Североамериканская
победа Южной Кореи
В МИРЕ / #6_2019
Текст: Сергей ПАНОВ / Фото: Flickr.com, Flickr/IAEA, Росатом
Американский ядерный регулятор (Nuclear Regulatory Commission — NRC) впервые в истории сертифицировал неамериканскую реакторную технологию. Этой чести удостоился проект APR-1400, разработанный южнокорейской компанией Korea Electric Power Corporation (KEPCO).
Сертификат удостоверяет, что проект APR-1400 соответствует всем требованиям безопасности США, предъявляемым NRC, но при этом никак не привязан к конкретной площадке размещения. Наличие данного сертификата необходимо при подаче заявки на комбинированную лицензию (строительство и эксплуатация).
Вся процедура заняла у KEPKO без малого шесть лет (первичная заявка была подана в сентябре 2013 года), срок действия сертификата — 15 лет с возможностью продления на такой же срок.
Корейский проект APR-1400 (Advanced Pressurised Reactor) — разработка, основанная на традиционной для мировой атомной энергетики реакторной технологии с водой под давлением. APR-1400 разработан с учетом опыта проектирования, сооружения, эксплуатации и технического обслуживания энергоблоков АЭС с реакторами OPR-1000, составляющими основу атомного парка Южной Кореи.
Помимо этого, в процессе разработки APR-1400 были учтены лучшие проектно-конструкторские решения проекта System80+, разработчиком которого выступила американская компания Combustion Engineering. В 2000 году атомные активы Combustion Engineering были приобретены Westinghouse.
По сравнению с предшественниками, в проекте APR-1400 повышены уровень безопасности и экономическая эффективность, а также удобство обслуживания и эксплуатации энергоблока в целом.
Проект APR-1400 был разработан в соответствии с требованиями Korean Utility Requirement Document (KURD), которые, в свою очередь, ретранслируют требования к проектированию усовершенствованных реакторов с водой под давлением (ALWR) американского Electric Power Research Institute, европейской European Utilities Organization и других авторитетных организаций.
Конструктивные особенности APR-1400 с точки зрения систем безопасности и экономической эффективности базируются на результатах Программы разработки реактора следующего поколения (Korean Next Generation Reactor), которая стартовала в Южной Корее еще в 1992 году.
Сертификат соответствия проекта APR-1400 требованиям корейского ядерного регулирующего органа был получен еще в мае 2002 года. Строительство двух первых блоков с реакторами APR-1400 на АЭС «Шин-Кори» (блоки №№ 3 и 4) стартовало в 2007 году, они были введены в эксплуатацию в 2016 и 2019 годах соответственно.
Сегодня, согласно базе данных МАГАТЭ PRIS, на территории Южной Кореи продолжается сооружение еще четырех блоков с APR-1400: АЭС «Шин-Кори» 5 и 6 (прогнозируемые сроки ввода — 2022 и 2023 годы), АЭС «Шин-Ханул» 1 и 2.
Помимо этого, четырехблочная АЭС с реакторами APR-1400 сооружается в Объединенных Арабских Эмиратах, на площадке Барака. Ввод первого энергоблока возможен уже в 2020 году.
Вся процедура заняла у KEPKO без малого шесть лет (первичная заявка была подана в сентябре 2013 года), срок действия сертификата — 15 лет с возможностью продления на такой же срок.
Корейский проект APR-1400 (Advanced Pressurised Reactor) — разработка, основанная на традиционной для мировой атомной энергетики реакторной технологии с водой под давлением. APR-1400 разработан с учетом опыта проектирования, сооружения, эксплуатации и технического обслуживания энергоблоков АЭС с реакторами OPR-1000, составляющими основу атомного парка Южной Кореи.
Помимо этого, в процессе разработки APR-1400 были учтены лучшие проектно-конструкторские решения проекта System80+, разработчиком которого выступила американская компания Combustion Engineering. В 2000 году атомные активы Combustion Engineering были приобретены Westinghouse.
По сравнению с предшественниками, в проекте APR-1400 повышены уровень безопасности и экономическая эффективность, а также удобство обслуживания и эксплуатации энергоблока в целом.
Проект APR-1400 был разработан в соответствии с требованиями Korean Utility Requirement Document (KURD), которые, в свою очередь, ретранслируют требования к проектированию усовершенствованных реакторов с водой под давлением (ALWR) американского Electric Power Research Institute, европейской European Utilities Organization и других авторитетных организаций.
Конструктивные особенности APR-1400 с точки зрения систем безопасности и экономической эффективности базируются на результатах Программы разработки реактора следующего поколения (Korean Next Generation Reactor), которая стартовала в Южной Корее еще в 1992 году.
Сертификат соответствия проекта APR-1400 требованиям корейского ядерного регулирующего органа был получен еще в мае 2002 года. Строительство двух первых блоков с реакторами APR-1400 на АЭС «Шин-Кори» (блоки №№ 3 и 4) стартовало в 2007 году, они были введены в эксплуатацию в 2016 и 2019 годах соответственно.
Сегодня, согласно базе данных МАГАТЭ PRIS, на территории Южной Кореи продолжается сооружение еще четырех блоков с APR-1400: АЭС «Шин-Кори» 5 и 6 (прогнозируемые сроки ввода — 2022 и 2023 годы), АЭС «Шин-Ханул» 1 и 2.
Помимо этого, четырехблочная АЭС с реакторами APR-1400 сооружается в Объединенных Арабских Эмиратах, на площадке Барака. Ввод первого энергоблока возможен уже в 2020 году.
Детали
Базовый проект АЭС с реакторами APR-1400 разработан KEPCO в двухблочном исполнении. Срок службы — 60 лет, КПД более 35%, частота повреждения активной зоны 10−5-10−6 на реактор в год, конструкция рассчитана на землетрясение магнитудой 6,9, период сооружения типового энергоблока (после выхода на серию) — не более 48 месяцев.
Контейнмент реакторных зданий выполнен в форме цилиндра с полусферическим куполом из предварительно напряженного бетона. Изнутри контейнмент покрыт стальной облицовкой. Базовый проект APR-1400 не предполагает наличия ловушки расплава, так как в нем реализуется концепция внутрикорпусного охлаждения при всех возможных вариантах протекания тяжелых аварий.
Однако следует отметить, что для продвижения проекта на европейском рынке KEPCO прорабатывает модификацию EU-APR-1400. Эта конструкция будет включать устройство локализации расплава активной зоны, двойной контейнмент и специализированную систему вентиляции контейнментных газов, предотвращающую выход радиоактивных веществ в окружающую среду в случае серьезной аварии.
Компоновка типовой АЭС с реакторами APR-1400 разработана с учетом опыта эксплуатации действующих южнокорейских АЭС, что позволило оптимизировать взаиморасположение оборудования, строительных конструкций, проходов и помещений для повышения удобства эксплуатации и технического обслуживания. Это призвано, в частности, способствовать достижению высоких значений КИУМ, которые для условий Южной Кореи и так регулярно оказываются в числе лучших мировых показателей.
Реактор APR-1400 — это двухконтурный аппарат с легкой водой в качестве теплоносителя и замедлителя, мощностью около 4000 МВт (т). Конфигурация активной зоны во многом заимствована у предшественника — OPR-1000. Высота активной зоны 3,8 метра, диаметр — 3,6 метра.
Компоновка реактора включает два парогенератора весом по 775 тонн каждый, два выходных («горячий» участок) и четыре входных («холодный» участок) патрубка. При этом выходные патрубки расположены выше входных, для создания режима естественной циркуляции в случае аварии с выходом из строя ГЦН; последних в проекте предусмотрено четыре (по два на каждую петлю). Объем компенсатора давления — 68 м³.
Корпус реактора изготовлен из аустенитной нержавеющей стали, материал трубок парогенератора — Inconel 690. Температура теплоносителя на входе в активную зону — 291 °С, на выходе — 324 °С. Давление в первом контуре APR-1400 ~16 МПа.
Активная зона реактора APR-1400 формируется из 241 ТВС (сечение 16×16), по 236 твэлов в каждой, с традиционными для легководных реакторов таблетками диоксида урана (по 265 на твэл). Конструктивный материал твэлов и ТВС — Zirlo. Количество сборок СУЗ в активной зоне — 93 шт. Топливная кампания предполагает перегрузку 100 ТВС раз в 18 месяцев, максимальное выгорание выгружаемого топлива — около 60 МВт∙сут/кгU.
В проекте в основном применяются активные системы безопасности, однако стоит обратить внимание на одно решение в пассивной системе, отличающее APR-1400 от многих проектов конкурентов. Оно связано с введением внутреннего бассейна для хранения воды, предназначенного для оперативной заливки реактора в случае серьезных инцидентов с потерей теплоносителя.
Традиционно подобные бассейны размещаются в отдельном объеме внутри контейнмента и соединяются с активной зоной посредством трубопроводов и насосов. В проекте APR-1400 бассейн располагается непосредственно вокруг реакторной установки, что позволяет при необходимости обеспечить максимально быстрое и надежное поступление воды в активную зону.
В процессе внедрения энергоблоков АЭС с реакторами APR-1400 южнокорейские атомщики вплотную подошли к решению стратегически важной задачи. Если на АЭС «Барака», сооружаемой на территории ОАЭ, компания Westinghouse получила заказы на АСУ ТП и поставку насосного оборудования, то сооружение АЭС «Шин-Ханул» 1 и 2 практически полностью локализовано на территории Южной Кореи, как с точки зрения производства оборудования, так и с точки зрения прав на интеллектуальную собственность.
В заключение следует отметить, что специалисты KEPCO не довольствуются достигнутыми успехами и уже активно работают над созданием обновленной реакторной технологии, которая получила название APR+. Проект APR+ — эволюционное развитие APR-1400, что позволяет отнести его к поколению III+.
Сохранив основные проектно-конструкторские решения, разработчики планируют поднять мощность установки APR+ с 1400 до 1500 МВт (э), на порядок уменьшить вероятность тяжелых аварий и выхода радиоактивности за пределы контейнмента, который, в свою очередь, будет серьезно усилен. Срок сооружения серийного энергоблока с реактором APR+ составит всего 36 месяцев (сокращение на четверть относительно APR-1400), что, по оценкам разработчиков, возможно за счет внедрения технологии модульного сооружения.
Планируется, что в случае с APR+ лицензионная чистота проекта составит 100%. Это позволит Южной Корее обрести полную самостоятельность на международной арене в такой высокотехнологичной сфере, как сооружение энергоблоков АЭС.
Базовый проект АЭС с реакторами APR-1400 разработан KEPCO в двухблочном исполнении. Срок службы — 60 лет, КПД более 35%, частота повреждения активной зоны 10−5-10−6 на реактор в год, конструкция рассчитана на землетрясение магнитудой 6,9, период сооружения типового энергоблока (после выхода на серию) — не более 48 месяцев.
Контейнмент реакторных зданий выполнен в форме цилиндра с полусферическим куполом из предварительно напряженного бетона. Изнутри контейнмент покрыт стальной облицовкой. Базовый проект APR-1400 не предполагает наличия ловушки расплава, так как в нем реализуется концепция внутрикорпусного охлаждения при всех возможных вариантах протекания тяжелых аварий.
Однако следует отметить, что для продвижения проекта на европейском рынке KEPCO прорабатывает модификацию EU-APR-1400. Эта конструкция будет включать устройство локализации расплава активной зоны, двойной контейнмент и специализированную систему вентиляции контейнментных газов, предотвращающую выход радиоактивных веществ в окружающую среду в случае серьезной аварии.
Компоновка типовой АЭС с реакторами APR-1400 разработана с учетом опыта эксплуатации действующих южнокорейских АЭС, что позволило оптимизировать взаиморасположение оборудования, строительных конструкций, проходов и помещений для повышения удобства эксплуатации и технического обслуживания. Это призвано, в частности, способствовать достижению высоких значений КИУМ, которые для условий Южной Кореи и так регулярно оказываются в числе лучших мировых показателей.
Реактор APR-1400 — это двухконтурный аппарат с легкой водой в качестве теплоносителя и замедлителя, мощностью около 4000 МВт (т). Конфигурация активной зоны во многом заимствована у предшественника — OPR-1000. Высота активной зоны 3,8 метра, диаметр — 3,6 метра.
Компоновка реактора включает два парогенератора весом по 775 тонн каждый, два выходных («горячий» участок) и четыре входных («холодный» участок) патрубка. При этом выходные патрубки расположены выше входных, для создания режима естественной циркуляции в случае аварии с выходом из строя ГЦН; последних в проекте предусмотрено четыре (по два на каждую петлю). Объем компенсатора давления — 68 м³.
Корпус реактора изготовлен из аустенитной нержавеющей стали, материал трубок парогенератора — Inconel 690. Температура теплоносителя на входе в активную зону — 291 °С, на выходе — 324 °С. Давление в первом контуре APR-1400 ~16 МПа.
Активная зона реактора APR-1400 формируется из 241 ТВС (сечение 16×16), по 236 твэлов в каждой, с традиционными для легководных реакторов таблетками диоксида урана (по 265 на твэл). Конструктивный материал твэлов и ТВС — Zirlo. Количество сборок СУЗ в активной зоне — 93 шт. Топливная кампания предполагает перегрузку 100 ТВС раз в 18 месяцев, максимальное выгорание выгружаемого топлива — около 60 МВт∙сут/кгU.
В проекте в основном применяются активные системы безопасности, однако стоит обратить внимание на одно решение в пассивной системе, отличающее APR-1400 от многих проектов конкурентов. Оно связано с введением внутреннего бассейна для хранения воды, предназначенного для оперативной заливки реактора в случае серьезных инцидентов с потерей теплоносителя.
Традиционно подобные бассейны размещаются в отдельном объеме внутри контейнмента и соединяются с активной зоной посредством трубопроводов и насосов. В проекте APR-1400 бассейн располагается непосредственно вокруг реакторной установки, что позволяет при необходимости обеспечить максимально быстрое и надежное поступление воды в активную зону.
В процессе внедрения энергоблоков АЭС с реакторами APR-1400 южнокорейские атомщики вплотную подошли к решению стратегически важной задачи. Если на АЭС «Барака», сооружаемой на территории ОАЭ, компания Westinghouse получила заказы на АСУ ТП и поставку насосного оборудования, то сооружение АЭС «Шин-Ханул» 1 и 2 практически полностью локализовано на территории Южной Кореи, как с точки зрения производства оборудования, так и с точки зрения прав на интеллектуальную собственность.
В заключение следует отметить, что специалисты KEPCO не довольствуются достигнутыми успехами и уже активно работают над созданием обновленной реакторной технологии, которая получила название APR+. Проект APR+ — эволюционное развитие APR-1400, что позволяет отнести его к поколению III+.
Сохранив основные проектно-конструкторские решения, разработчики планируют поднять мощность установки APR+ с 1400 до 1500 МВт (э), на порядок уменьшить вероятность тяжелых аварий и выхода радиоактивности за пределы контейнмента, который, в свою очередь, будет серьезно усилен. Срок сооружения серийного энергоблока с реактором APR+ составит всего 36 месяцев (сокращение на четверть относительно APR-1400), что, по оценкам разработчиков, возможно за счет внедрения технологии модульного сооружения.
Планируется, что в случае с APR+ лицензионная чистота проекта составит 100%. Это позволит Южной Корее обрести полную самостоятельность на международной арене в такой высокотехнологичной сфере, как сооружение энергоблоков АЭС.
Комментарий эксперта
Дмитрий Парамонов
руководитель проектного офиса по развитию продукта АЭС госкорпорации «Росатом»
— Сертификация NRC неамериканского проекта — факт, несомненно, интересный, но демонстрирует он, в первую очередь, настойчивость корейских разработчиков и их долгосрочный горизонт планирования, а никак не особые свойства проекта АРR-1400 или смену подхода US NRC. При желании Areva и Toshiba могли бы завершить процесс сертификации своих проектов EPR и ABWR, но заявки были отозваны в 2015 и 2016 годах, соответственно. Основные причины: ухудшение перспектив атомной энергетики в США (снижение конкурентоспособности в среднесрочной перспективе ввиду низких цен на природный газ) и трудности с сооружением EPR в Европе.
KEPCO и KHNP, безусловно, стремятся к реализации экономически выгодных (то есть прибыльных) проектов сооружения APR-1400 в мире, включая США. Наличие сертифицированного и имеющего референцию в Корее проекта — это серьезная предпосылка, но ее недостаточно. Основной фактор — экономическая целесообразность. Если экономическая ситуация в США изменится, то APR-1400 окажется в лучшем положении, чем EPR и ABWR, но при этом нельзя забывать, что AP-1000 и ESBWR также сертифицированы US NRC.
Таким образом, сертификация APR-1400 практически никак не меняет расстановку сил на мировом рынке. Конечно, у KEPCO и KHNP появляется дополнительный аргумент в переговорах с новыми заказчиками, но этот аргумент — не решающий. Положительный опыт сооружения и эксплуатации — существенно более важные факторы, чем дополнительная сертификация.
Если сравнивать APR-1400 с аналогами, то APR-1400 и российский ВВЭР-1200 находятся примерно на одинаковом уровне технологического развития, и каждый имеет свои уникальные решения. Например, в американской версии APR-1400 обосновано внутрикорпусное удержание расплава и применен пассивный регулятор расхода для аварийного ввода охлаждающей воды, а для ВВЭР-1200 важной инновацией стало сочетание активных и пассивных систем удаления остаточного тепловыделения. Ключевое преимущество APR-1400 — опыт серийного строительства в Корее (APR-1400 — результат эволюционного развития проекта OPR-1000), повышающий шансы реализации проектов в срок и в рамках плановых бюджетов. Однако репутация корейской атомной промышленности пошатнулась при сооружении АЭС «Барака» в ОАЭ.
В целом, Корея — достойный конкурент. Получение сертификата US NRC кардинально ситуацию не изменило. APR-1400, ВВЭР-1200/1300, EPR, AP-1000, ESBWR — это все реакторы большой мощности, требующие соответствующей сетевой инфраструктуры и инвестиций в сооружение, что ограничивает диапазон потенциальных заказчиков. Выбор же конкретной технологии по-прежнему будет определяться сложной комбинацией политико-экономических факторов.
KEPCO и KHNP, безусловно, стремятся к реализации экономически выгодных (то есть прибыльных) проектов сооружения APR-1400 в мире, включая США. Наличие сертифицированного и имеющего референцию в Корее проекта — это серьезная предпосылка, но ее недостаточно. Основной фактор — экономическая целесообразность. Если экономическая ситуация в США изменится, то APR-1400 окажется в лучшем положении, чем EPR и ABWR, но при этом нельзя забывать, что AP-1000 и ESBWR также сертифицированы US NRC.
Таким образом, сертификация APR-1400 практически никак не меняет расстановку сил на мировом рынке. Конечно, у KEPCO и KHNP появляется дополнительный аргумент в переговорах с новыми заказчиками, но этот аргумент — не решающий. Положительный опыт сооружения и эксплуатации — существенно более важные факторы, чем дополнительная сертификация.
Если сравнивать APR-1400 с аналогами, то APR-1400 и российский ВВЭР-1200 находятся примерно на одинаковом уровне технологического развития, и каждый имеет свои уникальные решения. Например, в американской версии APR-1400 обосновано внутрикорпусное удержание расплава и применен пассивный регулятор расхода для аварийного ввода охлаждающей воды, а для ВВЭР-1200 важной инновацией стало сочетание активных и пассивных систем удаления остаточного тепловыделения. Ключевое преимущество APR-1400 — опыт серийного строительства в Корее (APR-1400 — результат эволюционного развития проекта OPR-1000), повышающий шансы реализации проектов в срок и в рамках плановых бюджетов. Однако репутация корейской атомной промышленности пошатнулась при сооружении АЭС «Барака» в ОАЭ.
В целом, Корея — достойный конкурент. Получение сертификата US NRC кардинально ситуацию не изменило. APR-1400, ВВЭР-1200/1300, EPR, AP-1000, ESBWR — это все реакторы большой мощности, требующие соответствующей сетевой инфраструктуры и инвестиций в сооружение, что ограничивает диапазон потенциальных заказчиков. Выбор же конкретной технологии по-прежнему будет определяться сложной комбинацией политико-экономических факторов.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ #6_2019