатироваться только блоки, построенные в 1970–1980-х годах. Первый из них был пущен в 1973 году, а самый молодой — третий блок Смоленской станции — в 1990 году. С учетом опыта эксплуатации уран-графитовых реакторов, еще на этапе проектирования был определен срок службы РБМК — 30 лет.

Здесь стоит сделать маленькую ремарку. История развития всего канального направления — если говорить конкретно о реакторах РБМК — это процесс его совершенствования и модернизации в соответствии с последним словом техники на определенный момент. Например, нельзя сравнить техническое состояние реактора 1973 года (такого, как на Ленинградской АЭС) с тем, что мы имеем сегодня. За 40 с лишним лет произошли значительные изменения в системах управления, безопасности, непосредственно в топливном цикле и физике активной зоны.

Черной страницей в истории развития как канального, так и вообще мирового реакторостроения стала чернобыльская авария. Но после нее были сделаны соответствующие выводы. Сейчас реактор РБМК называют «реактором чернобыльского типа», но это не совсем корректное определение. Сравнивать то, что было, с тем, что мы имеем сегодня, нельзя. Непрерывный процесс модернизации, о котором я говорил, позволил поставить на рубеже 1990–2000-х годов вопрос о продлении срока службы реакторов до 45 лет. Таким образом, продленный срок службы первого блока ЛАЭС завершится в 2018 году, а эксплуатация третьего блока Смоленской станции закончится в 2035 году.

О графитовых элементах и прогнозировании искривлений
Существуют разные виды канальных реакторов. Например, в Канаде основу атомной энергетики составляют реакторы CANDU с тяжелой водой. В нашей стране эксплуатируются только уран-графитовые канальные реакторы. Графит — это нетривиальный материал, он не похож по своим свойствам на сталь или бетон. Изучение графита как элемента активной зоны началось с первого дня эксплуатации промышленных аппаратов.

Уже тогда было понятно, что под влиянием высокой температуры и высокоэнергетических потоков этот материал подвержен деградации. При этом изменения физико-механических свойств графита, его геометрии отражаются на состоянии активной зоны в целом. Изучением этого вопроса подробно занимались не только советские ученые. Изменения состояний графита интересовали также наших американских коллег.

Одна из основных проблем — изменение геометрии графитовых элементов. Активная зона реактора РБМК состоит из графитовых колонн. Каждая колонна имеет высоту 8 метров и состоит из 14 графитовых блоков — параллелепипедов высотой 600 мм и сечением 250×250 мм. Всего таких колонн 2,5 тыс.

Сама же активная зона имеет высоту 7 метров, длина тепловыделяющей сборки, которая находится в ней, — также 7 метров, а общая длина топливного модуля — 16 метров.

Нужно понимать, что активная зона представляет собой единое целое, поэтому изменения одного элемента по цепочке — кумулятивным эффектом — передаются сначала на близлежащие области, а впоследствии могут охватить всю геометрию активной зоны. Один из самых негативных факторов изменений графитовых блоков — искривление колонн и, как следствие, прогибы топливных каналов и каналов СУЗ.

При монтаже все колонны, разумеется, вертикальны, но в процессе эксплуатации эта вертикальность теряется. Если снова обратиться к истории, то можно увидеть, что для промышленных аппаратов и первых уран-графитовых реакторов этот процесс начался в первые годы эксплуатации. Тогда же были поняты механизмы этого явления. При разработке реактора РБМК часть процессов удалось предотвратить конструкторскими решениями.

Полностью избавиться от изменений невозможно. Прогнозировать их появление сложно. При 45-летнем сроке службы реактора предполагалось, что процесс изменений войдет в активную фазу на рубеже 43–44-го годов. Но получилось, что с проблемой мы столкнулись на рубеже 40-го года эксплуатации. То есть погрешность прогнозирования составила порядка трех лет.

В 2011 году на первом энергоблоке Ленинградской станции были зафиксированы изменения геометрии: искривление технологических каналов (в них устанавливается ядерное топливо — тепловыделяющие сборки), каналов стержней управления и защиты. Я хотел бы обратить ваше внимание на то, что эксплуатация РБМК предполагает постоянный контроль параметров, определяющих безопасность. С помощью ультразвукового контроля ведется наблюдение за диаметром каналов и искривлением, целостностью, взаимным состоянием элементов, которые определяют работоспособность при различных (как номинальных, так и переходных) режимах. Когда при плановом контроле было обнаружено начало процесса изменений, стало понятно: раз процесс начался, то его скорость будет достаточно высока; эксплуатация реакторной установки в таких условиях требует дополнительных решений.

