Атомное будущее европы
Европейская организация SNETP задает стратегические приоритеты развития атомной энергетики, координируя исследования и разработки, которые ведутся в разных странах ЕС, — словом, не хуже карты описывает дороги, по которым Европа идет в будущее. Мы покажем, как устроена организация, и подробно рассмотрим три приоритетных направления ядерных R&D под эгидой SNETP.
Технологическая платформа по устойчивой атомной энергетике (Sustainable Nuclear Energy Technology Platform, SNETP) — официально единственная в Европе платформа развития атомной энергетики. Это своего рода зонтичная организация, горизонтальное объединение более ста участников отрасли, среди которых организации технической безопасности, а также академические и исследовательские учреждения с общими взглядами на перспективу атомных исследований и разработок.
SNETP была создана в сентябре 2007 года для улучшения координации исследовательской деятельности в сфере ядерной энергетики. SNETP задает стратегические приоритеты внедрения новых технологий в согласии с общим контекстом европейской электрогенерации.
Вписать стратегии развития атомных систем в пеструю ткань европейской энергетики — задача нелегкая. Ведь Евросоюз — это 28 стран с разным климатом, у каждой — своя история, свои возможности, свои источники энергии, своя национальная энергополитика; и у всех без исключения — легион общественных проблем.
Тем не менее разработчики SNETP попытались согласовать общеевропейское видение программ R&D ближайших десятилетий так, чтобы ядерные системы не отрывались от развития других, неядерных источников электроэнергии. По каждому из основных направлений SNETP продвигаются собственные проекты R&D, выполняемые различными командами с различными источниками финансирования.
Приоритетные программы SNETP описывает в так называемой стратегии развертывания, первая версия которой была выпущена в 2010 году. А в январе 2016 года SNETP опубликовала апдейт этого документа.
Все участники SNETP сошлись в том, что исследования и разработки следует вести по трем опорным направлениям: поддержание безопасности и конкурентоспособности существующих технологий, развитие нового поколения более устойчивых реакторных технологий, а также поиск новых применений атомной энергии.
SNETP была создана в сентябре 2007 года для улучшения координации исследовательской деятельности в сфере ядерной энергетики. SNETP задает стратегические приоритеты внедрения новых технологий в согласии с общим контекстом европейской электрогенерации.
Вписать стратегии развития атомных систем в пеструю ткань европейской энергетики — задача нелегкая. Ведь Евросоюз — это 28 стран с разным климатом, у каждой — своя история, свои возможности, свои источники энергии, своя национальная энергополитика; и у всех без исключения — легион общественных проблем.
Тем не менее разработчики SNETP попытались согласовать общеевропейское видение программ R&D ближайших десятилетий так, чтобы ядерные системы не отрывались от развития других, неядерных источников электроэнергии. По каждому из основных направлений SNETP продвигаются собственные проекты R&D, выполняемые различными командами с различными источниками финансирования.
Приоритетные программы SNETP описывает в так называемой стратегии развертывания, первая версия которой была выпущена в 2010 году. А в январе 2016 года SNETP опубликовала апдейт этого документа.
Все участники SNETP сошлись в том, что исследования и разработки следует вести по трем опорным направлениям: поддержание безопасности и конкурентоспособности существующих технологий, развитие нового поколения более устойчивых реакторных технологий, а также поиск новых применений атомной энергии.
ИСХОДЯ ИЗ ЭТОГО ОСНОВНЫЕ R&D НАПРАВЛЕНЫ НА:
• развитие легководных реакторов II и III поколений; соответствующие исследования ведутся под эгидой ассоциации NUGENIA (Nuclear Generation II&III Association);
• разработку реакторов на быстрых нейтронах, а также необходимой для них инфраструктуры; этим занимается ESNII (European Sustainable Nuclear Industrial Initiative — Европейская инициатива в области устойчивой атомной промышленности);
• комбинированное производство (когенерацию) тепловой и электрической энергии на атомных электростанциях; курирует это направление NC2I (Nuclear Cogeneration Industrial Initiative — Промышленная инициатива по ядерной когенерации).
Все эти опорные направления интегрированы в программу исследований и разработок SNETP. Они нашли отражение и в структуре SNETP, объединяющей по горизонтали европейские атомные исследования и разработки. А весь набор проектов R&D приведен в соответствие с целями программы Нorizon 2020 по атомной энергетике — все эти программы приемлемы для конкурсов заявок на финансирование в рамках Нorizon 2020.
Для оптимизации R&D с точки зрения временных и финансовых затрат SNETP поощряет взаимодействие основных направлений по общим для них элементам: это базовая технология, методы компьютерных программ и исследовательская инфраструктура. В то же время поддержка Horizon 2020 поможет сообществу исследователей нарастить способность продвигать разработку новых и/или инновационных технологий.
Для оптимизации R&D с точки зрения временных и финансовых затрат SNETP поощряет взаимодействие основных направлений по общим для них элементам: это базовая технология, методы компьютерных программ и исследовательская инфраструктура. В то же время поддержка Horizon 2020 поможет сообществу исследователей нарастить способность продвигать разработку новых и/или инновационных технологий.
ТРИ КИТА SNETP
Долгосрочная устойчивость атомной энергетики, гласят положения SNETP, будет обеспечиваться IV поколением реакторов на быстрых нейтронах и замыканием топливного цикла (частичным или полным), минимизацией ядерных отходов, а также базироваться на трансмутации ОЯТ и РАО. Это потребует большой программы R&D для поддержки строительства реакторов (прототипов, исследовательских структур, демонстраторов) и связанных с ними предприятий топливного цикла.
Промышленного внедрения в Европе реакторов IV поколения не предвидится до 2050 года; вероятно, оно будет происходить постепенно и медленно, чтобы к концу столетия выжать максимум знаний и опыта из эксплуатации прототипов. Назовем еще один фактор, сдерживающий развитие реакторов на быстрых нейтронах: топливо. Придется построить несколько заводов по его производству и переработке.
И, конечно, когенерация — ее вклад в низкоуглеродное производство технологического тепла будет просто неоценим. Но для начала следует продемонстрировать осуществимость этих планов, построив прототип реактора IV поколения, в идеале — высокотемпературного газоохлаждаемого, соединенный с существующей сетью распределения промышленного пара.
Необходима также масштабная оптимизация топливного цикла и системы обращения с ОЯТ и РАО.
Новое атомное строительство — разговор отдельный и нелегкий. Инвестиции в него в Европе возобновились после примерно десятилетнего перерыва. По сути сегодня приходится заново создавать производственно-логистические цепочки. Это утверждение верно и для опытных установок — прототипов, и для головных, еще не серийных, реакторов (First Of A Kind reactor, FOAK).
Для них действуют самые жесткие нормативно-правовые ограничения. И все уроки, извлеченные из проектов FOAK, производители в теории должны учитывать, дабы научиться справляться с задачей в срок и без превышений бюджета.
Эти прекрасные планы требуют объемных и хорошо скоординированных программ R&D. Посмотрим, что будет реализовано в рамках SNETP в ближайшие десятилетия и что стоит за каждой из трех вышеперечисленных аббревиатур.
Долгосрочная устойчивость атомной энергетики, гласят положения SNETP, будет обеспечиваться IV поколением реакторов на быстрых нейтронах и замыканием топливного цикла (частичным или полным), минимизацией ядерных отходов, а также базироваться на трансмутации ОЯТ и РАО. Это потребует большой программы R&D для поддержки строительства реакторов (прототипов, исследовательских структур, демонстраторов) и связанных с ними предприятий топливного цикла.
Промышленного внедрения в Европе реакторов IV поколения не предвидится до 2050 года; вероятно, оно будет происходить постепенно и медленно, чтобы к концу столетия выжать максимум знаний и опыта из эксплуатации прототипов. Назовем еще один фактор, сдерживающий развитие реакторов на быстрых нейтронах: топливо. Придется построить несколько заводов по его производству и переработке.
И, конечно, когенерация — ее вклад в низкоуглеродное производство технологического тепла будет просто неоценим. Но для начала следует продемонстрировать осуществимость этих планов, построив прототип реактора IV поколения, в идеале — высокотемпературного газоохлаждаемого, соединенный с существующей сетью распределения промышленного пара.
Необходима также масштабная оптимизация топливного цикла и системы обращения с ОЯТ и РАО.
Новое атомное строительство — разговор отдельный и нелегкий. Инвестиции в него в Европе возобновились после примерно десятилетнего перерыва. По сути сегодня приходится заново создавать производственно-логистические цепочки. Это утверждение верно и для опытных установок — прототипов, и для головных, еще не серийных, реакторов (First Of A Kind reactor, FOAK).
Для них действуют самые жесткие нормативно-правовые ограничения. И все уроки, извлеченные из проектов FOAK, производители в теории должны учитывать, дабы научиться справляться с задачей в срок и без превышений бюджета.
Эти прекрасные планы требуют объемных и хорошо скоординированных программ R&D. Посмотрим, что будет реализовано в рамках SNETP в ближайшие десятилетия и что стоит за каждой из трех вышеперечисленных аббревиатур.
NUGENIA: «НА ВТОРОЙ — ТРЕТИЙ РАССЧИТАЙСЬ!»
NUGENIA — некоммерческая ассоциация, созданная в соответствии с бельгийским законодательством, которая начала свою деятельность в декабре 2012 года и по предписанию SNETP курирует исследования легководных реакторов II и III поколений, новопостроенных и давно находящихся в эксплуатации. NUGENIA выступает организатором легиона проектов R&D, от краткосрочных до долгосрочных.
Краткосрочные в основном сосредоточены на исследованиях, связанных с эксплуатацией, и часто финансируются в натуральной форме (в виде товаров, работ или услуг. — Прим. ред.). Необходимость реализации проектов средне- и долгосрочного применения может быть продиктована множеством причин — к примеру, в среднесрочном проекте выявлен пробел, который нужно заполнить, либо появляются новые регуляторные требования. При необходимости гармонизации или разработки инновационной технологии также возникает спрос на участие ЕС.
Портфель совместных исследований и разработок программы NUGENIA эквивалентен почти 80 млн евро: 40 % поступило из Еврокомиссии и 60 % — из национальных и отраслевых программ. Проекты реализуются индустрией, исследовательскими организациями или организациями технической безопасности через собственные, национальные программы или европейские конкурсы.
С целью помощи проектам исследований и разработок создана Открытая инновационная платформа NUGENIA: проектные идеи размещают в разделе соответствующей технической области, над ними могут работать и другие потенциальные участники. Затем проект проходит через исполнительный комитет NUGENIA и начинается его финансирование по различным схемам.
Вложения организации в R&D для поддержки II–III поколений до 2020 года составят около 400 млн евро. Для сравнения: общая стоимость разработок на 2015–2030 годы в рамках NUGENIA оценивается в 5–10 млрд евро, которые предоставит, в основном, отрасль.
В NUGENIA трехуровневая структура управления: общее собрание, исполнительный комитет и восемь технических направлений, которые нас интересуют прежде всего.
Исследовательская программа NUGENIA создавалась на ближайшие 20–25 лет как набор из восьми технических комплексов, которые охватывают все вопросы, связанные с эксплуатацией реакторов поколений II–III, в том числе повышение их безопасности и производительности.
NUGENIA — некоммерческая ассоциация, созданная в соответствии с бельгийским законодательством, которая начала свою деятельность в декабре 2012 года и по предписанию SNETP курирует исследования легководных реакторов II и III поколений, новопостроенных и давно находящихся в эксплуатации. NUGENIA выступает организатором легиона проектов R&D, от краткосрочных до долгосрочных.
Краткосрочные в основном сосредоточены на исследованиях, связанных с эксплуатацией, и часто финансируются в натуральной форме (в виде товаров, работ или услуг. — Прим. ред.). Необходимость реализации проектов средне- и долгосрочного применения может быть продиктована множеством причин — к примеру, в среднесрочном проекте выявлен пробел, который нужно заполнить, либо появляются новые регуляторные требования. При необходимости гармонизации или разработки инновационной технологии также возникает спрос на участие ЕС.
Портфель совместных исследований и разработок программы NUGENIA эквивалентен почти 80 млн евро: 40 % поступило из Еврокомиссии и 60 % — из национальных и отраслевых программ. Проекты реализуются индустрией, исследовательскими организациями или организациями технической безопасности через собственные, национальные программы или европейские конкурсы.
