что такое проект прорыв
Энергия от вечного двигателя. Об уникальном энергоблоке с реактором на быстрых нейтронах
Энергия без границ
По словам генерального директора госкорпорации «Росатом» Алексея Лихачева, к этому историческому событию-повороту наука и практика двигались 60 лет. Ведь идеи замыкания ядерного топливного цикла были высказаны еще советским физиком Александром Лейпунским и поддержаны академиком Курчатовым после запуска первой атомной электростанции в Обнинске. Так что над созданием замкнутого ядерного топливного цикла, когда на отработавшем в реакторах существующих АЭС топливе работают реакторы нового поколения, ведущие ядерщики планеты бьются уже не одно десятилетие. Ведь по сути — это вечный двигатель, причем, абсолютно безопасный.
И вот в Северске (Томская область) на площадке Сибирского химического комбината дан старт строительству атомного энергоблока мощностью 300 мегаватт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Он станет частью опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), важнейшего для всей мировой ядерной энергетики объекта, создаваемого в рамках отраслевого проекта «Прорыв», который реализуется в России с 2010-х годов. Ожидается, что реактор заработает во второй половине 2020-х годов.
По принципу естественной безопасности
Перед началом официального старта мероприятия руководитель проектного направления «Прорыв», специальный представитель по международным и научно-техническим проектам госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков рассказал журналистам, что конструкция реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем основана на принципах так называемой естественной безопасности. По его словам, интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения. Он уверен, что в будущем подобные установки должны сделать атомную энергетику «не только более безопасной, но и более экономически конкурентной по сравнению с наиболее эффективной тепловой электрогенерацией».
О проекте
Реализуемый Госкорпорацией «Росатом» проект «Прорыв» нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику.
Цель работы в рамках проектного направления «Прорыв» – создание ядерно-энергетических комплексов, включающих в себя АЭС, производства по регенерации (переработке) и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению из технологического цикла для крупномасштабной ядерной энергетики, отвечающих базовым требованиям:
1. Исключение аварий на АЭС, требующих эвакуации, а тем более отселения населения;
2. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с альтернативной генерацией, в первую очередь, с парогазовыми установками, но также и солнечными и ветровыми станциями при учёте всех затрат топливных циклов (на основе сравнительного анализа LCOE);
3. Формирование ЗЯТЦ для полного использования энергетического потенциала природного уранового сырья;
4. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению РАО;
5. Технологическое укрепление режима нераспространения (последовательный отказ от обогащения урана для ядерной энергетики, наработки оружейного плутония в бланкете и выделения при переработке ОЯТ, сокращение транспортировки ядерных материалов).
Опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК)
ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла. Пристанционный вариант организации топливного цикла (ПЯТЦ) позволяет отработать технологии «короткого топливного цикла» в минимальные сроки в пределах одной площадки.Пристанционный топливный цикл, состоящий из двух основных модулей – МФР и МП, имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На первом из них впервые в мире создается опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана с использованием технологии карботермического синтеза.
Модуль фабрикации и рефабрикации (МФР)
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300, а также предусматривает включение в топливо минорных актинидов для последующей их трансмутации.
Наиболее существенные результаты получены в разработке технологии плотного нитридного смешанного уран-плутониевого топлива. Экспериментальные тепловыделяющие сборки, изготовленные на АО «СХК», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований.
Завершена постановка в БН-600 18-ти ТВС (более 1000 твэлов) для обоснования работоспособности твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200. Во время испытаний не было ни одной разгерметизации оболочек при максимальном выгорании до 7,5% т.а., которое превышает выгорание, достигнутое на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Послереакторные исследования 6 экспериментальных ТВС (КЭТВС и ЭТВС) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом показали, что дефектов конструктивных элементов не выявлено и твэлы сохранили герметичность. Облучение ЭТВС-11 в РУ БН-600 в течение 7 микрокампаний обеспечило обоснование работоспособности твэлов стартовой загрузки РУ БРЕСТ-ОД-300.
Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного топлива при создании РУ БРЕСТ-ОД-300.
В данный момент идет монтаж основного технологического оборудования на модуле фабрикации-рефабрикации топлива Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК).
БРЕСТ
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующий принципы «естественной безопасности».
Особенности реактора позволили отказаться от больших объёмов гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования.
Интегральная конструкция реакторной установки позволяет локализовать течи теплоносителя в объеме корпуса РУ и исключить осушение активной зоны. Это исключает аварии, требующие эвакуации населения.
В соответствии с дорожной картой создания опытно-демонстрационного энергокомплекса, получены результаты НИОКР в обоснование основного оборудования, изделий активной зоны, конструкционных материалов, технологии свинцового теплоносителя реакторной установки (РУ) БРЕСТ-ОД-300, проведена верификация расчетных кодов. Технические решения по оборудованию РУ БРЕСТ-ОД-300 экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования.
Получены положительные заключения Главной государственной экспертизы на проектную документацию энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300.
Были разработаны и согласованы со всеми заинтересованными организациями вторые редакции ФНП «Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем» (НП-117), «Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем» (НП-118) и вторые редакции стандартов Госкорпорации «Росатом» «Обеспечение целостности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем» по темам (16 стандартов) в поддержку НП-117 и НП-118.
Модуль переработки (МП)
На модуле переработки ОДЭК предполагается поэтапно реализовать комбинированную технологию переработки СНУП ОЯТ, состоящую из головных пирохимических операций, гидрометаллургического аффинажа урана, плутония и нептуния (U-Pu-Np), включая выделение и разделение америция (Am) и кюрия (Cm), а также получение порошков оксидов U-Pu-Np-Am. Для пирохимического передела на лабораторном уровне подтверждена техническая реализуемость основных операций. Выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела.
Экология
Радиационно-эквивалентный подход в ЗЯТЦ – основной способ решения потенциальных экологических проблем при обращении с РАО, а также главный аргумент при работе с общественностью и «радиофобией». Он фактически означает, что радиационная безопасность окружающей среды гарантируется не техническими средствами и способами, а самим отсутствием активности сверх имеющихся уже природных уровней.
На сегодняшний день уже экспериментально продемонстрирована возможность глубокого извлечения актинидов (>99,9%) из всех видов РАО, что обосновывает техническую достижимость радиационно-эквивалентного подхода к захоронению РАО.
В рамках сценария развития в 21 веке ядерной энергетики России с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах установлено:
• Выравнивание ожидаемых доз облучения от РАО и от природного сырья (радиационная эквивалентность) достигается через 287 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.;
• Выравнивание пожизненных радиационно-обусловленных рисков возможной индукции онкозаболеваний от РАО и от природного сырья (радиологическая эквивалентность) достигается через 99 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.
Подготовлен атлас радиоэкологической обстановки в 30-ти км зоне АО «СХК», отражающий состояние окружающей среды в районе до начала эксплуатации. Сделан он для того, чтобы в дальнейшем, спустя годы, когда все объекты опытно-демонстрационного энергокомплекса вступят в строй, провести повторные исследования экологических и природных параметров и сравнить их с теми, что отражены в атласе.
В 2017 году сразу несколько научно-исследовательских институтов приступили к работе над его наполнением. Путем взятия большого количества соответствующих проб были исследованы практически все природные и сельскохозяйственные ресурсы.
В атласе представлена детальная информация о сельскохозяйственных предприятиях расположенных в 30-ти км зоне АО «СХК». Важность данного раздела обусловлена тем, что производимые в данных предприятиях продукты питания, поставляются для питания жителем г. Северска и г Томска. На картах приведена детальная информация касательно каждого хозяйства. Также в атласе отдельный раздел посвящен данным по расчету дозовых нагрузок на население и биоту, выполненных в соответствии со современными требованиями МАГАТЭ и МКРЗ. Отражена информация о содержании радионуклидов в почве, растительности, поверхностных водах и донных отложениях.
Вместе с тем в данной работе не остались без внимания и базовые показатели, полученные в результате многолетних замеров и наблюдений, сделанных природоохранными службами и лабораториями СХК.
Сельхозпредприятия в 30-ти км зоне АО «СХК» 
Суммарная доза внешнего облучения на человека мЗв/год 
Промышленный энергокомплекс (ПЭК)
Замыкание ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах позволяет достичь до 100 раз более эффективного использование природных ресурсов урана (U) по сравнению с распространенными на данный момент ТР в открытом ядерном топливном цикле.
Полученные результаты НИОКР позволяют перейти к коммерческой реализации и строительству до 2030 года промышленного энергокомплекса (ПЭК) в составе реакторной установки мощностью 1200 МВт. На сегодняшний день российскими учеными подготовлено техническое предложение реакторной установки большой мощности со свинцовым теплоносителем БР-1200.
Экономический эффект от ввода одного ПЭК в составе 2-х блочной АЭС и ЗЯТЦ в сравнении с типовой двухблочной АЭС с РУ ВВЭР-ТОИ оценивается как:
• Экономия по капиталовложениям
20%.
• Экономия по эксплуатационным (топливо + операционные) затратам
15%.
• объемы высвобождаемого природного газа для экспорта или внутреннегопотребления при вводе одного типового ПЭК с РУ БР-1200 вместо ПГУ сопоставимой мощности за весь срок службы составят
Подготовка технологии ЗЯТЦ предусматривает лицензирование как в России, так и за рубежом.
Центры ответственности
Центр ответственности (ЦО) представляет собой выделенное подразделение базового предприятия, объединяющее группу высококвалифицированных специалистов, обладающих необходимым набором компетенций для решения научно-технических задач в рамках частных проектов «Прорыва».
1. ЦО объединённый проект «Разработка базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО»
Основной целью ЦО является создание базовых технологий и экспериментального оборудования для переработки ОЯТ и обращения с РАО для МП ОДЭК в рамках формирования в России крупномасштабной ядерной энергетики с естественной безопасностью на основе ЗЯТЦ с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
2. ЦО «Разработка, изготовление и передача в эксплуатацию опытного и промышленного технологического оборудования ПЯТЦ»
Ключевая цель деятельности ЦО – надзор за эффективностью и соответствием техническим требованиям при разработке, изготовлении и передаче в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), включая модуль фабрикации/рефабрикации (МФР), модуль переработки отработавшего ядерного топлива ректоров на быстрых нейтронах (МП).
3. ЦО «Разработка интегральных информационных моделей, интегрирующих проектов и СУТ ОДЭК и ПЭК»
Данный центр ответственности занимается создание единого упорядоченного массива актуальной информации проектного направления «Прорыв», содержащего оптимизированную проектно-сметную, конструкторскую, технологическую документацию об объектах и моделях. Такой подход позволяет в виртуальном пространстве получить 3D представление объекта, характеризующее глубину и детализацию его проработки и обоснования, а также имитировать все стадии его жизненного цикла для опережающего анализа характеристик объекта и технологического процесса и своевременной оптимизации технических решений, в том числе по выводу объекта из эксплуатации и реабилитации территории.
4. ЦО объединённый проект «Разработка и поэтапное обоснование твэла с нитридным топливом и конструкционных материалов ТВС для реакторов на быстрых нейтронах на среднюю глубину выгорания до 12% т.а.»
Расположен на базе АО «ВНИИНМ». Основными задачами ЦО являются разработка твэлов и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства, разработка технологии для фабрикации твэлов и ТВС, а также конструкционных материалов твэлов и ТВС.
5. ЦО «БРЕСТ»
Функционирует на базе АО «НИКИЭТ» и отвечает за реализацию частного проекта БРЕСТ-ОД-300. Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 предназначена для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.
6. ЦО «БН-1200»
Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по проекту реакторной установки БН-1200 и энергоблока в части общестанционного оборудования и вспомогательных систем реакторного отделения для достижения требований конкурентноспособности к ЭБ.
7. ЦО «Коды нового поколения»
Сформирован в 2013 г. на базе ИБРАЭ РАН. Основной задачей центра ответственности является разработка универсальных расчетных кодов для моделирования различных режимов работы действующих и проектируемых АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями и объектов замкнутого ядерного топливного цикла, а также воздействия этих объектов на человека и окружающую среду.
8. ЦО «Проектные коды»
Расположен на базовом предприятии АО «ГНЦ РФ-ФЭИ». Данный ЦО отвечает за разработку проектных кодов.
9. ЦО «Проектирование ОДЭК и ПЭК»
ЦО отвечает за проектирование опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) и создание на его основе промышленного энергокомплекса (ПЭК).
Информационный обмен между участниками проекта «Прорыв» осуществляется в рамках Единого информационного пространства (ЕИП) проекта.
ЕИП – совокупность каналов передачи данных, аппаратно-программного обеспечения и методологий, обеспечивающая совместную работу участников проекта, создание, наполнение и использование информационной модели проекта «Прорыв», общие информационные сервисы для частных проектов, интеграцию с ИТ-системами частных проектов (ИТЧП).
Основными компонентами ЕИП являются защищенная сеть передачи данных и информационные ресурсы ЕИП.
Леонид Большов, научный руководитель ИБРАЭ РАН: «Я уверен, что проект «Прорыв» – главный атомный инновационный проект в России и в мире»
На площадке Сибирского химического комбината «Росатома» в Северске продолжается строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300 в рамках отраслевого проекта «Прорыв», реализуемого с 2010-х гг. Создаваемый опытно-демонстрационный комплекс станет воплощением принципиально новой атомной энергетики будущего – экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной, а главное, беспрецедентно безопасной. Об уроках аварий на Чернобыльской АЭС и АЭС «Фукусима-1» и требованиях к безопасности атомных станций рассказывает научный руководитель Института проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, член технического комитета проектного направления «Прорыв» академик Леонид Александрович Большов.
– Прошло уже 35 лет после аварии на ЧАЭС. Она унесла жизни, нанесла вред здоровью многих людей и, конечно, ухудшила экологическую обстановку. Как вы считаете, каковы главные стратегические просчеты СССР, которые привели к аварии?
– Спустя десять лет после аварии на Чернобыльской АЭС мы начали готовить национальный доклад о последствиях катастрофы. Такой доклад выходит каждые пять лет. В этом году, к 35-летней годовщине аварии на ЧАЭС, мы вновь подготовили национальный доклад, в котором впервые содержалась глава о развитии атомной энергетики и влиянии чернобыльской аварии на этот способ производства электроэнергии. Доклад опубликован в открытом доступе на сайте Института проблем безопасного развития атомной энергетики РАН.
Действительно, авария на Чернобыльской АЭС стала первой крупнейшей аварией в атомной энергетике. Конечно, до этого, в 1979 г., произошла авария на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США. Блок был утерян, а активная зона расплавлена. Однако расплав активной зоны остался внутри корпуса. Американцам повезло, ведь за пределы станции радионуклиды не вышли. Тем не менее, это событие многих напугало. Это проявилось, в том числе и в человеческих потерях, связанных с паникой во время эвакуации и не имеющих отношения к воздействию радиации.
К сожалению, надо признать, что в Советском Союзе американская авария как «первый звоночек» прошла мимо. Атомные командиры убедили начальство в том, что все дело в некомпетентности американских операторов — в то время флотских отставников, не имевших высшего образования. Советское руководство было уверено, что наши операторы — высокообразованные люди и такого безобразия, какое было допущено на «Три-Майл-Айленд», у нас случиться не может. За эту уверенность мы и заплатили чернобыльской аварией.
– В чем вы видите главные причины аварии на ЧАЭС?
– В значительной мере это было головокружение от успехов. Отечественная атомная программа развивалась активно. Советский Союз строил атомные станции не только у себя, но и в Европе, в странах восточного блока. Складывалось ощущение, что этот вид производства электроэнергии полностью освоен и мало чем отличается от сжигания угля, газа или нефти. В качестве подтверждения приведу один факт. За год до чернобыльской катастрофы все атомные станции (кроме Ленинградской) из Министерства среднего машиностроения СССР перевели в Министерство энергетики наряду с обычными тепловыми станциями. Напомню, что именно Минсредмаш в свое время занимался разработкой атомной бомбы. Здесь нарабатывали плутоний, а потому царила железная дисциплина. После перехода атомных станций в Минэнерго дисциплина поплыла. Между тем атомная энергетика как любой высокотехнологичный и энергонапряженный вид производства электроэнергии требует уважительного отношения. Все знают, что нельзя садиться за руль пьяным. Такое не прощается. И к атомной станции нужно относиться серьезно и уважительно.
Конечно, те недочеты, которые привели к аварии, были и в конструировании атомной станции, и в проработке ее физики. Напомню: у руководства была четкая убежденность в том, что тяжелых аварий быть не может. За это в итоге мы и поплатились.
– Какой главный урок преподнесла авария в Чернобыле?
– После аварии в августе 1986 г. на площадке МАГАТЭ российская делегация представила доклад о причинах и последствиях чернобыльской аварии, в котором почти все было сказано. Спустя пять лет меня как руководителя независимого академического института, никоим образом несвязанного с предысторией аварии, пригласили возглавить экспертную группу. В то время и следствие продолжалось, и тень прокурора требовала быть очень осторожным в высказываниях.
В течение двух месяцев здесь, в ИБРАЭ РАН, регулярно собирались ученые, спорили до хрипоты и в результате пришли к формуле, которая за последние 30 лет не изменилась. Суть в том, что операторы привели реактор в нерегламентное, нештатное состояние (грубо нарушив инструкции), в котором проявились недочеты научного обоснования и конструкции реактора.
Надо сказать, что после аварии Советский Союз осознал серьезность последствий, поэтому выводы были сделаны самые решительные и правильные, в том числе в отношении руководящих позиций.
– Можно ли сказать, что мы стали лучше понимать процессы, происходящие на атомных станциях и при тяжелых авариях?
– Самое главное – были разработаны и утверждены многочисленные программы по повышению безопасности всего парка атомных станций. И тех, которые были похожи на Чернобыльскую атомную станцию, с реакторами РБМК (большими канальными), и станций, работающих на корпусных реакторах ВВЭР. Тщательный анализ каждого блока, система мероприятий по повышению их безопасности и много других аспектов, которые ранее не считались важными и нужными, стали обязательными.
По существу, до чернобыльской аварии мы не знали, что такое культура безопасности. «Мы» в данном случае – обобщенное понятие. До катастрофы в Чернобыле я к атомной энергетике никакого отношения не имел: занимался лазерами, термоядерной плазмой и другими физическими направлениями. А первым реактором, который я увидел в своей жизни, был четвертый блок Чернобыльской АЭС после аварии. Трубопроводы торчали наружу, крыши не было. Зрелище не для слабонервных. Так вот, до Чернобыля мы краем уха слышали о культуре безопасности, но относились к этому как к очередному извращению империализма. После аварии на ЧАЭС мы осознали, что это очень содержательное понятие. Сегодня оно определяет многочисленные аспекты, но означает, по сути, следующее: если на любой стадии – при проектировании, конструировании, строительстве, эксплуатации, когда угодно – сталкиваются безопасность и экономика, безопасность и экономия времени, то без каких-либо колебаний нужно отдавать приоритет безопасности. Она – главная. Поэтому, если оператор, испугавшись, заглушил реактор, хотя для этого особых причин не было, его никто не ругает, премии не лишает, поскольку все понимают: он счел, что в данном состоянии есть опасность, значит, реактор необходимо заглушить.
В целом вопрос подготовки операторов стал прорабатываться качественнее. Если раньше это было чисто бумажное дело – чтение инструкций, книг, – то после Чернобыля на каждой атомной станции в центре подготовки операторов установлены полномасштабные тренажеры, полностью моделирующие действия оператора на атомной станции и реакции станции на действия оператора. Существенную часть своего рабочего времени каждый оператор проводит именно на этом тренажере. Как пилоты, у которых тоже есть свои летные тренажеры. Прежде чем взяться за штурвал и сажать самолет, они много раз делают это на симуляторе — и не каждый раз все получается.
Кроме того, если до Чернобыля мы были отделены железным занавесом от всего мира, то сразу после катастрофы нам протянули руку помощи, приглашая в разные международные организации и проекты. Отечественные специалисты этим активно воспользовались, и все, что было наработано в области безопасности, без какой-то особой коммерции передавалось другим странам. Началось широкое международное сотрудничество, мы стали полноправными членами мирового сообщества.
– Как авария повлияла на науку?
– После аварии количество экспериментов и исследовательских программ сильно возросло. В Курчатовском институте, например, выполнен проект, организованный Агентством по ядерной энергии при Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР). В сложных экспериментах двуокись урана плавилась при температуре 3000° С. Ученые анализировали поведение расплава, как он течет, что с ним далее происходит. А наш институт разрабатывал программное обеспечение, предоставлял расчеты и аналитику.
Этот проект во всем мире восприняли с большими уважением и радостью, поскольку побаивались проводить подобные эксперименты. Но они были необходимы для обоснования безопасности, того, что будет происходить на станции в случае расплавления активной зоны. В результате экспериментов во всех блоках ВВЭР (водо-водяных корпусных энергетических ядерных реакторах) устанавливаются ловушки для расплава топлива. В случае тяжелой аварии с плавлением активной зоны расплав подхватит специально сконструированная ловушка, в которой он останется навсегда.
– Как она устроена?
– Это корпус, соизмеримый с размером корпуса реактора, с охлаждаемыми водой стенками. Внутри находится так называемый жертвенный материал, который легко плавится и перемешивается с расплавом активной зоны, снижая температуру. Конвекция в такой жидкости, образованной жертвенным материалом и расплавом зоны, обеспечивает легкий вынос тепла из середины образования к стенкам, которые охлаждаются водой.
– Такие ловушки установлены сейчас на всех атомных станциях?
– Да, на всех отечественных атомных станциях. В мировом сообществе вкусы несколько разделились. Часть разработчиков атомных станций применяют ловушки, часть предпринимают другие меры для предотвращения выхода расплава за пределы корпуса. До сих пор идут споры, проводятся исследовательские программы, чтобы прийти к окончательному выводу. Наши французские коллеги, например, применяют ловушку на каждой станции, правда, немного другой конструкции. Американские организации и вовсе отказались от ловушек.
– А какие еще варианты существуют?
– Должен сказать, количество различных систем повышения безопасности увеличилось, а управление атомными станциями стало более совершенным. Во многом это связано с внедрением современного цифрового управления. Так, в случае аварии автоматически запускаются дополнительные системы охлаждения, которые не дают расплавиться активной зоне. Кроме того, на каждой станции постепенно улучшаются защитные оболочки. Современные оболочки содержат три слоя: железобетон, металл, железобетон. Специалисты внимательно следят за состоянием этой оболочки. При этом она способна выдержать падение большого самолета. Все это – результаты, полученные на основе научных исследований, то, что внедрено в технику, в процесс строительства, в работающие атомные станции. После аварии в Чернобыле все прочувствовали, что при работе со сложной системой атомной станции без науки никуда. Ранее необходимость исследований и экспериментов обосновать было очень сложно. Но после 1986 г. это стало гораздо легче.
В подобных оболочках активно используется так называемый преднапряженный железобетон. При строительстве атомной станции в оболочке проделывают большое количество каналов. В них прокладываются толстые стальные канаты, которые натягиваются до высокого напряжения и при повышении давления при аварии не дадут оболочке разлететься. Ясно, что жизнь не стоит на месте, металлы стареют, деформируются, а напряжение падает. В ИБРАЭ как раз занимались вопросом сохранения этой системы в работоспособном состоянии. Была создана специальная программа, которая собирает данные и обрабатывает их с помощью трехмерных термомеханических программ. В результате на панели у оператора всегда есть текущее состояние оболочки – что с ней можно сделать, что нельзя, в каком она состоянии.
– Вы упомянули тренажеры для операторов. В этой связи хочется спросить: как вы оцениваете отечественную отраслевую систему предупреждения ликвидации чрезвычайных ситуаций? Насколько важно обучать сотрудников таких объектов тому, как действовать в опасных ситуациях?
– Действительно, одной из важных областей чернобыльской работы над ошибками стало развитие системы радиационного мониторинга и аварийного реагирования. Сегодня это серьезная система в нашей стране. Сотрудники ИБРАЭ РАН приложили руку к тому, чтобы такие системы мониторинга появились в 29 регионах России. Они передают данные в региональное управление по чрезвычайным ситуациям, затем дальше вплоть до Национального центра управления кризисными ситуациями МЧС России.
Кроме этого, мы участвовали в создании отраслевой системы. На каждой станции установлено огромное количество датчиков. измеряющих радиацию, состав радионуклидов. спектр, количество в разных формах. Вокруг атомной станции в зоне наблюдения также расположено до 30 датчиков регистрации выхода радионуклидов за пределы здания станции. Вся собранная информация сразу доводится до кризисного центра «Росэнергоатома» на Ферганской улице. В случае аварийной ситуации группа оказания экстренной помощи атомным станциям (ОПАС) собирается вместе для анализа ситуации. Поскольку невозможно быстро собрать всех экспертов в одном месте, «Росэнергоатом» пошел по пути создания центров научно-технической поддержки. Один из таких центров расположен и в нашем институте. В режиме 24/7 дежурные специалисты готовы в любой момент включить компьютеры, запустить исходные данные и сосчитать, что будет через час, день, неделю.
Подобные центры созданы в «Гидропрессе», НИКИЭТ. проектных институтах и других профильных организациях – всего 14 центров научно-технической поддержки. В случае аварии каждый из них активируется для сбора и предоставления информации.
Поскольку аварии, к счастью, случаются очень редко, встает непростой вопрос: а как держать всю эту систему в живом состоянии, чтобы в нужный момент «затвор не заржавел» и «порох не просыпался»? Это удается с помощью тренировок. Несколько раз в год проводятся командно-штабные учения, один раз в год – полномасштабная тренировка на одной из атомных станций со всеми силами и средствами: пожарная служба, армия и т.д. Моделируется аварийное событие, и отрабатывается процесс принятия решений на территории станции и в кризисном центре. После завершения учений происходит разбор полетов: какие были ошибки, что необходимо подтянуть.
Кстати, недавно «Росэнергоатом» – оператор всех наших атомных станций – по рекомендации МАГАТЭ создал Консультативный совет по надзору за ядерной и радиационной безопасностью. В настоящее время я занимаю должность председателя этого совета. Мы регулярно встречаемся с генеральным директором «Росэнергоатома» и обсуждаем, что можно исправить и улучшить. Приятно, что нас слушают и стараются внедрять предложения.
– Реализуемый сегодня проект «Прорыв» как раз нацелен на обеспечение принципиально нового вида атомной энергетики, а также на безопасность. Одна из главных целей – исключить аварии, которые требуют эвакуации, а тем более отселения людей с прилегающих территорий. Как вы считаете, спустя 35 лет после аварии на ЧАЭС и десятилетие после аварии на станции «Фукусима-1» сможем ли мы реализовать цели проекта «Прорыв» и обеспечить безопасные атомные станции?
– Последнее десятилетие я активно участвую в этом проекте, потому что убежден: цель поставлена очень правильно. Конечно, создавая нечто новое, мы можем столкнуться с неудачами или осознать, что все оказалось сложнее, чем мы думали. Но мы надеемся на успех.
В стране накоплен уникальный опыт работы с реакторами на быстрых нейтронах. В свое время этим направлением занимались американские, французские и японские коллеги. Но сегодня Россия – единственная страна, которая до сих пор успешно эксплуатирует реакторы с натриевым теплоносителем на быстрых нейтронах на Белоярской атомной станции: БН-600 и БН-800. Преимущество реактора БРЕСТ в «Прорыве» состоит в том, что вместо интенсивно горящего натрия используется расплав свинца, а вся конструкция собрана в одном корпусе – и парогенератор, и насосы. В них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания или разрыва трубопровода.
Зная наши успехи в области разработки компьютерных кодов, анализа, расчета, сотрудников ИБРАЭ РАН с самого начала пригласили сопровождать этот проект. Мы разрабатываем коды нового поколения, более точные, более быстрые, и снабжаем ими конструкторов и проектантов. Прошло почти десять лет с начала этого проекта, и у нас уже наработано больше десятка сложных, точных, прецизионных кодов, аттестованных в Ростехнадзоре.
Я уверен, что проект «Прорыв» – главный атомный инновационный проект в России и в мире. И если нам удастся его реализовать, через некоторое время весь мир перейдет на быстрые реакторы. Даже главный законодатель мод в энергетике американская компания Westinghouse Electric в качестве следующего технологического направления наметила для себя создание быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем и нитридным топливом. Видимо, со здравым смыслом и научным знанием не поспоришь. Вполне возможно, что мир в скором времени пойдет по нашим стопам.