Поиск правильных решений
При искривлении технологических каналов и каналов СУЗ в первую очередь необходимо обеспечить безоговорочную работоспособность исполнительных механизмов систем управления и защиты, а также тепловыделяющих сборок в условиях изменяющейся геометрии.

Также требуется подтвердить способность технологических каналов, работающих в условиях прогиба, сохранять прочностные свойства. На первом блоке Ленинградской станции количество технологических каналов — 1693, и ни один из них при эксплуатации в условиях искривления не находится в зоне риска с точки зрения его работоспособности.

Еще один важный момент: должны быть обеспечены все технологические операции, связанные с загрузкой и выгрузкой тепловыделяющих сборок. Отличительная черта, она же преимущество, реактора РБМК — возможность его эксплуатации в условиях непрерывных перегрузок. Конструкция позволяет проводить перегрузку при эксплуатации непосредственно на мощности. Это обеспечивает гибкий топливный цикл, формирует активную зону и увеличивает выгорание. Собственно, это и определяет экономику: реактор не работает кампаниями, он работает в режиме постоянных перегрузок.

В 2011 году на Ленинградской станции был выполнен ряд работ, подтвердивших работоспособность элементов реакторной установки в условиях прогиба до 100 мм. После этого первый энергоблок ЛАЭС на короткое время ввели в эксплуатацию под усиленным контролем параметров. Спустя семь месяцев его повторно остановили для расширенного контроля геометрии: было зафиксировано развитие процесса, связанного с изменением формы графитовой кладки. Тогда стало ясно, что дальнейшая работа реактора невозможна. В мае 2012 года первый энергоблок Ленинградской станции остановили.

Одновременно начало изменений было зафиксировано на втором энергоблоке ЛАЭС и на втором энергоблоке Курской атомной станции. Выявленные прогибы говорили о том, что процесс приближается к активной фазе.

Требовалось решение, применимое для всех энергоблоков Ленинградской, Курской и Смоленской атомных станций с реакторами РБМК. Рассматривалось несколько путей. Можно было использовать пассивный метод управления искривлениями, но стало очевидно, что процессы деградации графита и, как следствие, формоизменения связаны с уровнем повреждающих факторов. В первую очередь, с температурой и потоком быстрых нейтронов.

Соответственно, пассивные методы управления этим процессом могли быть таковы: радикальное, до 50%, снижение мощности энергоблоков, для того чтобы появился значимый эффект; или их эксплуатация в сезонном режиме. То есть четыре месяца блок эксплуатируется, потом несколько месяцев стоит. Но эти методы подходили только для тех реакторов, где процесс изменений не зашел далеко.

Второе направление — активное, как тогда мы его называли, — это разработка и внедрение ремонтных технологий. Их периодическое применение позволило бы эксплуатировать реакторную установку дольше.

Почему вообще зашла речь о возможности ремонта? Отвечая на этот вопрос, нужно вернуться к опыту промышленных аппаратов, так как для них проблема формоизменения существовала многие десятилетия. Значительные прогибы каналов были зафиксированы в реакторе Сибирской атомной электростанции ЭИ‑2. Если для реактора РБМК прогиб составлял 100 мм, то прогибы технологических каналов в реакторе ЭИ‑2 достигали 400 мм.

С помощью различных технологических приемов на примере промышленных аппаратов была показана возможность частичного ремонта графитовой кладки. Даже сам опыт реактора РБМК говорил о том, что графитовая кладка — элемент сложный, большой, но в какой-то мере ремонтопригодный. На каждом энергоблоке с РБМК проводились замены технологических каналов — это, в числе прочего, связано с воздействием на графитовую кладку.

Большой опыт, накопленный в проектных институтах и непосредственно на станциях в области ремонта в активной зоне, позволил создать и реализовать новые технологии ремонта.

Анализ технологических приемов, использовавшихся на промышленных аппаратах, показал, что для реактора РБМК их применение невозможно по разным причинам. Часть операций неэффективны в условиях РБМК; другие невозможны с точки зрения конструктивных особенностей. Инженеры и конструкторы стали искать новые решения. Требовалась технология, которая позволила бы воздействовать непосредственно на причину формоизменения и изменения геометрии отдельного графитового блока, то есть уменьшала бы его поперечный размер.

Масштаб проблемы предполагал последовательное выведение реакторов РБМК из эксплуатации. В 2012 году — первого, в 2013 году — второго блока Ленинградской станции; в 2012 году — второго блока Курской станции; в течение 2012–2014 годов должна была быть выведена половина реакторов РБМК — 20–25% всей атомной генерации России!

Большинство специалистов понимали, что методы, применимые для промышленных аппаратов, не дадут нужного эффекта в случае с реакторами в силу различных особенностей.

Неотъемлемая операция

Алексей Владимирович, каково сегодня положение дел с графитовыми кладками российских блоков с РБМК-1000?

Восстановление зазора «ГК-КЖ».
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Контроль и моделирование

Численное прогнозирование первого этапа (начала растрескивания) — это сложная и нетривиальная задача, поэтому всегда требуется привлекать данные внутриреакторного контроля.

Есть два фактора, сильно влияющих на поведение кладки. Первый фактор — исходный материал и его свойства. Причём свойства могут меняться даже для графитов, изготовленных на одном и том же предприятии — изготовителе, поскольку производственные технологии претерпевали изменения.

Второй фактор — история эксплуатации. В первую очередь, температурный режим (чем ниже температура графита, тем медленнее идут процессы формоизменения). Также большую роль играют распределения нейтронных потоков.

Тем не менее, опираться только на данные внутриреакторного контроля тоже неверно. Процесс формоизменения и деградации кладки стадийный — сначала он не имеет выраженных проявлений, затем появляются трещины в отдельных графитовых блоках, а в итоге он переходит в развитую фазу, охватывая всю графитовую кладку.

«Квант» в задаче формоизменения — графитовый блок, и поэтому расчётчики начали с изучения поведения графитового блока. Были разработаны модели, демонстрирующие, как блок ведёт себя до появления трещины, как трещина образуется и как она раскрывается, как меняются при этом характеристики блока и так далее.

Могу с уверенностью сказать, что сегодня наши расчётные модели более качественные. Причины можно назвать разные, но результат налицо. И мы видим, к чему это приводит. Англичанам пришлось останавливать блоки на АЭС «Hunterston B» вследствие растрескивания, в то время как наши РБМК-1000 успешно работают.

Непрерывный процесс

Что ещё делается на блоках с РБМК-1000 для обеспечения их безопасности?

Поддержание уровня безопасности — процесс непрерывный. Основные этапы модернизации энергоблоков пришлись на 90-е и на начало 2000-х годов, то есть были завершены к моменту продления энергоблоков с 30 до 45 лет.

Среди тех задач, которые решаются в настоящий момент, могу выделить внедрение концепции «Течь перед разрушением» для трубопроводов больших диаметров. В том или ином виде она существовала всегда, но после выхода новых нормативных документов требования к ней поднялись на качественно новый уровень.

Восстановление величины зацепления ТСТ..
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Продление эксплуатации

Без снижения мощности?

Вывод был получен однозначный — с учётом состояния элементов реакторных установок, имеющихся технологий ремонта и методологии определения ресурса, техническая возможность продлить службу блоков с РБМК-1000 на 4-5 лет свыше 45 лет существует.

Особенно это касается энергоблоков вторых очередей (№№3/4 ЛАЭС, №№3/4 КуАЭС, №№1/2 САЭС).

Вывод из эксплуатации

Алексей Владимирович, на блоках Ленинградской станции каково сейчас положение?

Хочу уточнить, что мы в НИКИЭТ говорим именно о технической возможности продления за границу 45 лет. Будет ли она востребована, зависит от многих факторов, и окончательное решение принимать будет Госкорпорация «Росатом». А наше дело — техника.

Как будут организованы работы по выводу первого и второго ленинградских блоков?

Это уже делается или только в планах?

С первого блока ЛАЭС топливо отправят дожигать на третий, со второго — видимо, на четвёртый. А что ожидает топливо третьего и четвёртого блоков, когда их остановят? Перевезут на другую станцию?

Нет. Перевозить недовыгоревшее топливо на другую станцию не планируется.

После выгрузки топлива что будет дальше с остановленными блоками?

НИКИЭТ активно вовлечён в разработку проекта вывода из эксплуатации первой очереди Ленинградской АЭС. Мы разрабатываем технологические и проектные решения по демонтажу «сердца» энергоблока — реакторной установки.

Сколько времени будет разрабатываться проект?

Работы начаты в этом году и должны быть завершены в 2024 году. Конечно, мы собираемся в полной мере задействовать практический опыт, связанный с обращением с графитом, полученный в ходе ВРХ. Система удаления продуктов резки, системы фильтрации и другие системы — это то, что есть у нас в руках, и это важный шаг к пониманию того, как будет демонтироваться графитовая кладка.

При выводе блоков образуется огромная масса материалов — металлов, бетона и так далее. Часть из них возможно вернуть в народное хозяйство, либо сразу, либо после дезактивации. Будет так делаться при выводе первой очереди ЛАЭС?

Вы ожидаете, что будут найдены отклонения от исходной проектной документации блока?

Было бы странно, если их не будет. Первый ленинградский блок — это первенец блоков с РБМК-1000, и за время своей жизни он подвергался неоднократным модернизациям практически по всем системам. Поэтому обязательно нужна тщательная проверка фактического состояния.

Будете использовать 3D-моделирование при разработке проекта по выводу?

Безусловно, будет использован инструментарий 3D-моделирования c учётом оптимальной детализации разрабатываемых моделей, имея ввиду главную задачу — выбор оптимальных и точных технический решений и сокращение времени проектирования.

По обращению с ОЯТ какие-то изменения есть в планах?

Нет, ничего не изменилось. ОЯТ РБМК-1000 по-прежнему планируется направлять на хранение.

Что будет с производством кобальта-60?

Одна из наших основных функций — сопровождение и поддержание энергоблоков с РБМК-1000 в течение назначенного срока службы, до 45 лет.

А вот с точки зрения платёжной дисциплины у нас она достаточно на высоком уровне — больше 99%.

Особое значение при разработке проектной документации по выводу из эксплуатации ОИАЭ с остановленными реакторами имеет технология обращения с оборудованием реакторной установки, в котором сконцентрирована подавляющая часть наведенной активности, обусловленной воздействием потока нейтронов на конструкционные материалы и их продукты коррозии при эксплуатации реактора.

Анализ зарубежного практического опыта вывода из эксплуатации энергетических атомных станций показывает, что в настоящее время для остановленных уран-графитовых реакторов реализуется как стратегия отложенного демонтажа, при которой предполагается консервация радиоактивно загрязненного оборудования реакторной установки и ее безопасное сохранение под наблюдением в течение определенного, обычно достаточно продолжительного периода времени, так и стратегия немедленного демонтажа.

Так, на примере зарубежного опыта остановленные реакторы типа «Магнокс» на 12 площадках в Великобритании будут законсервированы к 2028 году на период «безопасного сохранения под наблюдением» в течение 85 лет. Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов G1-3 (ядерный комплекс в Маркуле, Франция) стартовал еще в 1969 году и на первом этапе включал дезактивацию, демонтаж системы охлаждения и обеспечение изоляции реакторных блоков.

На втором этапе планировалось создание специального пункта захоронения для графитосодержащих отходов и окончательная ликвидация реакторных установок к 2035 году. Ядерное наследие Канады, три энергетических реактора-прототипа (NPD, «Дуглас-Пойнт» и «Жантийи-1»), частично выведены из эксплуатации и также законсервированы [3]. Для двух блоков Игналинской АЭС с реакторами РБМК-1500 после останова в 2004 и 2009 годах принята стратегия немедленного вывода из эксплуатации, в соответствии с которой на первом этапе демонтируется оборудование за исключением реакторного. По реакторному пространству по истечении 12–17 лет после останова Игналинская АЭС приступила к выбору вариантной проработки технологий демонтажа реактора [4]. В отечественной практике для энергетических реакторов, выводимых из эксплуатации путем ликвидации, отсутствует опыт реализованных решений по демонтажу и обращению с реакторным оборудованием, а также отходами, образующимися при демонтаже реакторов.

В Российской Федерации для АЭС с уран-графитовыми реакторами РБМК-1000 в настоящее время в качестве основного варианта вывода из эксплуатации принята ликвидация блока с немедленным демонтажем.

Поэтому в рамках реализуемого в настоящее время совместного проекта АО «НИКИЭТ», АО «Атомэнергопроект» и АО «Концерн Росэнергоатом» демонтаж реактора рассматривается в составе проекта вывода из эксплуатации в полном объеме, с разработкой технологических решений, направленных на демонтаж непосредственно реактора и оборудования контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), включая обращение с образующимися радиоактивными отходами высокого уровня активности.

Оборудование реакторной установки, включая графитовую кладку, металлоконструкции реактора и элементы КМПЦ (барабан-сепаратор, арматура и трубопроводы), является основным источником потенциальной радиационной опасности, в том числе в процессе вывода его из эксплуатации и после окончательной изоляции радиоактивных отходов. По этой причине обеспечение безопасности должно учитываться не только при выполнении работ по выводу из эксплуатации, но и при выборе технологий кондиционирования отходов.

Современный уровень развития науки и техники позволяет для объектов со сложной радиационной обстановкой рассматривать применение робототехнических дистанционно управляемых комплексов для организации «безлюдных» технологий для наиболее дозозатратных операций. В итоге это позволяет существенно снизить трудо- и дозозатраты персонала, а также гарантировать безопасность выполнения работ на энергоблоке.

В настоящее время подобный подход уже реализован при выполнении работ по управлению ресурсными характеристиками графитовых кладок РБМК-1000 и за последнее десятилетие превратился из опытно-промышленных работ в оптимизированную ремонтную процедуру. Так, на энергоблоках с РБМК-1000 выполняются работы по дистанционной резке графита, проведению внутриреакторного контроля и модернизации элементов реакторной установки с помощью робототехнических комплексов (рис. 1).

Рис. 1. Применяемые РТК при работах по управлению ресурсными характеристиками графитовой кладки на АЭС с РБМК-1000

Этот опыт позволил АО «НИКИЭТ» в работах по удалению отработавшего ядерного топлива, в том числе некондиционного, обосновывать технологические решения, обеспечивающие контроль и выполнение всего спектра работ дистанционно. Выполнение подобной работы «традиционными» методами с применением только механизированной «ручной» оснастки и средств видеоконтроля кратно бы увеличило количество задействованного персонала, трудоемкость операций, продолжительность работ и дозозатраты.

Одной из подготовительных работ к выводу из эксплуатации ОИАЭ является удаление эксплуатационных радиоактивных отходов (высокоактивных регулирующих органов и технологических (топливных) каналов).

Разработанные главным конструктором РБМК решения позволяют проводить технологические операции полностью дистанционно – от извлечения из приреакторных хранилищ длинномерных радиоактивных изделий и определения их морфологического состава до компактирования, перемещения в контейнер и паспортизации.

При реализации данного подхода персонал находится непосредственно «на участке выполнения работ» только в межоперационное время, а также в период технического обслуживания и ремонта оборудования. Технологическое оборудование, применяемое при удалении эксплуатационных РАО, в дальнейшем планируется использовать и при работах по выводу из эксплуатации объекта.

На рис. 2 и 3 приведены разрабатываемые технологические решения по удалению некондиционного топлива и эксплуатационных РАО энергоблоков с РБМК-1000.

Рис. 2. Технологические решения по работам по удалению некондиционного топлива

Рис. 3. Технологические решения по работам по удалению эксплуатационных РАО

Проанализировав имеющийся российский и зарубежный опыт вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов, определено, что оптимальным решением задач по выводу из эксплуатации энергоблоков первой очереди Ленинградской АЭС для наиболее сложных и загрязненных элементов (графитовой кладки, металлоконструкций реактора и сепараторов пара) является применение робототехнических комплексов и реализация на практике «безлюдной» технологии демонтажа основного реакторного оборудования.

На рис. 4 приведен пример реализации «безлюдной» технологии демонтажа и фрагментации основного реакторного оборудования РБМК-1000, выполненный в виртуальной модели энергоблока разработки АО «НИКИЭТ» с учетом физико-механических свойств конструкционных элементов.

Рис. 4. Пример реализации «безлюдной» технологии фрагментации основного реакторного оборудования РБМК-1000

Несмотря на то что «безлюдные» технологии касаются непосредственно демонтажных работ на реакторном оборудовании (которые будут выполняться только после окончания подготовительных операций – удаления ОЯТ, эксплуатационных РАО и технологических сред, а также после получения разрешения на деятельность по выводу из эксплуатации от лицензирующих органов), уже сегодня в проектной документации на вывод из эксплуатации энергоблоков № 1, 2 Ленинградской АЭС закладываются решения с применением робототехнических комплексов.

Для обоснования проектных решений планируются научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по разработке и созданию опытных образцов робототехнических комплексов для демонтажа и фрагментации реакторного оборудования.

Реализация технологии «безлюдного» демонтажа позволит обеспечить радиационную безопасность персонала при выводе из эксплуатации энергоблоков № 1, 2 Ленинградской АЭС и в дальнейшем тиражировать технологии на другие уран-графитовые реакторы, для которых принято решение о выводе из эксплуатации по варианту «ликвидация с немедленным демонтажем».

В качестве дальнейшей перспективы стоит отметить, что реализация на практике дистанционных технологических операций при выводе из эксплуатации энергоблоков РБМК-1000 позволит выйти и на зарубежные рынки с комплексным решением по выводу из эксплуатации энергоблоков с различными типами реакторных установок.

Реализация на практике дистанционных технологических операций при выводе из эксплуатации энергоблоков РБМК-1000 позволит выйти и на зарубежные рынки с комплексным решением по выводу из эксплуатации энергоблоков с различными типами реакторных установок.

Авторы

А.В. Слободчиков, Л.А. Андреева, Ф.Е. Ермошин, А.Н. Бирюков (АО «НИКИЭТ»)

Читайте также: