Прес-центр

Перспективні реакторні технології та стратегія поводження з відпрацьованим ядерним паливом

Розмір шрифту

Скинути
05.08.2019

Інноваційним рішенням для діючих атомних енергоблоків, перспективним реакторним технологіям, а також рішенням в сфері ядерного паливного циклу були присвячені четверта та п'ята сесії Міжнародної конференції «Український Ядерний Форум-2019: Ядерна енергетика - стан та тенденції розвитку». Захід було організовано Асоціацією «Український Ядерний Форум» (АУЯФ) та громадською організацією «Українське ядерне товариство» (УкрЯТ), він проходив у Києві 3-4 липня з нагоди 10-річчя створення АУЯФ. 

Відкриваючи четверту сесію Конференції, директор відокремленого підрозділу «Науково-технічний центр» НАЕК «Енергоатом» Микола Власенко зазначив, що існуючи реакторні технології, як власне і самі атомні енергоблоки, з часом застаріють та вичерпують свій ресурс. «Відтак, у майбутньому нам доведеться переходити на нові реакторні технології, але такий перехід є дуже складним процесом. Обумовлено це, зокрема, новими дуже жорсткими вимогами до матеріалів конструкції майбутніх реакторів, які мають витримати термін експлуатації до 100 років. Крім того, варто пам’ятати, що нові реакторні технології, передбачають виробництво не лише електроенергії, яка буде лише одним з елементів, тоді як інші елементи – це задоволення потреб хімічного виробництва, опріснення води тощо. Однією з найбільш перспективних майбутніх реакторних технологій може стати використання малих  модульних реакторів та мікро реакторів», - наголосив Микола Власенко.

З доповіддю, присвяченою можливості довгострокової експлуатації енергоблоків АЕС України, виступив головний фахівець Відділу радіаційного матеріалознавства ВП «Науково-технічний центр» (НТЦ) НАЕК «Енергоатом» Едуард Чалий. Він зазначив, що одним з пріоритетних завдань Енергоатома є подовження терміну експлуатації енергоблоків АЕС, і в рамках відповідних заходів НТЦ працює над розробкою «Узагальненої програми контролю змін властивостей металу корпусів реакторів енергоблоків АЕС за зразками–свідками на період понад проектної експлуатації». Едуард Чалий зазначив, що продовження термінів експлуатації енергоблоків АЕС є загальносвітовою практикою - з 449 діючих у світі атомних енергоблоків 190 працюють вже понад 30 років, а 77 більше 40 років.

 

«Однією з найважливіших складових заходів з продовження експлуатації є управління старінням та оцінка технічного стану елементів енергоблоку, головним з яких є корпус реактора. Саме корпус реактора, як незамінний елемент, визначає максимально можливий строк експлуатації всього енергоблоку. Контроль стану металу корпусу реактору здійснюється неруйнівними (візуальний та ультра-звуковий контроль) та руйнівними методами за допомогою зразків-свідків. Останні є невеличкими за розміром зразками металу, з якого виготовлений корпус реактору. Зразки-свідки у спеціальних капсулах знаходяться всередині реактору та піддаються впливам усіх тих факторів старіння, які впливають і на корпус реактора. Відтак, аналіз зразків-свідків дає можливість оцінювати поточний стан корпусу реактора та робити прогнозні оцінки», - пояснив Едуард Чалий.

Він наголосив, що у майбутньому за результатами «Узагальненої програми контролю змін властивостей металу корпусів реакторів енергоблоків АЕС за зразками–свідками на період понад проектної експлуатації» НАЕК «Енергоатом» буде мати можливість супроводжувати безпечну експлуатацію корпусів реакторів на строк понад 60 років.

Технічний директор міжнародних проектів Інституту ядерних досліджень ÚJV Řež, a. s. (Чехія) Володимир Кргоунек ознайомив присутніх з результатами досліджень чеських фахівців у сфері підвищення безпеки експлуатації енергоблоків ВВЕР-1000. Зокрема він повідомив, що інститутом ÚJV Řež виконано значний обсяг досліджень та розрахунків з метою вдосконалення систем захисту енергоблоків типу ВВЕР-1000 третього покоління для пом’якшення наслідків позапроектних аварій.

 

Об'єктом досліджень інституту стало розплавлення ядерних паливних елементів реактора у випадку важкої аварії та вирішення проблеми утримання коріуму (розплаву активної зони) всередині корпусу реактора.  «На підставі отриманих в експерименті даних ми впевнені, що метод утримання коріуму в корпусі реактора може бути успішно застосований при добудові ХАЕС. ÚJV Řež, a.s. готовий співпрацювати з Енергоатомом щодо оптимізації нижньої частини контейнмента енергоблока для отримання оптимального плану заходів щодо утримання коріуму в корпусі реактора при зовнішньому охолодженні», - зазначив Володимир Кргоунек.

Генеральний директор компанії Holtec Ukraine Сергій Тараканов виступив з презентацією «Впровадження технології SMR-160: підготовчі заходи та процедура ліцензування». Він зазначив, що Україна сьогодні успішно долає залежність від РФ у сферах підтримки експлуатації енергоблоків АЕС, продовженні термінів експлуатації енергоблоків, постачанні свіжого палива на АЕС та поводжені з відпрацьованим ядерним паливом. «Створення міжнародного консорціуму, метою якого є впровадження в Україні технології малих модульних реакторів SMR-160 може зробити Україну повноцінним гравцем на світовому ринку реакторних технологій», - наголосив Сергій Тараканов.

Він нагадав, що SMR-160, розробкою якого займається американська компанія Holtec International,  є енергетичним атомним реактором, що базується на існуючій водо-водяній реакторній технології, основна частина елементів реактору виготовляється в заводських умовах. «Реактор має глибокоешелонований захист та різнопринципні системи безпеки, включаючи надійні активні системи. Однією з головних конкурентних переваг SMR-160 є низька вартість експлуатації, гнучкість розміщення та підвищена здатність до масштабування», - додав директор Holtec International. 

Він повідомив, що партнерами Holtec за цим проектом вже стали такі компанії, як Mitsubishi Electric, канадська SNC Lavalin, американська Exelon Generation, ведуться переговори про з ПАТ «Турбоатом», який може долучитись до проекту, як виробник турбінного обладнання.

«Серед наступних кроків з реалізації проекту програма комплексних та окремих випробувань для уточнення та підтвердження характеристик пасивних систем безпеки енергоблока SMR-160, яка виконуватиметься в рамках гранту Департаменту енергетики США. У 2020 році у Канаді продовжуватиметься другий етап експертизи проекту. В Україні мають відбутися пріоритетні підготовчі заходи для вивчення можливості широкої реалізації проекту по усій країні, починаючи з будівництва шести енергоблоків SMR-160 на Рівненській АЕС. Це передбачає опрацювання питань передачі реакторних технологій до українського консорціуму та будівництва заводу з виробництва основних компонентів реакторної установки», - підсумував Сергій Тараканов.

Керівник служби проектної безпеки та паливовикористання ВП «Науково технічний центр» (НТЦ) Олег Годун також присвятив свою доповідь перспективам співробітництва НАЕК «Енергоатом» та компанії Holtec International.

 

Зокрема, він зазначив, що умови функціонування ОЕС України, наявна «ядерна інфраструктура», досвід виробництва обладнання для АЕС з реакторами типу ВВЕР є достатніми передумовами для впровадження в Україні інноваційних реакторних технологій. Олег Годун наголосив, що попередні дослідження доводять економічну доцільність вибору технології SMR-160 для подальшої диверсифікації наявного в Україні реакторного парку. Представник НТЦ повідомив, що вже розпочато оновлення розрахункової бази для створення умов з ліцензування будівництва SMR-160 в Україні, а найближчим часом буде проведено порівняльну оцінку відповідної нормативної документації України, США та Канади.

Директор Державного науково-технічного центру p ядерної та радіаційної безпеки Ігор Шевченко  ознайомив учасників Конференції з процесом підготовки нормативної бази для впровадження в Україні технології малих модульних реакторів (ММР). Він наголосив, що малі модульні реактори мають очевидні переваги та перспективи, але їхньому впровадженню передуватимуть серйозні виклики з якими доведеться зіштовхнутись вітчизняному ядерному регулятору.

Керівник ДНТЦ ЯРБ звернув увагу на відсутність референтності й апробації технології ММР та необхідність виконання досліджень для підтвердження ефективності відповідних технічних рішень. «Застосування нових технологій істотно впливає на умови ліцензування. Для того, щоб розпочати процес ліцензування таких реакторів в Україні слід провести аналіз існуючої національної нормативної бази на предмет її застосовності до ММР з урахуванням їх проектних особливостей і «диференційного підходу». Тому зараз ведеться аналіз нормативної бази Nuclear Regulatory Commission (NRC, США), Canadian Nuclear Safety Commission (СNSС, Канада), МАГАТЕ, Western European Nuclear Regulators Association (WENRA), яка використовується під час розробки SMR-160, та визначення взаємозв'язків відібраних документів з існуючою нормативною базою України. Крім того, міжнародний досвід свідчить про позитивну практику раннього залучення регулюючого органу до ліцензійного процесу», – зазначив Ігор Шевченко.

Відкриваючи сесію присвячену питанням ядерного паливного циклу, виконавчий директор з ядерної та радіаційної безпеки НАЕК «Енергоатом» Наталія Шумкова зазначила, що завдання зі збереження елементів ядерного паливного циклу та його подальшого розвитку завжди стояло перед атомно-промисловим комплексом України.

«Вони містились в усіх програмних документах, починаючи з Програми розвитку атомно-промислового комплексу до 2010 року і закінчуючи Енергетичною стратегією України на період до 2035 року. В першу чергу мова йде про розвиток уранодобувної промисловості України. Наступне завдання, яке ставилось, але нажаль так і не було виконане, це збереження в Україні цирконієвого виробництва. Ще одне завдання – виробництво в Україні окремих комплектуючих для паливних збірок, а у перспективі й створення в нашій країні власного заводу з виробництва паливних збірок. Останні два завдання були виконані частково – відокремлений підрозділ НАЕК «Енергоатом» - «Атоменергомаш» опанував виробництво з неіржавіючої сталі кінцевих деталей для паливних збірок російської компанії «ТВЕЛ», наразі триває налагодження виробництва комплектуючих для паливних збірок Westinghouse. Водночас, створення власного заводу з виробництва паливних збірок залишається у проектній стадії. Що стосується питання поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП), то, ще з початку 2000-х років на запорізькій АЕС експлуатується власне сховище ВЯП. Але паливо з трьох інших українських АЕС – Рівненської, Южно-Української та Хмельницької відправлялось на переробку і тимчасове зберігання в РФ. Вже у наступному році ми очікуємо введення в експлуатацію Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива з трьох  українських АЕС, будівництво сховища ведеться у зоні відчуження ЧАЕС», - зазначила Наталія Шумкова.

Вона наголосила, що важливість питань розвитку вітчизняного ядерного паливного циклу обумовлено значенням атомної генерації для української економіки. «Україна входить до десятки світових лідерів за обсягом встановлених потужностей АЕС, та у п’ятірку лідерів за часткою атомної енергетики в загальному енергобалансі країни. Навряд чи в Україні є ще хоч одна галузь, за показниками якої наша країна належить до десятки світових лідерів. В нашій економіці наразі вистачає проблем, але в України є атомна енергетика, яка може стати плацдармом для економічного розвитку», - зазначила Наталія Шумкова.

Голова Державного агентства України з управління зоною відчуження (ДАЗВ) Віталій Петрук представив доповідь на тему «Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для поводження з радіоактивними відходами в Україні».

Він нагадав, що ДАЗВ є відповідальним за створення цілісної системи поводження з радіоактивними відходами (РАВ) усіх типів та категорій.  «Законодавче поле, яке регламентує поводження з РАВ є цілком врегульованим, існують усі необхідні нормативні документи, проте, існують проблеми з фінансуванням заходів, передбачених нормативною базою. І це при тому, що НАЕК «Енергоатом», як це і передбачено законодавством, починаючи з 2009 року перераховував кошти для створення інфраструктури поводження з РАВ. Відтак ДАЗВ сконцентрувався на тому, щоб удосконалити механізм фінансування поводження з радіоактивними відходами та забезпечити цільове використання відповідних коштів. Результатом стало відновлення належного формування та функціонування Державного фонду поводження з радіоактивними відходами», - зазначив Віталій Петрук. 

Старший радник Всесвітньої ядерної асоціації (WNA) Філіп Косте ознайомив учасників Конференції з аналітичними звітами та доробками WNA щодо ядерного паливного циклу. Зокрема він наголосив, що світова атомна генерація є невід’ємною складовою низьковуглецевої енергетики, і без збереження атомних потужностей досягти успішної декарбонізації світової енергетики до 2050 року видається неможливим.

Відтак, на думку, Філіпа Косте, уранодобувна галузь та потужності з фабрикації ядерного палива мають передумови для розвитку і вдосконалення технологій. «Наразі у світі потужності зі збагачення урану є більш ніж достатніми у середньостроковій перспективі. За необхідності можна легко додати потужності зі збагачення урану. Глобальні виробничі потужності ядерного палива також є достатніми для задоволення попиту, але ринок свіжого ядерного палива є сильно сегментованим і можуть виникнути вузькі місця для конкретних конструкцій палива». – прогнозує представник Всесвітньої ядерної асоціації.

Про проблеми розвитку уранової промисловості України розповів генеральний директор Східного гірничо-збагачувального комбінату Олександр Сорокін.

Говорячи про загальносвітові тенденції, Олександр Сорокін підкреслив, що в останні роки через дуже низькі уранові ціни на ринку спостерігається суттєве скорочення виробництва та відсутність розробки нових уранових родовищ. «В результаті на урановому ринку виник значний відкладений дефіцит пропозиції урану. Наразі дефіцит між видобутком і попитом покривається за рахунок урану з вторинних джерел. Проте, ці джерела поступово зменшуються, а реакторні потреби, навпаки, збільшуються», - зауважив керівник СхідГЗК.

Спираючись на прогнози МАГАТЕ, Олександр Сорокін зауважив, що за сучасних цін на уран родовища з низькою собівартістю швидко вичерпаються, що змінить структуру світових запасів урану. «За даними «Червоної книги» МАГАТЕ/АЯЕ за 2016 та 2018 роки, за два роки відбувся приріст за всіма вартісними категоріями підтверджених світових запасів урану. Основне зростання запасів спостерігається у вартісній категорії до 260 USD/кг, що призвело до збільшення середньої ціни запасів урану з близько 102 USD/кг до 107 USD/кг. Україна займає 10 місце у світі за розвіданими покладами урану: у вартісній категорії до 260 USD/кг наша країна забезпечена на 90 років, у категорії менше 130 USD/кг на 47 років, і ураном вартістю до 80 USD/кг Україна забезпечена на 24 роки» - уточнив Олександр Суботін. Очільник СхідГЗК висловив переконання, що наявність в Україні власної сировинної бази та її промислове освоєння є надійним підґрунтям для розвитку ядерної енергетики України із гарантованим забезпеченням як поточних, так і перспективних потреб.

З поточним станом та довгостроковою стратегією поводження з відпрацьованим ядерним паливом АЕС України учасників Конференції ознайомив керівник служби проектної безпеки та паливовикористання ВП «Науково технічний центр» (НТЦ) Олег Годун. Зокрема він наголосив, що поводження з ВЯП є одним з наріжних каменів розвитку атомної генерації, не лише в Україні, а й у світі в цілому. «У 2000 році МАГАТЕ ініційовано проект INPRO (International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles). Ціль даного проекту створити підґрунтя та механізм аналізу для дослідження можливості ядерної енергетики забезпечити світові та національні потреби у безпечній та економічній енергії у 21 столітті з урахуванням досліджень розвитку інноваційних ядерно-енергетичних систем та ролі технічних та інституційних інновацій у забезпеченні стійкого розвитку», - нагадав Олег Годун.

Він підкреслив, що Україна безумовно дотримується стратегії безпечного, екологічно толерантного та економічно оптимального напрямку поводження з ВЯП АЕС та передбачає виконувати свої зобов’язання у подальшому. Олег Годун також нагадав, що однією з найважливіших складових такої стратегії є створення Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива з АЕС України, будівництво якого в зоні відчуження ЧАЕС вийшло на завершальну стадію. «Реалізація проектів під егідою МАГАТЕ дозволяє використовувати сучасні підходи та світовий досвід в напрямку досліджень із забезпечення сталого розвитку ядерної генерації та поводження з ВЯП. 5 червня поточного року Кабінетом міністрів України затверджено Концепцію Державної економічної програми поводження з відпрацьованим ядерним паливом вітчизняних атомних електростанцій на період до 2024 року», - наголосив Олег Годун.

Представник НТЦ зазначив, що найбільш оптимальним для України варіантом поводження з відпрацьованим ядерним паливом є накопичення та довготривале зберігання ВЯП АЕС України з підтвердженою можливістю геологічного захоронення відпрацьованого палива у кінцевій фазі ядерного паливного циклу. «НАЕК «Енергоатом» буде й у подальшому дотримуватись концепції довготривалого безпечного зберігання ВЯП з українських АЕС», - підсумував Олег Годун.