Реакторная установка РИТМ-200Н для освоения месторождения рудного золота «Кючус» в Усть-Янском районе Республики Саха (Якутия). Часть 1. Перспективы развития атомной энергетики при освоении минеральной базы Республики Саха (Якутия)

Введение

Состояние энергетики Республики Якутия

В отчете правительства республики за минувший год представлены данные о масштабной трансформации энергетического комплекса региона. Особое внимание уделено реализации проекта малой атомной станции с реакторной установкой РИТМ-200Н в поселке Усть-Куйга Усть-Янского района, осуществляемого совместно с госкорпорацией «Росатом». На 2025 год намечены разработка проектной документации и получение лицензии на строительство, что станет стартом основного этапа работ. Пуск первого энергоблока запланирован на 2027 г., ввод объекта в эксплуатацию — на 2028-й. По поручению Президента РФ начата подготовка графика перевода энергоблоков Нерюнгринской ГРЭС на природный газ. Параллельно в Ленском районе стартовало строительство Новоленской ТЭС мощностью 550 МВт. Она обеспечит электроэнергией проекты освоения минерально-сырьевой базы в соседних субъектах — Бодайбинском и Мамско-Чуйском районах Иркутской области, а также Муйском районе Республики Бурятия. Кроме того, станция позволит увеличить пропускную способность Транссибирской и Байкало-Амурской железнодорожных магистралей. Среди завершенных объектов — введенная в строй в 2023 г. подстанция «Судоверфь» напряжением 110 кВ с двумя трансформаторами по 10 МВА. Она обеспечивает электроснабжение Жатайской судоверфи, возводимой в рамках федеральной программы развития судостроения для освоения шельфовых месторождений. Программа предполагает ежегодный выпуск десяти судов для речных перевозок в северных регионах. Значительного роста добилась сфера зеленой энергетики: благодаря вводу пяти автоматизированных солнечных комплексов в Верхоянском и Момском районах выработка ВИЭ достигла 0,5 млн кВт•ч, что в 1,75 раза превышает показатели 2023 г. За период функционирования гибридных энергоустановок с 2021 по 2024 г. расход топлива сократился на 1698 т, что в денежном выражении составило 148 млн руб. Общий объем произведенной в Якутии электроэнергии в 2024 г. составил 11,8 млрд киловатт-часов, превысив уровень предыдущего года на 10,8 %. Приоритетные задачи правительства региона на текущий год — начало строительства второй очереди Якутской ГРЭС-2 и двух дополнительных генерирующих мощностей на Нерюнгринской ГРЭС. ПАО «Якутскэнерго» завершило подготовку проектной документации для развития Якутской ГРЭС-2 в столице республики. Проект предусматривает монтаж отечественного оборудования мощностью 160,4 МВт и тепловой производительностью 201 Гкал/час. Первую фазу планируют реализовать в 2026 г., завершение всего комплекса намечено на 2027 г. Параллельно в Нерюнгринском районе строится газовая ТЭС «Чульман» мощностью 330 МВт. Кроме того, предусмотрена реконструкция трех действующих энергоблоков общей мощностью 570 МВт с переводом на природный газ. Также планируется увеличение установленной мощности на 450 МВт путем сооружения второй очереди с двумя паросиловыми блоками по 225 МВт каждый. Отдельное направление развития энергетики — соглашение между правительством Республики Саха (Якутия) и ПАО «РусГидро», рассчитанное до 2027 г. В его рамках модернизируют 66 объектов дизельной генерации с внедрением автоматизированных гибридных энергокомплексов (АГЭК) на базе возобновляемых источников энергии.

В 2021–2023 гг. уже введены шесть пилотных образцов таких комплексов, сейчас строятся еще семь. В период 2026–2027 гг. в отдаленных районах республики планируют ввести четыре новых АГЭК.

Правительство Республики Саха (Якутия) совместно с федеральными органами исполнительной власти и профильными ведомствами намерено организовать всю необходимую для АСММ электрическую инфраструктуру, включая распределительные сети (линии электропередач и подстанции) в прилегающих к месторождениям Депутатское, Тирехтях и Кючус населенных пунктах Республики Саха (Якутия).

Важно, что Якутская АСММ сможет обеспечить стабильной и низкоуглеродной генерацией крупных промышленных потребителей, станет энергоцентром региона. Безусловно, после ввода АСММ в эксплуатацию очень важно обеспечить ее загрузку, что станет возможным благодаря работе новых промышленных предприятий, созданию объектов социальной и транспортной инфраструктуры и, как следствие, приросту населения региона. С учетом освоения текущих и перспективных месторождений Верхоянского и Усть-Янского улусов Якутии потребности добывающих предприятий превысят 90 МВт электрической мощности.

По прогнозу потребления электроэнергии населением и приравненными к нему категориями потребителей в поселке Усть-Куйга планируется увеличить объемы энергоснабжения до 5 МВт, а в поселке Депутатский — до 7 МВт. Также мы рассматриваем возможность электроотопления в п. Усть-Куйга в объеме не менее 2 МВт. Расчеты показывают, что 55 МВт мощности одной реакторной установки РИТМ-200Н для этого промышленного кластера будет явно недостаточно [1–3].

Освоение минеральных месторождений в Якутии

Вклад Арктики в мировые запасы золота достигает 13,4 %, а в глобальную добычу — лишь 2,7 % [1]. Такой разрыв свидетельствует об огромном нераскрытом потенциале. В арктической зоне учтено около 400 месторождений благородных металлов, включая 33 крупных объекта. Сведения о геологическом строении региона систематизированы в базе данных Института геологии минерального сырья РАН, созданной в 2014 г. и постоянно пополняемой. Сейчас она охватывает свыше 26 тысяч объектов — от рудопроявлений и точек минерализации до полноценных рудных и россыпных месторождений. Территория России представлена более чем 8 тысячами геологических тел. Несмотря на вековую историю горнодобывающей деятельности, недра Арктики содержат значительные объемы твердых полезных ископаемых. Особую ценность месторождениям придает транспортная доступность: расположение вблизи Северного морского пути и судоходных рек резко повышает рентабельность разработки, позволяя использовать недорогие водные перевозки.

За Полярным кругом, на стыке Верхоянского и Усть-Янского районов Якутии, в низовьях левого притока реки Яны — реки Кючус — находится одно из крупнейших в России рудных месторождений золота. Открытое в 1963 г., оно прошло две стадии разведки: в 1981–1996 и 2005–2009 гг. Балансовые запасы по категориям С1+С2 достигают 175 т золота при среднем содержании 7–9 граммов на тонну, а общий ресурсный потенциал превышает 250 т. Расстояние до речного порта Усть-Куйга составляет 50 км, а до районного центра — поселка Батагай с аэропортом и речным причалом — 340 км по автозимнику.

По масштабам Кючусское месторождение занимает второе место в Якутии, уступая лишь Нежданинскому, и входит в число богатейших рудных объектов республики. Такие перспективные площадки требуют тщательной проработки для реализации национальной стратегии развития. В рамках Стратегии социально-экономического развития Дальнего Востока и Байкальского региона на период до 2025 г. особое значение приобретает ускоренное развитие горнодобывающих отраслей, включая золотодобычу, на территориях Якутии и Магаданской области.

В регионе сосредоточены 832 месторождения золота с совокупными балансовыми запасами 1843,7 т, причем основная доля (72,2 %) приходится на рудное золото. Однако существующие темпы добычи драгметалла не соответствуют ни запросам отрасли, ни экономическим ожиданиям, ни задачам социально-экономического прогресса региона. На схеме (рис. 1) показано размещение АСММ с РУ РИТМ-200Н.

Государственная экологическая экспертиза одобрила размещение объекта еще в 2022 г. — тогда Росприроднадзор выдал АО «Концерн Росэнергоатом» соответствующее заключение (приказ № 546/ГЭЭ от 20 апреля). Спустя год, 21 апреля 2023 г., эта же организация получила лицензию (рег. № ГН-01-101-4428) на размещение ядерной установки «Энергоблок № 1 Якутской АСММ» в поселке Усть-Куйга Усть-Янского улуса Республики Саха (Якутия). На реализацию пилотного проекта АСММ в регионе ГК «Росатом» уже направила свыше 1 млрд руб.

Именно эта инфраструктура легла в основу уникальных требований аукциона на право пользования недрами месторождения Кючус. Впервые в условиях конкурса появилось обязательство обеспечить предприятие атомной электроэнергией мощностью не менее 55 МВт. Параллельно претендентам предстояло гарантировать добычу золота объемом минимум 10 тонн ежегодно.

Итоговая стоимость лицензии составила 7,735 млрд руб. Победителем аукциона стало ООО «Белое Золото» — совместное предприятие ПАО «Селигдар» и ООО «РТ-Развитие бизнеса».

Прототип РУ РИТМ-200Н — ПАТЭС «Академик Ломоносов» с РУ КЛТ-40С

В отличие от реакторных установок действующих атомных судов, к КЛТ-40С предъявлены особые требования: предпочтительное применение пассивных систем безопасности, низкое обогащение топлива (не более 20 %) для расширения экспортных возможностей и увеличенный энергоресурс активной зоны по сравнению с ранее достигнутыми показателями. Технической базой для создания установки послужили освоенные технологии судовых реакторов. Оборудование КЛТ-40С унифицировано или является прямым аналогом образцов, длительно проверенных на надежность в экстремальных условиях — при качке, вибрации, ударных нагрузках и высокой маневренности. За историю эксплуатации атомного флота не зафиксировано ни одного инцидента с выходом за пределы безопасности. Работа реакторной установки в составе стационарной станции, а не на судне, предполагает более щадящие условия эксплуатации, чем на ледоколах. Это обеспечивает повышенный уровень надежности. При этом основные узлы и агрегаты модернизированы для наращивания ресурса, продления срока службы, повышения на­дежности и улучшения условий технического обслуживания. В основу конструкторских решений легли два принципа: использование корпусного водо-водяного реактора (наиболее отработанного в мировой практике типа) и компоновка основного оборудования в компактный парогенерирующий агрегат посредством силовых патрубков. Центральным элементом станции выступает плавучий энергоблок «Академик Ломоносов», включающий две реакторные установки КЛТ-40С [2][3]. Технические характеристики реакторной установки представлены в таблице 1.

Основу безопасности плавучей атомной станции на базе КЛТ-40С составляет глубокое эшелонирование функциональной и физической защиты, опирающееся на сочетание активных и пассивных элементов; при этом ключевым свойством выступает внутренне присущая установке самозащищенность. Физические параметры активной зоны обеспечивают автономное саморегулирование мощности при изменении теплосъема, а также самогашение и самоограничение энерговыделения без задействования аварийных защит или органов регулирования. Благодаря гидравлическим характеристикам и компоновке реакторного блока охлаждение зоны деления не прекращается ни при каких условиях: реализуется естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре, обеспечивающая пассивный отвод тепла при авариях. Для остановки реакции деления и отвода тепла от активной зоны предусмотрен комплекс систем безопасности. Главная цель мероприятий по радиационной безопасности — гарантированная защита окружающей среды и населения при любых обстоятельствах, независимо от тяжести инцидентов. Помимо электрической, станция вырабатывает тепловую энергию, что обусловило ее размещение вблизи потребителей и повышение требований к безопасности.

В проекте АСММ с реакторной установкой КЛТ-40С обеспечивается длительное управление расчетными авариями. Значительный резерв времени для принятия решений персоналом создается благодаря способности установки самостоятельно поддерживать безопасное состояние без оперативного вмешательства. Для исключения влияния ошибок персонала и отказов систем управления применяются автономные исполнительные механизмы. Они приводятся в действие напрямую по показателям давления в первом контуре и защитной оболочке, минуя стандартные цепи автоматики, и работают независимо от внешних источников энергии и команд. Пассивные защитные системы, функционирующие на основе естественных физических процессов (гравитации, конвекции и конденсации), не требуют внешнего подвода электроэнергии и воды, а также участия персонала. Комплекс безопасности КЛТ-40С построен с многоуровневым резервированием активных и пассивных систем, при проектировании которого учитывался принцип разнородности конструктивных решений и механизмов реализации защитных функций.

В мае 2020 г. плавучая АЭС малой мощности «Академик Ломоносов» официально вступила в промышленную эксплуатацию. Этому предшествовали: завершение строительства судна в начале 2018 г., физический пуск первого реакторного блока 2 ноября 2018 г., успешное окончание приемо-сдаточных испытаний в Мурманске 28 июня 2019 г. и буксировка энергоблока из Мурманска в Певек с 23 августа по 9 сентября 2019 г. Четвертый, внешний барьер образует герметичное ограждение, охватывающее защитную оболочку и прилегающие технические помещения. Конструкция обеспечивает изоляцию от окружающей среды и внутренних помещений станции. Через систему вентиляции с фильтрующими установками отсасывается и очищается воздух от летучих радиоактивных веществ с последующим выпуском в атмосферу; радиационный мониторинг объемной и суммарной активности выбросов ведется непрерывно. Третий барьер — защитная оболочка — характеризуется строго регламентированной степенью плотности. При максимальной проектной аварии утечка паровоздушной среды через нее не превышает 1 % объема за сутки. Второй уровень защиты — герметичная система первого контура, функционирующая во время эксплуатации в замкнутом режиме. Ее целостность обеспечивается комплексами безопасности, а плотность постоянно верифицируется средствами радиационного технологического контроля. Первый барьер после самой топливной композиции — оболочка тепловыделяющих элементов. Состояние этого барьера оценивается через регулярное измерение объемной активности теплоносителя первого контура аппаратурой радиационного технологического контроля.

Вопросы эксплуатации плавучей атомной теплоэлектростанция (ПАТЭС) «Академик Ломоносов»

С момента пуска станции (20.05.2020 г.) по настоящее время практически отсутствует информация об итогах работы этой станции. Отчеты о деятельности Ростехнадзора РФ и отчеты концерна «Росэнергоатом» не информативны. Имеются отдельные независимые анализы выявленных недостатков при эксплуатации АСММ [4][5].

Эксплуатационный персонал для работы на АСММ был набран даже с реакторов большой мощности канальных (РБМК), который, по мнению авторов статьи, слабо представляет специфику судовых ядерных паропроизводящих установок (ЯППУ). По логике, весь персонал станции должен пройти переподготовку по судовой тематике ЯППУ в Санкт-Петербургском государственном морском техническом университете или в филиале САФУ в «Севмашвтузе» в г. Северодвинске с обязательной практикой на АО ЦС «Звездочка» или АО «Севмаш». Динамика нарушений в работе судов с ядерными энергетическими установками представлена на диаграмме (рис. 2).

В ходе ремонтной кампании 2023–2024 гг. на АСММ реализован комплекс модернизаций, включая установку дополнительных рекомбинаторов водорода. Это оборудование снижает концентрацию водорода под защитной оболочкой реакторных блоков. Возникает вопрос: почему эти устройства монтируются лишь сейчас, а не были интегрированы в проект на этапе строительства? Опыт эксплуатации ядерных паропроизводящих установок на ледоколах накоплен обширный, а феномен образования водорода вследствие радиолиза теплоносителя известен специалистам минимум двадцать лет. Параллельно обостряется проблема преждевременной деградации парогенераторов. За три года работы АСММ на энергоблоке № 1 полностью вышли из строя два ПГ, а в 2024 г. заменены два агрегата на энергоблоке № 2. При этом станция работала в максимально щадящем режиме — мощность составляла 20–30 % из-за отсутствия потребности региона в больших объемах электроэнергии.

Следовательно, коэффициент использования установленной мощности оставался крайне низким, что обеспечивало невысокую рентабельность проекта. Несмотря на бережный режим с минимальными нагрузками, активные зоны обоих реакторов выгорели, потребовав перегрузки ядерного топлива. Каким образом при таких условиях достигнуто значительное выгорание и каковы конкретные значения этого параметра? Возможные первопричины деградации парогенераторов: нарушение водно-химического режима первого контура, производственные дефекты или конструкторские просчеты.

Особую тревогу вызывает негерметичность трубчатой системы — дефект, фиксируемый с начала 2000-х гг. и до сих пор не решенный. Проблема утечек через трубные стенки известна еще с времен атомного ледокола «Ленин» (более 65 лет назад), однако остается актуальной и сегодня [6][7].

Анализ причин ограничения ресурса активных зон КЛТ-40С и трубной системы парогенераторов

В отличие от станционных реакторов типа ВВЭР, судовые установки отечественного производства функционируют в специфических условиях, существенно влияющих на поведение конструкционных материалов. К ним относятся: газовая (азотная) схема компенсации давления, аммиачный водно-химический режим, высокая энергонапряженность топливных сборок, значительный температурный перепад теплоносителя в активной зоне реактора, использование титанового сплава для трубных систем парогенераторов и циркониевого сплава марки Э-110 для оболочек ТВЭЛов. При этом в отдельных режимах на поверхности ТВЭЛов фиксируется кипение теплоносителя, включая «газовое».

Эти факторы обусловили проявление при длительной эксплуатации трех ключевых деградационных процессов, сдерживающих наращивание ресурса активных зон: очаговой (нодулярной) коррозии циркониевых оболочек, а также наводораживания циркониевых элементов активной зоны и титановых трубных систем парогенераторов.

В научном освещении этих явлений нодулярная коррозия циркониевых оболочек представлена обширно, хотя окончательное решение проблемы пока не найдено. В отличие от этого, исследования гидрирования циркония и титана носят фрагментарный характер, а их результаты зачастую противоречат друг другу. В процессе работы реакторной установки в азот, служащий рабочей средой системы компенсации давления, поступает водород из активной зоны. Растворяясь в воде компенсатора давления, газ посредством массообмена мигрирует в теплоноситель главного циркуляционного контура, где достигает значительной равновесной концентрации (1200–1800 нсм³/кг).

Традиционная газовая система поддержания давления включает компенсаторы давления и газовые баллоны, хотя существуют модификации, где весь газовый запас сосредоточен исключительно в компенсаторах. При этом в мировой атомной энергетике эксплуатируются реакторные установки двух принципиально различных типов по организации компенсации давления — с паровой и газовой схемами. В стационарных отечественных и зарубежных энергоблоках с реакторами типа водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) реализована исключительно паровая система компенсации.

В то же время газовая схема, использующая азот в качестве рабочего тела, широко распространена в отечественном судостроении и применяется во всех современных судовых реакторных установках и автоматизированных системах малой мощности. Это обусловливает необходимость объективного анализа эксплуатационного опыта, оценки влияния на надежность оборудования первого контура и всестороннего обоснования целесообразности ее использования в перспективных разработках.

Исторически первой отечественной судо­вой реакторной установкой, введенной в эксплуатацию на атомном ледоколе «Ленин», стала ОК-150 с паровой системой компенсации давления. Она функционировала успешно вплоть до вывода реакторной установки из эксплуатации. Последующая замена на ОК-900 на том же судне предусматривала переход к азотной системе поддержания давления. Движущими факторами модернизации стали конструктивная и эксплуатационная простота газовой схемы, а также пассивный характер ее работы без подвода внешней энергии — критически важное обстоятельство для морской энергетики. Наряду с этим учитывался недостаточный уровень понимания воздействия газовой схемы на теплогидравлические характеристики и водно-газовый, химический режим первого контура водоводяного реактора.

Многолетняя эксплуатация судовых реакторных установок с газовой компенсацией давления подтвердила целесообразность аммиачного водно-химического режима (АВХР), характеризующегося простотой поддержания, высокой устойчивостью и способностью к саморегулированию. Последнее обеспечивается динамическим равновесием между растворенными в теплоносителе первого контура аммиаком, водородом и азотом, возникающим при работе реактора на мощности.

Аммиак дозируется в теплоноситель целенаправленно, а водород образуется естественным путем вследствие радиолитического разложения аммиака, коррозии циркониевых оболочек ТВЭЛов и других элементов активной зоны при контакте с водой, а также радиолиза самой воды. Основным источником азота в контуре выступает система компенсации давления. Накапливающийся в теплоносителе молекулярный водород выполняет две ключевые функции: подавляет радиолиз, снижая содержание окислителей, и участвует в радиационно-химической фиксации растворенного азота с образованием аммиака. Индикатором интенсивности коррозионных процессов служит скорость роста концентрации аммиака.

Экспериментально установлено, что в нормированном диапазоне содержания аммиака (10–100 мг/кг) соблюдается стабильное соотношение: на каждый миллиграмм аммиака приходится примерно 2 нсм³/кг водорода. Поскольку общее газосодержание и концентрация водорода в теплоносителе судовых реакторных установок (РУ) не подлежат непосредственному контролю, это эмпирическое соотношение применяется для косвенной оценки содержания водорода по результатам измерений концентрации аммиака.

Детальное рассмотрение указанных особенностей АВХР необходимо для анализа процессов образования, миграции и взаимодействия газов между собой и с конструкционными материалами в первом контуре судовых реакторов с газовой системой компенсации.

Объемная доля водорода в газовой фазе компенсаторов давления (КД) рассчитывается по измеренному содержанию аммиака в теплоносителе первого контура. При равновесном распределении растворенных азота и водорода между контуром и газовой подушкой КД доля водорода в газовой смеси может достигать 20 %. Содержание азота определяется как разность между полным газосодержанием и расчетным количеством водорода [8].

В процессе эксплуатации водород растворяется в охлаждающей среде, смешиваясь с растворенным азотом. Образовавшаяся газожидкостная система циркулирует по оборудованию первого контура, поступая в компенсаторы давления. Из-за интенсивного массообмена концентрация газов во всем объеме контура поддерживается близкой к равновесной, но нестационарной: согласно эксплуатационным данным, содержание водорода постоянно растет.

В нештатных режимах содержание аммиака в теплоносителе может превышать 250 мг/кг, при этом концентрация водорода достигает 500 нсм³/кг и выше. Причина роста — проникновение в первый контур избыточного водорода, выделяющегося при интенсивной коррозии оболочек ТВЭЛов, чехловых труб и других элементов активных зон из циркониевого сплава Э-110. В этих условиях химическое равновесие смещается в сторону синтеза аммиака, что приводит к существенному превышению его нормативной концентрации в теплоносителе.

Подобное повышение концентрации, как правило, фиксируется к концу кампании активных зон с циркониевыми оболочками и служит предпосылкой к нарушению их герметичности и выходу ТВЭЛов из строя.

В верхних полостях реактора, приводов системы управления и защиты, парогенераторов, насосов и компенсаторов давления при определенных условиях может локализоваться парогазовая смесь, образующаяся при выделении из теплоносителя азота и водорода. Необходимость постоянного конт­роля и активного поддержания аммиачного водно-химического режима (АВХР) в первом контуре свидетельствует об отсутствии у него свойства саморегулируемости. Действительно, для предотвращения превышения аммиаком нормативной концентрации применяют поэтапное снижение давления в контуре до атмосферного, удаление газов из оборудования, дозагрузку ионообменного фильтра специальным сорбентом и прочие мероприятия. Поступление водорода в теплоноситель размыкает физико-химическую систему: это сопровождается ростом содержания аммиака и ведет к утрате АВХР свойства саморегулируемости — одного из условий обеспечения пассивной безопасности установки. Это ставит под сомнение возможность саморегулирования данного режима. Кроме того, при аммиачном режиме в теплоносителе первого контура неизменно присутствует аммиак, а следовательно, и водород, способный взаимодействовать с конструкционными материалами оборудования.

Следует рассмотреть альтернативную версию реализации этих процессов. Образование водорода и кислорода на поверхности циркониевых оболочек активной зоны, а также механизм их проникновения через защитный оксидный слой к основному металлу представляются определяющими факторами развития коррозии и гидрирования. Поступление в активную зону парогазовых пузырьков с оболочек ТВЭЛов, обогащенных продуктами радиолиза (кислородом и водородом), действительно способно увеличить содержание кислорода в теплоносителе, однако лишь этим нельзя обосновать пре­имущественное коррозионное повреждение оболочек в нижней части ТВЭЛов. Кроме того, не прояснены механизмы переноса газа из пузырька в основном потоке теплоносителя к поверхности оболочки, его проникновения через защитную оксидную пленку и химического взаимодействия. Традиционно в рамках аммиачного водно-химического режима считается, что из-за высокой концентрации водорода радиолиз подавляется глубоко, а содержание кислорода в теплоносителе при работе реактора на мощности не превышает 10 мкг/кг.

Экспериментальные исследования термической усталости образцов из нержавеющей стали подтверждают механизм разрушения защитных оксидных пленок под действием температурных импульсов. При испытаниях образец нагревали до 310 °С, после чего на его поверхность с частотой 1 Гц падали капли воды температурой 20 °С, создавая термоцикл амплитудой около 150 °С. Уже после (1–3)•10⁶ циклов фиксировалось начало образования трещин, а при длительности воздействия в 3–4 раза большей глубина повреждений достигала 100–2000 мкм. Эти данные согласуются с процессами в активной зоне реактора при «газовом» кипении. На начальной стадии данного режима в пристенном слое жидкости у нижних частей ТВЭЛов выделяются пузырьки газа, содержащие пар, азот и водород. Они локализуются непосредственно на греющей поверхности оболочки, причем время их контакта с материалом, степень недогрева воды до температуры насыщения и парциальное давление газовой смеси внутри пузырьков достигают максимальных значений. В точках соприкосновения пузырьков с металлом условия теплоотдачи резко ухудшаются, вызывая локальный перегрев материала под газовой полостью. При отрыве пузырька и поступлении на его место недогретого теплоносителя реализуется максимальный термоцикл. Высокочастотная точечная термопульсация разрушает поверхностный оксидный слой циркониевого сплава, инициируя образование трещин, развитие которых ускоряется при термоциклировании и росте напряжений [8].

После нарушения целостности оксидной пленки водород, обладающий высокой диффузионной подвижностью в решетке циркония (возрастающей с температурой), начинает интенсивно проникать в металл. Концентрация водорода в приповерхностном слое увеличивается, и при достаточно высоком парциальном давлении может превысить предельную растворимость в матрице циркония при данной температуре, приводя к образованию гидридов. Водно-химический режим в объеме трещины обусловлен радиолизом парогазовой смеси внутри оксидного слоя, сопровождающимся повышенной концентрацией радиолитического водорода и кислорода. Наиболее опасен процесс зарождения и роста трещин, ведущий к хрупкому разрушению изделия по механизму замедленного гидридного растрескивания.

Из результатов исследований коррозионного состояния оболочек ТВЭЛов, отработавших в судовых активных зонах, реакторных петлях и электрообогреваемых экспериментальных стендах из различных материалов и при разных параметрах, следует:

• максимальное коррозионное повреждение и гидрирование имеют место в области начала пристенного «газового» кипения максимально недогретой до температуры насыщения воды;
• характер распределения указанных повреждений для разных материалов и теплотехнических условий хорошо коррелирует с дислокацией пристенного «газового» кипения недогретой воды, что подтверждает их взаимосвязь;
• распределение окислов и гидридов качественно совпадает со степенью недогрева общего потока воды до температуры насыщения при пристенном кипении и концентрацией газов в парогазовых пузырьках на оболочках ТВЭЛов.

При температурах, характерных для области наводораживания, содержание водорода в газовой фазе в десятки раз превышает его концентрацию в жидкости. Это обусловлено аккумуляцией выделяющейся из теплоносителя в активной зоне газовой составляющей (включая водород) в верхней застойной части питательных труб парогенератора. Именно такая локализация газов вызывает аномально интенсивное наводораживание титановых труб парогенераторов судовых реакторных установок. Экспериментально зафиксированное содержание водорода в металле превышает максимальные проектные прогнозные значения наводораживания материалов трубопроводной системы на порядок.

В результате происходит охрупчивание металла с последующим образованием межконтурных течей, что составляет специфическую проблему, непосредственно связанную с присутствием водорода в теплоносителе.

Атомная электрическая станция малой мощности РИТМ-200Н

Атомные станции малой мощности — наиболее перспективное и эффективное решение для экономического и социального развития труднодоступных регионов как в России, так и за ее пределами. Сегодня направление АСММ является одним из главных в области ядерной энергетики России. Россия имеет больший опыт в разработке реакторов малой мощности для атомных ледоколов с общей наработкой более 400 реакторо-лет [9–11]. Технические характеристики АСММ РИТМ-200Н приведены в таблице 2 [8].

Шесть реакторов РИТМ-200 установлены на ледоколах «Арктика», «Сибирь» и «Урал». РУ РИТМ-200 разработана для универсального атомного ледокола с использованием накопленного опыта проектирования, изготовления и эксплуатации судовых установок ОК-150, ОК-900, ОК-900А, КЛТ-40 и КЛТ-40С. С учетом опыта эксплуатации атомных ледоколов была создана первая и единственная в мире ПАТЭС «Академик Ломоносов» электрической мощностью 70 МВт с двумя реакторными установками КЛТ-40С для эксплуатации в условиях Крайнего Севера. Наработанный опыт разработки реакторов малой мощности позволил создать проект наземной атомной станции малой мощности с РУ РИТМ-200Н. Во всем мире растет интерес к реакторам малой мощности [12][14]. Разработкой проектов с реакторными установками малой мощности помимо России занимается ряд других стран: Аргентина, Великобритания, Китай, Корея, США, Франция. В таблице 3 приведено сравнение АСММ на базе РУ РИТМ-200Н c потенциальными конкурентами.

По оценкам МАГАТЭ, сегодня около 50 проектов атомных станций малой мощности (АСММ) находятся на разных стадиях разработки. Хотя каждое государство формирует собственные подходы к оптимизации затрат, проектирования, лицензирования и строительства таких объектов, сравнительный анализ зарубежных аналогов выявляет существенное сходство разработок.

Преобладающее большинство решений характеризуется интегральной компоновкой реактора, размещаемого преимущественно под землей, и использованием топлива с обогащением менее 5 % при двухлетнем цикле перегрузки. Безопасность основана на пассивных принципах с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. Масштабирование мощности реализуется через модульность в рамках одной площадки, а эксплуатационная гибкость — в возможности маневренной работы и сочетаемости с возобновляемыми источниками энергии. Дополнительно оптимизируется периметр охраны: градирни и производственные мастерские выносятся за пределы СФЗ.

Схема АСММ с РУ РИТМ-200Н представлена на рисунке 3.

Конструктивно эти требования реализуются через модульный принцип построения реакторных установок (РУ) и технологию возведения энергоблоков с применением стандартизированных реакторных модулей и заводских укрупненных конструкций. Такой подход радикально сокращает сроки строительства и создает предпосылки для формирования многоблочных станций. Среди существующих проектов АСММ с РУ РИТМ-200Н обладает существенными конкурентными преимуществами [12][14]. Ключевой фактор — референтность технических решений: Россия имеет опыт не только проектирования маломощных РУ, но и их серийного производства и эксплуатации в судовых энергетических комплексах. Дополнительный аргумент — длительная топливная кампания в 2000 эффективных суток, что эквивалентно шести годам непрерывной работы.

К размещению атомных энергоисточников в Арктической зоне РФ предъявляется комплекс специфических требований [13][15][16]. Прежде всего технико-эксплуатационные характеристики должны соответствовать региональным условиям работы в системах распределенного энергоснабжения с учетом климата, транспортной доступности, а также возможностей техобслуживания и ремонта. Критически важна способность источника к комбинированной выработке тепла и электроэнергии для нужд удаленных территорий. Безусловный приоритет — гарантированная безопасность и экологичность, позволяющие приблизить АСММ к потребителям без неприемлемых рисков, особенно в труднодоступных районах.

Не менее значимы экономическая эффективность в арктических условиях, максимальная автономность за счет автоматизации, длительных топливных кампаний и межремонтных периодов, а также повышенная сейсмическая и техногенная устойчивость.

Выводы

1. Перспективы освоения арктических минеральных месторождений, кроме масштаба и богатства запасов, во многом определяются близостью к Северному морскому пути и к судоходным рекам, что значительно повышает рентабельность работы рудников за счет использования относительно дешевого водного транспорта. Несмотря на вековую историю горнодобывающих работ, недра Арктики содержат еще достаточное количество твердых полезных ископаемых. Кючусское месторождение находится за Полярным кругом, на границе Верхоянского и Усть-Янского районов Республики Саха (Якутия) в нижнем течении реки Кючус — левого притока реки Яна.

2. Капиталовложения в строительство АСММ мощностью не менее 55 МВт составят 56,1 млрд руб. в ценах 2020 г. Ввиду отсутствия объектов-аналогов атомных станций малой мощности, а также аналогичных проектов реализации стационарных наземных атомных станций на базе реакторной установки судового исполнения, более точно оценка стоимости сооружения АСММ на базе РУ РИТМ-200 на различных площадках в актуальных ценах будет видимо представлена на этапе разработки материалов обоснования инвестиций (далее — ОБИН) и при разработке сводного сметного расчета в составе проектной документации.

3. ПАТЭС «Академик Ломоносов» является прототипом РУ РИТМ-200Н, имеющей опыт эксплуатации, который является далеко не самым положительным. В новых проектах АСММ (наземного и морского базирования) продолжается тиражирование риска возникновения нарушений в работе ЯППУ.

4. На основе проведенного анализа причин ограничения ресурса активных зон КЛТ-40С и трубной системы ПГ предлагается пересмотреть использование газовой компенсации объема на паровую компенсацию объема, а также скорректировать ВХР на судовых реакторах.

5. Система радиационного контроля плавучей АТЭС «Академик Ломоносов» в Чукотском округе до сих пор не введена в экс­плуатацию концерном «Росэнергоатом». При этом отсутствуют механизмы технического сопровождения судов с ядерными энергетическими установками на случай аварий, сопровождающихся радиоактивным загрязнением среды. За 60 лет эксплуатации атомных подлодок и ядерных ледоколов в портах Северного морского пути так и не создана инфраструктура для приема судов с ЯЭУ в экстренных случаях.

6. В первую очередь необходимо наладить оперативное поступление данных в Единую государственную систему предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций: это обеспечит защиту населения при радиационных ЧС на территории АЗРФ. Не менее важно выстроить информационное взаимодействие с федеральными и региональными органами власти, муниципалитетами, надзорными структурами в сфере радиационной безопасности, общественными институтами и гражданами. Все эти субъекты должны в реальном времени получать достоверные сведения о текущей и прогнозируемой радиационной обстановке, а также о фактах, специфике, масштабах и последствиях ее изменений. Параллельно необходимо совершенствовать механизмы госконтроля за радиационными параметрами в Арктической зоне РФ, приводя их в полное соответствие с действующим законодательством. Особый акцент следует сделать на подготовке аналитических рекомендаций и информационном сопровождении принятия управленческих решений как при уже произошедших, так и при ожидаемых транс­формациях радиационного фона в регионе. Реализация указанных задач возможна через формирование специализированной системы радиационного мониторинга, призванной контролировать обстановку и информировать органы государственной власти. Создание такого инструмента — необходимое условие для устранения текущей ситуации.

7. Затраты на системы учета и контроля ядерных материалов (ЯМ) и радиоактивных веществ (РВ), а также на физическую защиту автоматизированных систем малых модулей (АСММ) не сокращаются пропорционально мощности установки. Экономический фактор критически важен, поскольку вклад этих систем в стоимость проекта остается значительным. Например, охраняемая площадка не уменьшается в соответствии с масштабом реактора: на ней необходимо размещать хранилища отработавших модулей с облученным ядерным топливом (ОЯТ) и выполнять иные требования к конфигурации АСММ. В упомянутой публикации предлагается использовать более широкое понятие «сохранности» ЯМ, РВ и ядерных установок (ЯУ), подразумевающее эффективное функционирование систем учета, контроля и физической защиты. Характер сохранности, подобно ядерной безопасности, вероятностен: при нормальной эксплуатации детерминированные воздействия на человека и природу отсутствуют, возникая лишь при нарушении режима сохранности. Поэтому данную категорию следует включить в потенциальную составляющую концепции безопасности АС наряду с промышленной, пожарной и ядерной защищенностью. Оптимальные условия для решения задач учета, контроля и физической защиты создаются при размещении АСММ на заведомо охраняемых территориях — в местах дислокации воинских частей или иных закрытых зонах. При этом реализация этих мер существенно различается для реакторов с операторским управлением и беспилотных систем. Именно для первой категории обеспечение сохранности может повлечь наибольшие расходы. Таким образом, особенности размещения АСММ в малонаселенных районах требуют такого же пристального внимания, как и обеспечение их ядерной безопасности. Наряду с проблематикой ядерной защищенности необходим детальный анализ специфики физической защиты подобных объектов.

8. Существенную угрозу для развития атомной энергетики представляет логика массового тиражирования АСММ: обвал спроса из-за аварий или иных причин способен превратить непрерывное производство в капкан. От бесперебойности конвейерной сборки напрямую зависят как себестоимость модулей, так и экономическая модель всего производства. Речь идет не о мелкосерийных уникальных реакторах, конструкции которых постепенно эволюционировали на базе эксплуатационной практики, а о сотнях или тысячах идентичных установок, выпускаемых исключительно поточным методом. При этом инженеры-проектировщики до конца не осознают проблематику и многообразие сложностей, неизбежно сопутствующих такому масштабированию. Вместе с тем масштабирование мощности блоков наряду с их серийностью обеспечивает существенное сокращение удельных затрат на единицу мощности. Следовательно, коммерческая привлекательность энергетики на базе маломощных модулей во многом определяется соотношением встречных факторов и, в конечном счете, масштабом тиража.

9. Восприятие атомной энергетики специалистами и общественностью кардинально меняется после каждой из трех крупнейших аварий в истории отрасли. До серьезных катастроф автоматизированные системы малой мощности (АСММ) демонстрируют высокую эффективность, однако именно обеспечение безопасности — независимо от мощности установки — выступает ключевой задачей дальнейшего развития направления. При этом современные концепции развития АСММ строятся не на инновациях или научных прорывах, а определяются спросом региональных потребителей электроэнергии, а также нежеланием учитывать опыт предыдущих инцидентов либо полным его забвением.

10. Легко видеть, что в настоящее время информационная суета вокруг АСММ значительно активнее, чем реальная деятельность. Даже если считать поштучно, то в мире все еще сооружается в несколько раз больше традиционных реакторных установок, чем малых. А при их сопоставлении по величине установленной мощности вклад АСММ представляется просто мизерным.

Вклад авторов

Кузнецов Владимир Михайлович — научное руководство, подготовка рукописи, выполнение исследования.

Спиридонов Валерий Петрович — работа над рукописью, выполнение исследования.

Биденко Сергей Иванович — работа над рукописью, выполнение исследования.

Спиридонова Валентина Валерьевна — работа над рукописью, выполнение исследования.

Author contribution statement

Vladimir M. Kuznetsov — scientific supervision, manuscript preparation, conducting research.

Valery P. Spiridonov — manuscript preparation, conducting research.

Sergey I. Bidenko — manuscript preparation, conducting research.

Valentina V. Spiridonova — manuscript preparation, conducting research.