С целью помощи проектам исследований и разработок создана Открытая инновационная платформа NUGENIA: проектные идеи размещают в разделе соответствующей технической области, над ними могут работать и другие потенциальные участники. Затем проект проходит через исполнительный комитет NUGENIA и начинается его финансирование по различным схемам.
Вложения организации в R&D для поддержки II–III поколений до 2020 года составят около 400 млн евро. Для сравнения: общая стоимость разработок на 2015–2030 годы в рамках NUGENIA оценивается в 5–10 млрд евро, которые предоставит, в основном, отрасль.
В NUGENIA трехуровневая структура управления: общее собрание, исполнительный комитет и восемь технических направлений, которые нас интересуют прежде всего.
Исследовательская программа NUGENIA создавалась на ближайшие 20–25 лет как набор из восьми технических комплексов, которые охватывают все вопросы, связанные с эксплуатацией реакторов поколений II–III, в том числе повышение их безопасности и производительности.
ВОСЕМЬ ТЕХНИЧЕСКИХ КОМПЛЕКСОВ NUGENIA ТАКОВЫ:
• оценка безопасности и рисков реактора;
• тяжелые аварии;
• тяжелые аварии;
• улучшение технико-экономических характеристик работы реактора;
• оценка целостности систем, конструкций и компонентов;
• оценка целостности систем, конструкций и компонентов;
• разработка топлива, переработка отходов и вывод ядерных установок из эксплуатации;
• инновационные проекты и технологии легководных реакторов;
• инновационные проекты и технологии легководных реакторов;
• гармонизация в сфере регулирования, сооружения и эксплуатации реакторных установок;
• эксплуатационный надзор и неразрушающий контроль.
• эксплуатационный надзор и неразрушающий контроль.
В докладе SNETP также подробно описаны эти комплексы и направления R&D по каждому из них.
Оценка безопасности и рисков АЭС — задача жизненной важности, это необходимое условие лицензирования станции, ее запуска и безопасной эксплуатации. Здесь нужен свежий подход с применением консервативного детерминистического анализа нестационарных процессов и аварий вплоть до максимальной проектной аварии (DBA), документированный в стандартном отчете по обоснованию безопасности АЭС.
Этот подход распространяется на вероятностную оценку риска и внешних угроз, анализ надежности человеческого фактора, применение методологии наилучшего расчета к анализу безопасности, анализ расширенной проектной аварии.
В настоящее время решаются задачи перехода от одномерного к трехмерному моделированию, сопряжения системы термогидравлических характеристик с физикой ядра и/или с вычислительной динамикой жидкости и газа. Объединение детерминистического и вероятностного методов — еще одно многообещающее направление в оценке безопасности АЭС.
Исследования и инновации NUGENIA в области безопасности сосредоточены на изучении влияния внешних нагрузок и угроз, повреждений электросетей, человеческих ошибок на функции обеспечения безопасности и оценку надежности; на внедрении продвинутых методологий оценки безопасности; на совершенствовании проектов систем безопасности реакторов.
Направление «тяжелые аварии» посвящено шести задачам R&D. Первые три непосредственно связаны с процессами ограничения последствий возможной аварии. Это повышение эффективности охлаждения активной зоны при нарушении характеристик ядерного реактора; сохранение целостности защитной оболочки; уменьшение радиоактивности выброса в окружающую среду.
Ведутся также исследования, направленные на снижение разброса в оценке влияния тяжелых аварий на окружающую среду; ученые пытаются смоделировать полный сценарий такой аварии, повысить готовность персонала к чрезвычайной ситуации и реагированию на нее.
В рамках R&D по тяжелым авариям разрабатываются следующие направления: расплав материалов конструктивных элементов активной зоны как внутри корпуса реактора, так и вне его; возможность охлаждения реактора в случае его разрушения; поведение защитной оболочки в аварийных ситуациях; характеристики выброса [радиации]; влияние тяжелой аварии на окружающую среду и руководство в условиях чрезвычайной ситуации; различные сценарии протекания аварийных процессов.
Оценка безопасности и рисков АЭС — задача жизненной важности, это необходимое условие лицензирования станции, ее запуска и безопасной эксплуатации. Здесь нужен свежий подход с применением консервативного детерминистического анализа нестационарных процессов и аварий вплоть до максимальной проектной аварии (DBA), документированный в стандартном отчете по обоснованию безопасности АЭС.
Этот подход распространяется на вероятностную оценку риска и внешних угроз, анализ надежности человеческого фактора, применение методологии наилучшего расчета к анализу безопасности, анализ расширенной проектной аварии.
В настоящее время решаются задачи перехода от одномерного к трехмерному моделированию, сопряжения системы термогидравлических характеристик с физикой ядра и/или с вычислительной динамикой жидкости и газа. Объединение детерминистического и вероятностного методов — еще одно многообещающее направление в оценке безопасности АЭС.
Исследования и инновации NUGENIA в области безопасности сосредоточены на изучении влияния внешних нагрузок и угроз, повреждений электросетей, человеческих ошибок на функции обеспечения безопасности и оценку надежности; на внедрении продвинутых методологий оценки безопасности; на совершенствовании проектов систем безопасности реакторов.
Направление «тяжелые аварии» посвящено шести задачам R&D. Первые три непосредственно связаны с процессами ограничения последствий возможной аварии. Это повышение эффективности охлаждения активной зоны при нарушении характеристик ядерного реактора; сохранение целостности защитной оболочки; уменьшение радиоактивности выброса в окружающую среду.
Ведутся также исследования, направленные на снижение разброса в оценке влияния тяжелых аварий на окружающую среду; ученые пытаются смоделировать полный сценарий такой аварии, повысить готовность персонала к чрезвычайной ситуации и реагированию на нее.
В рамках R&D по тяжелым авариям разрабатываются следующие направления: расплав материалов конструктивных элементов активной зоны как внутри корпуса реактора, так и вне его; возможность охлаждения реактора в случае его разрушения; поведение защитной оболочки в аварийных ситуациях; характеристики выброса [радиации]; влияние тяжелой аварии на окружающую среду и руководство в условиях чрезвычайной ситуации; различные сценарии протекания аварийных процессов.
Комплекс «улучшение технико- экономических характеристик работы реактора» направлен на сведение к минимуму радиационных воздействий на персонал; охрану окружающей среды и населения во время нормальной работы реактора, включая периоды остановов, топливных перегрузок, нештатных и аварийных ситуаций, за исключением тяжелых аварий.
В нем рассматривается тематика R&D по физике ядра и эксплуатации реактора: стратегия перегрузки реактора, эксплуатация и управление, контроль воздействия выбросов АЭС на окружающую среду и человека, химические процессы и радиация.
Частные задачи исследований и инноваций в этом направлении следующие: улучшение экономических показателей эксплуатации; интеграция продвинутых цифровых технологий и решений по кибербезопасности; усовершенствование инструментов моделирования управления, а также контроля, измерений и наблюдения за активной зоной; управление водно-химическим режимом и низкоактивными отходами; защита от радиации.
В техническом комплексе «оценка целостности систем» рассматриваются все виды материалов, используемых при изготовлении компонентов АЭС: металл, бетон, полимеры; а также измерительные приборы; факторы истории несения нагрузки; контроль образования трещин; обработка остаточных напряжений (термальных и после сварки).
Для бесперебойного управления жизненным циклом АЭС важно понимать и моделировать основные механизмы старения всех систем, конструкций и компонентов (СКК). Речь идет о разработке мер для подтверждения целостности СКК на основе норм и стандартов, а также научного знания механизмов старения.
В рамках вышеперечисленных исследований ведутся работы по обновлению расчетных кривых, использованию продвинутых инструментов и передового опыта (оценка целостности), применяются новые методы моделирования взаимодействия жидкости с твердыми структурами (описание нагрузок); ученые стремятся к углубленному пониманию механизмов старения в конкретных средах (характеристики материалов и старение).
Ведется разработка единых для ЕС методов и процедур управления техническим старением, а также конкретных и хорошо контролируемых стандартных методов (например, тесты на малых образцах) для оценки поведения материалов при воздействии конкретных механизмов деградации.
Поведение ядерного топлива — один из главных факторов безопасной и экономичной эксплуатации АЭС. Его изучение — предмет топливных R&D, которые в основном развернуты вокруг новых проектов реакторов, требований к безопасности, увеличения обогащения, повторного использования актинидов, увеличения КИУМ, топливной кампании и коэффициента выгорания.
Вопросы, связанные с ОЯТ и РАО, уже достаточно хорошо изучены, однако все еще имеют колоссальный потенциал. К тому же вскоре резко возрастет число ядерных установок, выбывающих из эксплуатации. Поэтому необходима разработка дистанционных методов демонтажа и подходов к минимизации дозы, а также надежных методов повторного использования и возвращения в оборот габаритных материалов при минимальном воздействии на окружающую среду.
Смысл технического комплекса № 5 — в совершенствовании надежной и экономичной эксплуатации АЭС, в основном за счет увеличения запаса надежности топлива; снижения эксплуатационных затрат реактора, в том числе на топливо; минимизации объема и/или радиотоксичности ОЯТ; возвращения в оборот накопленных отходов (уран, плутоний и младшие актиниды, которые не были извлечены прежде); увеличении надежности; повышении устойчивости к распространению.
Частные задачи: разработка топлива для существующих, усовершенствованных и инновационных проектов реакторов; изучение механизмов поведения топлива и создание компьютерных программ для обычных и нештатных ситуаций; обращение с топливом, его перевозка и промежуточное хранение; обращение с РАО и ОЯТ; вывод из эксплуатации и демонтаж.
Разработки в комплексе «инновационные проекты и технологии легководных реакторов» акцентированы на характеристиках материалов. Для производства инновационных материалов с несколькими функциональными возможностями (многослойными, композитными) и доработанными свойствами (технология поверхностей) важны передовые и прорывные технологии в сфере обработки материалов.
Также будет исследовано изготовление ядерных компонентов с повышенной устойчивостью к более жестким условиям окружающей среды (например, новым металлургическим процессам) и/или отвечающих новым требованиям (например, компактных компонентов для малых модульных реакторов).
Внедрение новых технологий в промышленном масштабе — процесс небыстрый. Поэтому он будет идти поэтапно. На первом этапе будут предложены эволюционные технологии для применения в среднесрочной перспективе; второй этап будет посвящен разработке новых проектов легководных реакторов, которые, как ожидается, будут готовы к коммерческой эксплуатации в течение 15– 20 лет; на третьем будет вестись подготовка прорывных технологий на дальнюю перспективу.
Частные задачи в этом направлении следующие: инновационные технологии проектирования и строительства компонентов реакторов; инновационные концепции легководных реакторов (малых модульных, с высоким коэффициентом воспроизводства); новые подходы к безопасности легководных реакторов; ключевые факторы развертывания инновационных легководных реакторов; движущие силы восприятия нового строительства обществом.
Гармонизация — сквозная тема, направленная на установление передовых практик, норм и стандартов, регулирующих требования к ядерной безопасности, процедуры и методы оценки безопасности, а также процессы изготовления, проверки и эксплуатации систем и компонентов. NUGENIA с целью содействия безопасной и эффективной эксплуатации ядерных установок должна обеспечить научные и технические основы европейской гармонизации для выработки ее эффективных критериев.
Технический надзор в процессе эксплуатации, оценка и неразрушающий контроль — в этот комплекс интегрирована Европейская сеть инспекции и сертификации (ENIQ). Темы исследований и инноваций: оценка систем надзора, риск и риск-ориентированный надзор в процессе эксплуатации; органы оценки качества контроля, обеспечивающие обмен информацией и опытом.
В нем рассматривается тематика R&D по физике ядра и эксплуатации реактора: стратегия перегрузки реактора, эксплуатация и управление, контроль воздействия выбросов АЭС на окружающую среду и человека, химические процессы и радиация.
Частные задачи исследований и инноваций в этом направлении следующие: улучшение экономических показателей эксплуатации; интеграция продвинутых цифровых технологий и решений по кибербезопасности; усовершенствование инструментов моделирования управления, а также контроля, измерений и наблюдения за активной зоной; управление водно-химическим режимом и низкоактивными отходами; защита от радиации.
В техническом комплексе «оценка целостности систем» рассматриваются все виды материалов, используемых при изготовлении компонентов АЭС: металл, бетон, полимеры; а также измерительные приборы; факторы истории несения нагрузки; контроль образования трещин; обработка остаточных напряжений (термальных и после сварки).
Для бесперебойного управления жизненным циклом АЭС важно понимать и моделировать основные механизмы старения всех систем, конструкций и компонентов (СКК). Речь идет о разработке мер для подтверждения целостности СКК на основе норм и стандартов, а также научного знания механизмов старения.
В рамках вышеперечисленных исследований ведутся работы по обновлению расчетных кривых, использованию продвинутых инструментов и передового опыта (оценка целостности), применяются новые методы моделирования взаимодействия жидкости с твердыми структурами (описание нагрузок); ученые стремятся к углубленному пониманию механизмов старения в конкретных средах (характеристики материалов и старение).
Ведется разработка единых для ЕС методов и процедур управления техническим старением, а также конкретных и хорошо контролируемых стандартных методов (например, тесты на малых образцах) для оценки поведения материалов при воздействии конкретных механизмов деградации.
Поведение ядерного топлива — один из главных факторов безопасной и экономичной эксплуатации АЭС. Его изучение — предмет топливных R&D, которые в основном развернуты вокруг новых проектов реакторов, требований к безопасности, увеличения обогащения, повторного использования актинидов, увеличения КИУМ, топливной кампании и коэффициента выгорания.
Вопросы, связанные с ОЯТ и РАО, уже достаточно хорошо изучены, однако все еще имеют колоссальный потенциал. К тому же вскоре резко возрастет число ядерных установок, выбывающих из эксплуатации. Поэтому необходима разработка дистанционных методов демонтажа и подходов к минимизации дозы, а также надежных методов повторного использования и возвращения в оборот габаритных материалов при минимальном воздействии на окружающую среду.
Смысл технического комплекса № 5 — в совершенствовании надежной и экономичной эксплуатации АЭС, в основном за счет увеличения запаса надежности топлива; снижения эксплуатационных затрат реактора, в том числе на топливо; минимизации объема и/или радиотоксичности ОЯТ; возвращения в оборот накопленных отходов (уран, плутоний и младшие актиниды, которые не были извлечены прежде); увеличении надежности; повышении устойчивости к распространению.
Частные задачи: разработка топлива для существующих, усовершенствованных и инновационных проектов реакторов; изучение механизмов поведения топлива и создание компьютерных программ для обычных и нештатных ситуаций; обращение с топливом, его перевозка и промежуточное хранение; обращение с РАО и ОЯТ; вывод из эксплуатации и демонтаж.
Разработки в комплексе «инновационные проекты и технологии легководных реакторов» акцентированы на характеристиках материалов. Для производства инновационных материалов с несколькими функциональными возможностями (многослойными, композитными) и доработанными свойствами (технология поверхностей) важны передовые и прорывные технологии в сфере обработки материалов.
Также будет исследовано изготовление ядерных компонентов с повышенной устойчивостью к более жестким условиям окружающей среды (например, новым металлургическим процессам) и/или отвечающих новым требованиям (например, компактных компонентов для малых модульных реакторов).
Внедрение новых технологий в промышленном масштабе — процесс небыстрый. Поэтому он будет идти поэтапно. На первом этапе будут предложены эволюционные технологии для применения в среднесрочной перспективе; второй этап будет посвящен разработке новых проектов легководных реакторов, которые, как ожидается, будут готовы к коммерческой эксплуатации в течение 15– 20 лет; на третьем будет вестись подготовка прорывных технологий на дальнюю перспективу.
Частные задачи в этом направлении следующие: инновационные технологии проектирования и строительства компонентов реакторов; инновационные концепции легководных реакторов (малых модульных, с высоким коэффициентом воспроизводства); новые подходы к безопасности легководных реакторов; ключевые факторы развертывания инновационных легководных реакторов; движущие силы восприятия нового строительства обществом.
Гармонизация — сквозная тема, направленная на установление передовых практик, норм и стандартов, регулирующих требования к ядерной безопасности, процедуры и методы оценки безопасности, а также процессы изготовления, проверки и эксплуатации систем и компонентов. NUGENIA с целью содействия безопасной и эффективной эксплуатации ядерных установок должна обеспечить научные и технические основы европейской гармонизации для выработки ее эффективных критериев.
Технический надзор в процессе эксплуатации, оценка и неразрушающий контроль — в этот комплекс интегрирована Европейская сеть инспекции и сертификации (ENIQ). Темы исследований и инноваций: оценка систем надзора, риск и риск-ориентированный надзор в процессе эксплуатации; органы оценки качества контроля, обеспечивающие обмен информацией и опытом.
ESNII: НЕБЫСТРЫЙ БЫСТРОГО ВЕЗЕТ
Область задач ESNII — реакторы на быстрых нейтронах IV поколения; фокус внимания и первый стратегический приоритет — быстрые реакторы с натриевым или свинцовым теплоносителем, а также газоохлаждаемые РУ и управляемые ускорителями электроядерные системы ADS. В составе ESNII 27 участников: половина — из промышленности, вторая — из исследовательских организаций. У ESNII двухуровневая система управления: целевые группы и исполнительный комитет.
Эта организация преследует четкую цель: содействовать строительству исследовательских центров, демонстрационных установок и прототипов быстрых реакторов. Также востребованы базовые технологические разработки — при условии, что они подкрепляют проектирование, лицензирование, строительство и ввод в эксплуатацию вышеназванных инфраструктурных проектов. Большинство проектов являются частью национальных программ и представлены на финансирование ЕС.
По документам, цель ESNII — поддержание европейского лидерства в технологии быстрых реакторов. Сегодня эти проекты реализуются разными консорциумами и находятся на разных этапах.
Проект ASTRID ведет консорциум из 14 промышленных партнеров: Areva, EDF, Alstom, COMEX Nucleaire, Toshiba, Bouygues, Rolls Royce, Jacobs, Airbus, Alcen/Seiv, Velan, MHI/ MFBR, Technetics Group France, ECM Technologies; возглавляет разработки французская СЕА. Партнеры участвуют в проекте деньгами и взносами в натуральной форме. Следует отметить весьма существенный вклад японских METI, JAEA и MHI.
Проект MYRRHA реализуется на площадке бельгийского института SCK•CEN; в нем участвует консорциум компаний Японии и ЕС. Для реализации проекта ALFRED компании ICN, Ansaldo Nuclear, ENEA и CV-Rez сформировали консорциум FALCON. В рамках проекта ALLEGRO был сделан первый шаг — создание Центра передовых технологий GFR с пятью партнерами (MTAEK, UJV, VUJE, CEA, NCBJ).
Проекты R&D, направленные на строительство прототипов, поддерживаются в основном национальными программами; отрасль считает своим долгом вносить вклад натурой, а также финансировать национальные лабораторные программы R&D.
Объем статьи не позволяет представить сведения о направлениях исследований и разработок по этим проектам. Рассказ об одних лишь разработках по проекту ASTRID займет несколько страниц. Поэтому ограничимся кратким перечислением основных тезисов.
Область задач ESNII — реакторы на быстрых нейтронах IV поколения; фокус внимания и первый стратегический приоритет — быстрые реакторы с натриевым или свинцовым теплоносителем, а также газоохлаждаемые РУ и управляемые ускорителями электроядерные системы ADS. В составе ESNII 27 участников: половина — из промышленности, вторая — из исследовательских организаций. У ESNII двухуровневая система управления: целевые группы и исполнительный комитет.
Эта организация преследует четкую цель: содействовать строительству исследовательских центров, демонстрационных установок и прототипов быстрых реакторов. Также востребованы базовые технологические разработки — при условии, что они подкрепляют проектирование, лицензирование, строительство и ввод в эксплуатацию вышеназванных инфраструктурных проектов. Большинство проектов являются частью национальных программ и представлены на финансирование ЕС.
По документам, цель ESNII — поддержание европейского лидерства в технологии быстрых реакторов. Сегодня эти проекты реализуются разными консорциумами и находятся на разных этапах.
Проект ASTRID ведет консорциум из 14 промышленных партнеров: Areva, EDF, Alstom, COMEX Nucleaire, Toshiba, Bouygues, Rolls Royce, Jacobs, Airbus, Alcen/Seiv, Velan, MHI/ MFBR, Technetics Group France, ECM Technologies; возглавляет разработки французская СЕА. Партнеры участвуют в проекте деньгами и взносами в натуральной форме. Следует отметить весьма существенный вклад японских METI, JAEA и MHI.
Проект MYRRHA реализуется на площадке бельгийского института SCK•CEN; в нем участвует консорциум компаний Японии и ЕС. Для реализации проекта ALFRED компании ICN, Ansaldo Nuclear, ENEA и CV-Rez сформировали консорциум FALCON. В рамках проекта ALLEGRO был сделан первый шаг — создание Центра передовых технологий GFR с пятью партнерами (MTAEK, UJV, VUJE, CEA, NCBJ).
Проекты R&D, направленные на строительство прототипов, поддерживаются в основном национальными программами; отрасль считает своим долгом вносить вклад натурой, а также финансировать национальные лабораторные программы R&D.
Объем статьи не позволяет представить сведения о направлениях исследований и разработок по этим проектам. Рассказ об одних лишь разработках по проекту ASTRID займет несколько страниц. Поэтому ограничимся кратким перечислением основных тезисов.
ЗАДАЧИ В РАМКАХ ПЕРВОГО ПРИОРИТЕТА ESNII СЛЕДУЮЩИЕ:
• спроектировать, лицензировать, построить прототип ASTRID (с натриевым охлаждением) и исследовательский MYRRHA (с теплоносителем из свинцово-висмутового сплава), начать их ввод в эксплуатацию в 2025–2030 годах;
• провести необходимые исследования, разработки и проектирование реактора ALFRED со свинцовым теплоносителем, чтобы начать его строительство до 2030 года;
• провести технико-экономическое обоснование газоохлаждаемого реактора ALLEGRO.
Второй стратегический приоритет в рамках ESNII заключается в разработке топливных технологий нового поколения.
ОСНОВНЫЕ ЦЕЛИ ПРИ ЭТОМ СЛЕДУЮЩИЕ:
• построить завод по производству МОХ-топлива в виде таблеток для реактора на быстрых нейтронах;
• построить завод по переработке топлива;
• создать специальное производство для трансмутации РАО и ОЯТ.
NC2I: КООПЕРАЦИЯ ДЛЯ КОГЕНЕРАЦИИ
Задачи целевой группы NC2I (12 участников и ассоциированная бизнес-группа) — атомная генерация и когенерация технологического тепла. В NC2I двухуровневая система управления: целевая группа и исполнительный комитет. Большинство проектов NC2I — часть национальных программ, и, в ожидании более ощутимой поддержки со стороны промышленности, инициированы ходатайства об их финансировании со стороны ЕС.
Стратегия NC2I направлена на максимально быстрое внедрение ядерной когенерации на рынок. Такая стратегия должна быть основана на проверенных технологиях, минимизировать R&D-усилия и технологические риски, а также принимать во внимание необходимость создания международных партнерств с целью ускорения развития и распределения рисков.
Для Европы лучший вариант когенерации на АЭС — реактор малой либо средней мощности. Для быстрого и успешного развертывания в Европе ядерной когенерации на ближайшие 10 лет выбран демонстрационный высокотемпературный реактор, использующий довольно зрелую и испытанную технологию.
Температура на выходе будет примерно 750 °C. Следующим шагом станет сверхвысокотемпературный реактор. Он будет проектироваться для возможных направлений применения тепла, которые потребуют еще более высоких температур. Остаются нерешенными несколько технических проблем ВТГР. Их можно разделить в соответствии с ожидаемой температурой на выходе: высокой или сверхвысокой.
Задачи целевой группы NC2I (12 участников и ассоциированная бизнес-группа) — атомная генерация и когенерация технологического тепла. В NC2I двухуровневая система управления: целевая группа и исполнительный комитет. Большинство проектов NC2I — часть национальных программ, и, в ожидании более ощутимой поддержки со стороны промышленности, инициированы ходатайства об их финансировании со стороны ЕС.
Стратегия NC2I направлена на максимально быстрое внедрение ядерной когенерации на рынок. Такая стратегия должна быть основана на проверенных технологиях, минимизировать R&D-усилия и технологические риски, а также принимать во внимание необходимость создания международных партнерств с целью ускорения развития и распределения рисков.
Для Европы лучший вариант когенерации на АЭС — реактор малой либо средней мощности. Для быстрого и успешного развертывания в Европе ядерной когенерации на ближайшие 10 лет выбран демонстрационный высокотемпературный реактор, использующий довольно зрелую и испытанную технологию.
Температура на выходе будет примерно 750 °C. Следующим шагом станет сверхвысокотемпературный реактор. Он будет проектироваться для возможных направлений применения тепла, которые потребуют еще более высоких температур. Остаются нерешенными несколько технических проблем ВТГР. Их можно разделить в соответствии с ожидаемой температурой на выходе: высокой или сверхвысокой.
СПРАВКА
Сегодня во многих странах разработки реакторов поколения IV ведутся на национальном уровне. Во Франции это ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), в Индии — PFBR (Prototype Fast Breeder Reactor), а в России на этапе энергетического пуска БН-800. В то же время Бельгия выбрала электроядерную систему ADS (Accelerator Driven System); частью ее разработки стало строительство исследовательской установки MYRRHA.
В качестве альтернативы натриевой технологии быстрых реакторов IV поколения рассматривается реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Для строительства опытного реактора ALFRED выбрали Румынию. Также в поддержку этой технологии в Европе ведутся обширные исследования и разработки, а в России разрабатывают реактор БРЕСТ-300. Более долгосрочная альтернатива четвертому поколению — газоохлаждаемые реакторы. В качестве промежуточной цели создается небольшой опытный реактор ALLEGRO.
Порядок сумм, выделяемых на государственном уровне на исследования, таков. В 2010 году французское законодательство внедрило многолетний бюджет для программы ASTRID: для проведения R&D и предпроектной проработки, включая развитие связанных с этим исследовательских центров, проект получал 650 млн евро. Федеральное правительство Бельгии 5 марта 2010 года поддержало MYRRHA вкладом в объеме 40 % от общих инвестиций в проект, оцененный в 960 млн евро. Для первого этапа работ
В качестве альтернативы натриевой технологии быстрых реакторов IV поколения рассматривается реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Для строительства опытного реактора ALFRED выбрали Румынию. Также в поддержку этой технологии в Европе ведутся обширные исследования и разработки, а в России разрабатывают реактор БРЕСТ-300. Более долгосрочная альтернатива четвертому поколению — газоохлаждаемые реакторы. В качестве промежуточной цели создается небольшой опытный реактор ALLEGRO.
Порядок сумм, выделяемых на государственном уровне на исследования, таков. В 2010 году французское законодательство внедрило многолетний бюджет для программы ASTRID: для проведения R&D и предпроектной проработки, включая развитие связанных с этим исследовательских центров, проект получал 650 млн евро. Федеральное правительство Бельгии 5 марта 2010 года поддержало MYRRHA вкладом в объеме 40 % от общих инвестиций в проект, оцененный в 960 млн евро. Для первого этапа работ
Проект демонстрационного реактора ориентирован скорее на отработку процесса лицензирования и объединения с промышленными процессами, чем на саму технологию ВТГР, которая уже обеспечена строительством и эксплуатацией испытательных реакторов и промышленных прототипов. Для минимизации рисков и ускорения разработки проект будет в максимально возможной степени опираться на существующие промышленные образцы: модульного ВТГР, ANTARES и так далее. В результате демонстрационная установка будет преобразована в коммерческое решение с большим внутренним и экспортным потенциалом.
Для достижения более высоких рабочих температур (это необходимо для доступа в новые сегменты рынка, в частности, производство водорода за счет высокотемпературного расщепления воды) потребуется изменить архитектуру всей системы.
Для достижения более высоких рабочих температур (это необходимо для доступа в новые сегменты рынка, в частности, производство водорода за счет высокотемпературного расщепления воды) потребуется изменить архитектуру всей системы.
И ДОЛГОСРОЧНЫЕ R&D БУДУТ НАПРАВЛЕНЫ НА:
• проектирование газо-газовых темплообменников; при этом предпочтение будет отдаваться компактным пластинчатым теплообменникам, а значит, потребуется их квалификационная оценка для промышленного применения;
• выбор, определение характеристик и квалификационную оценку усовершенствованных материалов: сплавов на основе никеля, оксидно-дисперсионной стали, кремний-карбидных композитов и так далее;
• выбор, определение характеристик и квалификационную оценку усовершенствованных материалов: сплавов на основе никеля, оксидно-дисперсионной стали, кремний-карбидных композитов и так далее;
• разработку газовых турбин для высокотемпературного применения технологического тепла;
• разработку усовершенствованного топлива для ВТГР (например, замещение кремниевого покрывающего слоя циркониевым), производственного процесса и квалификационной оценки; оптимизацию конструкции;
• разработку усовершенствованного топлива для ВТГР (например, замещение кремниевого покрывающего слоя циркониевым), производственного процесса и квалификационной оценки; оптимизацию конструкции;
• разработку новых типов тепловых сетей (другой теплообменной среды, переносящей тепло от пара, или, при сохранении пара, с использованием других материалов).
Потребности в R&D будут зависеть от выбора типа используемого топлива, технологии замыкания топливного цикла, требований к минимизации объемов ВАО, выбора одного из двух вариантов: переработки облученного графита или складирования его в хранилище.
В зависимости от выбранных стратегий, понадобятся различные комбинации программ R&D. Например, исследования в области переработки уранового ВТГР-топлива направлены на поиск нового процесса гидрометаллургической переработки до полного выделения базовых компонентов из окружающих их углеродистых материалов, либо на создание инновационного пиро-металлургического процесса.
Для переработки торий-уранового (233U) топлива тоже потребуется процесс гидрометаллургической переработки, сходный с PUREX- (регенерация урана и плутония посредством экстракции) и THOREX-процессами (технология извлечения тория из облученного урана) либо пиро-металлургией.
Кроме того, для прямого (без переработки) размещения на хранение ВТГР-топлива необходимо исследовать долговременное поведение ВТГР-топлива в глубоком геологическом хранилище, а в зависимости от вариантов обращения с графитом, следует изучить возможности его утилизации и разработать методы обеззараживания/разделения 14С.
Проект можно реализовать в два этапа. Первыми шагами будут разработка прототипа и прогнозирование вероятных препятствий; на втором этапе прототип будет лицензирован и построен. На каждом этапе консорциум может состоять из разных участников. Стоит отметить, что NC2I подписала соглашение с американским промышленным альянсом NGNP (Next Generation Nuclear Plant) о сотрудничестве в демонстрации ВТГР-технологии.
В зависимости от выбранных стратегий, понадобятся различные комбинации программ R&D. Например, исследования в области переработки уранового ВТГР-топлива направлены на поиск нового процесса гидрометаллургической переработки до полного выделения базовых компонентов из окружающих их углеродистых материалов, либо на создание инновационного пиро-металлургического процесса.
Для переработки торий-уранового (233U) топлива тоже потребуется процесс гидрометаллургической переработки, сходный с PUREX- (регенерация урана и плутония посредством экстракции) и THOREX-процессами (технология извлечения тория из облученного урана) либо пиро-металлургией.
Кроме того, для прямого (без переработки) размещения на хранение ВТГР-топлива необходимо исследовать долговременное поведение ВТГР-топлива в глубоком геологическом хранилище, а в зависимости от вариантов обращения с графитом, следует изучить возможности его утилизации и разработать методы обеззараживания/разделения 14С.
Проект можно реализовать в два этапа. Первыми шагами будут разработка прототипа и прогнозирование вероятных препятствий; на втором этапе прототип будет лицензирован и построен. На каждом этапе консорциум может состоять из разных участников. Стоит отметить, что NC2I подписала соглашение с американским промышленным альянсом NGNP (Next Generation Nuclear Plant) о сотрудничестве в демонстрации ВТГР-технологии.
АТОМНОЕ БУДУЩЕЕ ЕВРОПЫ ГЛАЗАМИ SNETP
Таким образом, как ожидает SNETP, до конца столетия в параллельной эксплуатации окажутся как существующие реакторы поколений II–III, так и вновь построенные РУ III поколения, и новые ядерные системы (модульные легководные реакторы, реакторы поколения IV на быстрых нейтронах — с натриевым, свинцовым и газовым теплоносителем, а также ADS).
На этом фоне могут возникнуть технические и межотраслевые проблемы, выявление и разрешение которых в рамках общей стратегической повестки поможет осуществить мягкую интеграцию различных ядерных систем. Использованная для соответствующих R&D исследовательская инфраструктура, в том числе оборудование для облучения и компьютерные программы, может стать своего рода мостом между разработками, относящимися к разным поколениям.
При этом большинство действующих европейских реакторов составляют легководные конструкции поколения II со средним возрастом 30 лет. Потребуется их модернизация, пик этой деятельности придется на 2035–2050 годы — это и стало временным ориентиром для расстановки приоритетов в долгосрочных R&D, которые будут сопровождаться новым строительством реакторов III+.
Изучаются пять опытных образцов реакторов поколения IV с различными уровнями готовности, а также демонстрационный проект ядерной ВТГР-когенерации.
Таким образом, как ожидает SNETP, до конца столетия в параллельной эксплуатации окажутся как существующие реакторы поколений II–III, так и вновь построенные РУ III поколения, и новые ядерные системы (модульные легководные реакторы, реакторы поколения IV на быстрых нейтронах — с натриевым, свинцовым и газовым теплоносителем, а также ADS).
На этом фоне могут возникнуть технические и межотраслевые проблемы, выявление и разрешение которых в рамках общей стратегической повестки поможет осуществить мягкую интеграцию различных ядерных систем. Использованная для соответствующих R&D исследовательская инфраструктура, в том числе оборудование для облучения и компьютерные программы, может стать своего рода мостом между разработками, относящимися к разным поколениям.
При этом большинство действующих европейских реакторов составляют легководные конструкции поколения II со средним возрастом 30 лет. Потребуется их модернизация, пик этой деятельности придется на 2035–2050 годы — это и стало временным ориентиром для расстановки приоритетов в долгосрочных R&D, которые будут сопровождаться новым строительством реакторов III+.
Изучаются пять опытных образцов реакторов поколения IV с различными уровнями готовности, а также демонстрационный проект ядерной ВТГР-когенерации.
При условии выделения финансирования предполагаемые сроки начала строительства в рамках этих проектов следующие:
• ASTRID, MYRRHA — 2020–2025 гг.;
• демонстрационный ВТГР с когенерацией — 2025 год;
• ALFRED — 2025–2030 гг.;
• ALLEGRO — после 2035 года.
Ввод новых прототипов должен быть подкреплен гармонизацией процесса их лицензирования. Кроме того, ввод в строй прототипов необходимо увязать с созданием мощностей по фабрикации и переработке MOX-топлива, а предполагаемая трансмутация РАО в быстрых реакторах потребует изготовления топлива, содержащего младшие актиниды.
Строительство и эксплуатация ASTRID и соответственно ALFRED обеспечат опыт подготовки к промышленному развертыванию технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым охлаждением, начиная примерно с 2050 года, и, в дальнейшем, соответствующих производств топливного цикла.
Методологии, касающиеся оценки безопасности и лицензирования, могли бы укрепить взаимодействие между различными ядерными системами, как в случае строительства прототипов, так и при новом строительстве. Для строительства реакторов со свинцовым охлаждением согласованный процесс лицензирования должен быть готов к ожидаемому пику в районе 2035–2040 годов. Эти методики будут способствовать интеграции различных источников энергии в энергетическую структуру Европы.
Наконец, обобществление и передача знаний и опыта, накопленного в базовой технологии, будут способствовать достижению высокой надежности и производительности компонентов (структурных и топливных), а также оптимизированной функциональности систем реакторов поколений II, III и IV плюс когенерация.
Строительство и эксплуатация ASTRID и соответственно ALFRED обеспечат опыт подготовки к промышленному развертыванию технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым охлаждением, начиная примерно с 2050 года, и, в дальнейшем, соответствующих производств топливного цикла.
Методологии, касающиеся оценки безопасности и лицензирования, могли бы укрепить взаимодействие между различными ядерными системами, как в случае строительства прототипов, так и при новом строительстве. Для строительства реакторов со свинцовым охлаждением согласованный процесс лицензирования должен быть готов к ожидаемому пику в районе 2035–2040 годов. Эти методики будут способствовать интеграции различных источников энергии в энергетическую структуру Европы.
Наконец, обобществление и передача знаний и опыта, накопленного в базовой технологии, будут способствовать достижению высокой надежности и производительности компонентов (структурных и топливных), а также оптимизированной функциональности систем реакторов поколений II, III и IV плюс когенерация.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА
