Достойные три с плюсом

В последние годы целый ряд поставщиков энергетических реакторных технологий выводят на рынок свои новейшие разработки. Вслед за принятием в эксплуатацию российских реакторов ВВЭР‑1200 и корейских APR1400, в самое последнее время сразу несколько энергоблоков с французскими реакторными установками EPR и американскими AP1000 были достроены и подошли к завершающим стадиям внедрения. В июне текущего года был осуществлен физпуск реактора блока № 1 АЭС «Саньмэнь» в Китае, а в августе он вышел на полную мощность, став первой в мире установкой AP1000, поставившей ток в сеть. Одновременно готовился к физическому пуску второй реактор той же станции. На аналогичном энергоблоке № 1 китайской АЭС «Хайян» также состоялся физпуск, а на блоке № 2 началась загрузка ядерного топлива. Три из этих энергоблоков (№№ 1, 2 АЭС «Саньмэнь» и № 1 АЭС «Хайян») планируется ввести в эксплуатацию до конца нынешнего года, а четвертый (№ 2 АЭС «Хайян») — в 2019 году.

В июне же состоялся первый в мире физпуск реактора EPR — на блоке № 1 АЭС «Тайшань», тоже в Китае. Ожидается, что он достигнет полной мощности к сентябрю, а до конца года может быть введен в эксплуатацию. Второй блок этой станции предполагается запустить в 2019 году. Между тем на многострадальном блоке № 3 финской АЭС «Олкилуото» с таким же реактором планируют приступить к загрузке ядерного топлива в январе 2019 года, так что к концу того же года энергоблок может быть готов к полноценной поставке энергии в сеть (сдвигавшиеся на протяжении многих лет сроки заставляют нас выражаться предельно осторожно).

Также этим летом стало известно об очередном сдвиге сроков (примерно на год) другой стройки с EPR — блока № 3 АЭС «Фламанвиль» во Франции: теперь загрузка топлива ожидается в конце 2019 года, а это означает, что ввод в эксплуатацию может состояться в 2020 году.

На фоне лавинообразного завершения проектов с EPR и AP1000 самое время приглядеться к этим реакторам и вспомнить о перипетиях их внедрения.

EPR: мощная активность
EPR и AP1000 относятся к одному типу реакторов — PWR. Они имеют много схожих конструктивных черт, опираются на ряд общих стандартов и предназначены, по большому счету, для одной рыночной ниши — больших энергосистем с несколькими крупными энергоблоками и мощными магистральными сетями.

При разработке EPR и AP1000 ставились схожие сверхзадачи: повышение безопасности и улучшение экономики при условии максимально возможной унификации конструктивных элементов, материалов и технологий с уже внедренными реакторами PWR. Однако эти задачи решались разными средствами, так что EPR и AP1000 имеют ряд принципиальных конструктивных отличий.

Сравнительные технические характеристики этих реакторных установок представлены в ­Таблице 1.

Реактор EPR был создан на границе 1990−2000-х годов на основе двух наиболее прогрессивных западноевропейских конструкций того времени: немецкой реакторной установки Konvoi, внедренной в конце 1980-х в Германии на АЭС «Эмсланд», «Исар» и «Некарвестхайм», и французского реактора N4, построенного во второй половине 1990-х в четырех экземплярах на АЭС «Шуз» и «Сиво» во Франции. Энергоблоки с EPR — мощнейшие из всех сооружаемых сегодня в мире (до 1660 МВт нетто), а N4 — наиболее производительные из ныне эксплуатируемых (до 1500 МВт нетто после модернизации с дополнительным наращиванием мощности). EPR вобрал в себя ряд черт обоих предшественников; некоторые из них получили существенное развитие. В Таблице 2 представлены технические параметры этих трех родственных конструкций.

По сравнению с действующими PWR реактор EPR более долговечен (проектный срок службы 60 лет против 40 лет у Konvoi и N4), по оценкам поставщика, имеет более высокую экономическую эффективность (стоимость выработки электричества на ~10% ниже, чем у N4), обладает повышенным КПД (разница с Konvoi и N4 достигает ~1,5−2,5%), имеет более высокое выгорание (в среднем на ~20%) и потребляет меньше топлива в расчете на киловатт произведенной энергии (на 17% меньше, чем N4), продуцирует меньший объем радиоактивных отходов (на ~¼ по сравнению с тем же французским реактором, в том числе на ~15% сокращается количество долгоживущих младших актинидов), обладает оптимизированными, в ряде аспектов более развитыми системами безопасности и т. д.

EPR унаследовал от предшественников общую компоновку реакторной установки (четыре петли первого контура с таким же числом парогенераторов и главных циркуляционных насосов), ряд конструкционных материалов (прежде всего от N4), некоторые стандартные размерности (основных элементов ТВС и пр.), базовые принципы организации безопасности (двойной контейнмент, системы активной безопасности с четырьмя каналами и др.). В то же время в отношении ряда конструктивных принципов и деталей исполнения EPR заметно отличается от этих и других легководных реакторов.

Среди особенностей французской РУ:

1. более значительные объемы воды в первом и втором контурах по отношению к мощности (в частности, в первом контуре —за счет бóльших, чем у многих PWR, суммарных объемов парогенераторов, компенсатора давления, гидроемкостей). Это обеспечивает увеличение тепловой инерции, что помогает аварийному расхолаживанию;
2. необычно массивная (90 тонн) выгородка из аустенитной нержавеющей стали. Ее параметры и конструкция улучшают (по сравнению с предыдущими PWR) нейтронные характеристики в активной зоне и дополнительно снижают воздействие нейтронного потока и гамма-излучения на корпус реактора, способствуя продлению срока его службы в ~1,5 раза;
3. отсутствие сквозных отверстий в корпусе реактора в районе днища (в противоположность ряду PWR и всем кипящим корпусным реакторам). Этот фактор снижает вероятность оголения ТВС в случае тяжелых аварий;
4. наличие ловушки расплава особой конструкции, предусматривающей его отвод из-под днища реактора, пространственное распределение (то есть увеличение площади теплоотдачи) и охлаждение кориума с использованием пассивных принципов.

В концепции безопасности EPR использованы, в частности, принципы многоканальности, разнообразия средств безопасности, их физического и пространственного разделения. Основной упор сделан на глубоко эшелонированную защиту с помощью активных средств. В EPR применяется четырехканальное построение основных систем, связанных с расхолаживанием и отводом тепла, а также энергоснабжением в нештатных ситуациях. Каждый из четырех независимых каналов разных подсистем безопасности связан с одной из четырех петель первого контура и имеет собственные насосы, клапаны, гидроемкости и т. д. Ключевые элементы каждого канала отделены друг от друга и помещены в изолированных секторах безопасности реакторного здания, примыкающих к контейнменту с разных сторон. Все эти секторы расположены на общей с контейнментом сейсмоустойчивой фундаментной плите. Два из них, содержащие резервные и аварийные источники энергии, рассчитаны на экстремальные разрушительные внешние воздействия (ударная волна, падение авиалайнера), как и сам контейнмент. Такое построение снижает вероятность потери критически важных функций по общей причине. Помимо прочего, «пристройки» служат дополнительным барьером для утечки радиации из контейнмента при ряде ее маловероятных сценариев.

Четырехканальную архитектуру имеют, в частности, системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), аварийного расхолаживания парогенераторов (аналог САР ПГ), аварийного электроснабжения. Так, активная часть САОЗ включает две четырехканальные подсистемы: соответственно среднего (~10 МПа) и низкого (<2,5 МПа) давления. Пассивная часть САОЗ представлена четырехканальной подсистемой с одной гидроемкостью (~12 м³) на каждый канал, осуществляющей подачу под давление 4,6 МПа раствора H₃BO₃, обогащенного изотопом 10В, в холодную нитку ГЦТ.

Четырехканальное построение используется также в некоторых системах нормальной эксплуатации (обеспечивающих теплосъем в контуре, охлаждение агрегатов в процессе останова и ППР). В то же время ряд важных для безопасности систем имеют трехканальную (охлаждение бассейна выдержки ОЯТ) или двухканальную (система аварийного ввода бора — САВБ) архитектуру. САВБ обеспечивает впрыск под высоким (26 МПа) давлением раствора борной кислоты с увеличенной концентрацией (с 10 до 40 г/л) и с обогащением по изотопу 10В до 37 % для останова реактора из любого режима работы без участия (при выходе из строя) механических органов СУЗ, а также последующего поддержания активной зоны в подкритическом состоянии при любых перепадах температур.

Центральное место среди систем расхолаживания РУ занимает гидроемкость борированной воды для операций по перегрузке топлива (ГП) объемом ~1,8 тыс. м³, размещенная внутри контейнмента близ нулевой отметки (в отличие от ряда PWR, включая N4, у которых эти емкости находятся вне гермозоны). ГП не только используется в штатных условиях (для залива реактора при перегрузке), но и служит крупнейшим централизованным источником раствора борной кислоты на случай нештатных ситуаций: разные системы безопасности так или иначе связаны с ГП и могут использовать ее содержимое при исчерпании собственных гидроемкостей. В случаях тяжелых аварий утечки воды и сконденсированного пара из поврежденных контуров в конечном итоге пополняют ГП, поскольку она расположена ниже большинства элементов первого контура. В то же время ГП расположена выше уровня активной зоны и ловушки расплава, благодаря чему (при развитии аварии по наихудшим сценариям) они могут получать воду для охлаждения из ГП за счет гравитации.

По сравнению с реакторами предыдущего поколения некоторые системы EPR оптимизированы или сокращены для удешевления (например, по сравнению с Konvoi вдвое уменьшено число каналов САВБ с одновременным повышением резервирования; несколько снижено расчетное давление в контейнменте и т. д.). В то же время добавлены новые системы и факторы безопасности. Например, в отличие от Konvoi и N4, в EPR внедрена система отвода тепла от контейнмента в случаях тяжелых аварий, помимо его вентиляции через фильтры. Кроме того, в первом и втором контурах EPR реализована концепция «Течь перед разрывом», примененная в Konvoi, но не в N4.

По сравнению с предшественниками в EPR более четко выражено разделение систем на противоаварийные и используемые в нормальных режимах эксплуатации. Это касается, например, специального аварийного канала охлаждения бассейна выдержки; отдельных специализированных систем борного регулирования и САВБ (тогда как в N4 применены совмещенные системы) и т. д.

Для питания активных систем при потере тока от сети предусмотрено дублированное автономное энергоснабжение, состоящее из четырех резервных дизель-генераторов (способных обеспечивать безопасность блока в течение 72 часов), двух аварийных дизелей (с автономностью 24 часа) и аккумуляторных батарей (на 12 часов). Генераторы и запасы топлива для них размещены в двух пространственно разделенных зданиях, защищенных от экстремальных внешних воздействий.

Некоторые пассивные противоаварийные средства также усилены по сравнению с действующими реакторами предыдущего поколения. К пассивным средствам и факторам относятся: ряд клапанов пассивного действия; автокаталитические рекомбинаторы водорода; описанная компоновка ГП; применение накопителей энергии (электрических батарей), наряду с резервными дизель-генераторами; использование ловушки расплава особой конструкции и т. п.

Примером развития проектов предыдущих поколений стал также двойной контейнмент повышенного объема (80 тыс. м³), в котором совмещен опыт Konvoi (имеющего цельностальную внутреннюю защитную оболочку) и N4 (внутренняя оболочка которого выполнена из преднапряженного бетона без стальной облицовки). В результате контейнмент EPR рассчитан не только на удержание значительного внутреннего давления (до 0,55 МПа) при любой разгерметизации первого контура и взрывах водорода (с учетом снижения его концентрации благодаря рекомбинаторам и вентиляции), но и на самые экстремальные внешние воздействия, такие как падение широкофюзеляжного авиалайнера весом около 400 тонн.

В общем, EPR теоретически выигрывает у предшественников по интегральным показателям безопасности. Что касается улучшения экономических параметров, то оно обусловлено прежде всего эффектом масштаба (выработка электричества на АЭС удешевляется с возрастанием установленной мощности), а также в ряде случаев усложнением, а не упрощением конструкции: оптимизация многих процессов достигается за счет более изощренных технических решений. Оправданна ли такая концепция? Покажет время. На стадии внедрения первых проектов EPR не продемонстрировала ожидаемых преимуществ, о чем подробнее ниже.

AP1000: незыблемая пассивность
Иначе решены основные вопросы безопасности и экономики в американском реакторе AP1000. В плане безопасности основной упор сделан на противоаварийные системы пассивного действия вместо надстройки активных систем, как в EPR. В плане экономики главное внимание уделено упрощению конструкции и процесса строительства.

Реакторная установка AP1000 была создана на основе РУ средней мощности AP600, разработанной компанией Westinghouse к началу 1990-х годов и сертифицированной Комиссией по ядерному регулированию США в 1999 году. Сертификация AP1000 в США завершилась в 2005 году, в последующие годы он получил разрешение на внедрение также в Китае и Великобритании.

Ряд ключевых компонентов AP1000 унифицированы с действующими реакторными установками Westinghouse и Combustion Engineering, чей бизнес поставки ядерных технологий к 2000 году вошел в состав Westinghouse. В то же время многие оригинальные особенности этой конструкции унаследованы от AP600. В Таблице 3 представлены технические характеристики этих родственных конструкций.

Создавая AP600 и затем AP1000, Westinghouse отступила от линии развития своих реакторов: начиная с 1960-х годов, повышая мощность конструкций от нескольких сотен мегаватт до более чем гигаватта, Westinghouse переходила от двухпетлевой компоновки к трех- и четырехпетлевой. При этом наращивались и усложнялись системы безопасности, главным образом активные. AP600 стал двухпетлевой конструкцией, в которой преобладают пассивные системы аварийного расхолаживания реактора. Действие последних проще реализовать для установки малой или средней мощности. Однако AP600 не был востребован рынком: к началу нынешнего века стандартом стали РУ гигаваттного класса, а затем у целого ряда поставщиков появились предложения на ~1,5 ГВт. В этих условиях Westinghouse разработала приблизительно вдвое более производительный реактор, сумев сохранить отличительные черты оригинальной концепции и масштабировать пассивные системы.

В AP1000 используются две петли первого контура с одной горячей и двумя холодными нитками на каждую. Соответствующие элементы ГЦТ петель практически зеркально симметричны (за исключением ряда мелких деталей), что способствует высокой унификации производства и взаимозаменяемости. Каждая петля включает два ГЦНА, присоединенных непосредственно к парогенератору без трубопроводов (подобное встречается, в основном, в судовой ядерной энергетике). В реакторной установке применяются необычно большие для такой мощности парогенераторы весом около 700 тонн.

До создания AP1000 двухпетлевая компоновка энергетических PWR большой мощности с гигантскими парогенераторами в сертифицированных конструкциях применялась только компанией Combustion Engineering и затем была унаследована корейской KEPCO в ее реакторах поколения II OPR1000 и поколения III APR1400. Однако в корейских реакторных установках (созданных на основе конструкций бывшей Combustion Engineering при ее первоначальном участии и по лицензиям) преобладают активные системы аварийного расхолаживания реактора. Westinghouse же сумела адаптировать к подобной компоновке почти полностью пассивные противоаварийные средства. В чем-то схожие принципы охлаждения активной зоны среди сертифицированных энергетических реакторов большой мощности используются также в ESBWR альянса GE-Hitachi (причем, в отличие от AP1000, в номинальных режимах работы); однако это реактор иного типа — кипящий. Таким образом, Westinghouse фактически создала необычный сплав разнородных концепций, при этом максимально унифицировав отдельные элементы с ранее внедренными реакторными установками.

Корпус реактора AP1000, ВКУ, активная зона в основном унифицированы с предыдущими конструкциями Westinghouse и имеют много общего с PWR других поставщиков. Как и в случае EPR, в корпусе реактора нет сквозных отверстий ниже верхней части активной зоны. Компенсатор давления заметно больше, чем у реакторов поколения II сравнимой мощности. В AP1000 используются 157 ТВС стандартного формата 17×17, большинство элементов которых традиционны для западных реакторов с водой под давлением. К менее распространенным особенностям относится использование ПС СУЗ двух видов: обычных (с традиционными поглощающими материалами — из сплава: ~80% серебра, ~15% индия и ~5% кадмия) и «серых» (из которых половина использует в качестве поглотителя нержавеющую сталь, а другая половина имеет уменьшенный диаметр, но в них применяется также Ag-In-Cd). «Серые» поглотители, входящие в состав 16 из 69 кластеров СУЗ, используются для «тонкой настройки» и работы реактора в маневренных режимах. Впрочем, и эта технология не нова: она применяется, в частности, на французских АЭС с начала 1980-х годов, в том числе в упомянутом реакторе N4 (но не в EPR).

Наиболее заметно отличается от традиционных PWR организация систем безопасности AP1000. В штатных режимах реакторная установка использует обычные активные системы, в частности, циркуляция теплоносителя осуществляется как у всех крупных энергетических PWR — с помощью ГЦНА. Однако в случае, например, обесточивания станции расхолаживание в течение длительного времени (до 72 часов) может производиться без использования механизмов, требующих переменного тока — насосов, активных клапанов, вентиляторов и т. д. Более того, функционирование пассивных систем в проектных авариях практически не требует участия человека: в AP1000 заложен принцип максимально возможного исключения вмешательства операторов вместо его автоматизации. Действие пассивных устройств основано исключительно на использовании природных сил и накопленной энергии: гравитации, инерции, конвекции, постоянного тока аккумуляторных батарей, энергии сжатых газов или микровзрывов (в пиропатронах) и т. д.

Основа аварийного расхолаживания реактора — своеобразная система пассивного залива активной зоны (СПЗАЗ), включающая три подсистемы, подсоединенные к первому контуру и вступающие в работу последовательно, по мере расхолаживания реактора.

Первая из них представлена двумя гидроемкостями с холодным раствором борной кислоты повышенной концентрации, подсоединенными непосредственно к корпусу реактора через специальные патрубки. Она способна перевести активную зону в подкритическое состояние из любого режима при различных нештатных ситуациях, вплоть до отказа механической части СУЗ. Давление в этой двухканальной подсистеме выравнивается с реактором; при этом ее емкости расположены существенно выше активной зоны, благодаря чему борный раствор может подаваться в реактор за счет гидростатического напора (после открытия специальных пассивных клапанов, срабатывающих автоматически при снижении давления или уровня теплоносителя в компенсаторе давления ниже нормальных значений).

При падении давления в реакторе до уровня примерно ~5 МПа вступает в действие вторая двухканальная система — гидроаккумуляторы, расположенные также выше активной зоны и присоединенные в конечном итоге тоже к реактору. Эти устройства обеспечивают интенсивный залив активной зоны на первых этапах аварии, в том числе тяжелой — с разрывом крупнейшего по диаметру участка ГЦТ (горячей нитки диаметром 790 мм) и кратковременной потерей теплоносителя.

Подсистема третьего уровня обеспечивает доступ в корпус реактора воды из большой (свыше 2 тыс. м³) гидроемкости для перегрузки топлива (ГП), расположенной внутри контейнмента, также на уровне выше активной зоны. Эта крупнейшая емкость служит для длительного, но медленного снятия остаточного тепловыделения. В ней поддерживается равное с контейнментом, незначительное давление, поэтому для поступления воды в реактор давление в нем должно снизиться практически до того же уровня с поправкой на гидростатический напор. Сброс давления осуществляется через ГП. При падении его до ~0,2 МПа срабатывают пироклапаны, открывающие доступ воде ГП в реактор.

ГП также является важным звеном другой системы — пассивного отвода тепла от первого контура. Она фактически формирует альтернативный обычному второй контур, обеспечивающий охлаждение теплоносителя. Однако вместо потери тепла в турбинах и конденсаторах и возвращения воды через парогенераторы (происходящих в нормальных условиях) в этом «аварийном» контуре теплоотдача осуществляется без участия парогенераторов, через специальный теплообменник, погруженный в ГП. При таких условиях вода в ГП может закипеть за 1−2 часа, в зависимости от развития аварии. Возникающий пар конденсируется на внутренней оболочке контейнмента, и часть его в конечном итоге возвращается в ГП по специальным каналам. Таким образом формируются пассивная рециркуляция в контурах аварийного охлаждения СПЗАЗ, а также круговорот воды в разных агрегатных состояниях внутри контейнмента, возвращающий ее в те же контуры.

Последнее возможно при достаточно эффективной теплоотдаче от контейнмента. Поэтому двухслойная защитная оболочка AP1000 имеет особое строение и устройства пассивного действия. Внутренняя оболочка — стальная, толщиной около 4,5 см — служит эффективной поверхностью теплоотдачи. В верхней части контейнмента открыт доступ воздуха в зазор между этой металлической и железобетонной внешней оболочками. Поступающий туда воздух омывает купол внутренней оболочки и выходит через широкую трубу, размещенную на вершине внешней защитной оболочки. Вокруг этой трубы расположена специальная гидроемкость кольцевой формы, содержащая около 3 тыс. тонн воды. В аварийных ситуациях, при сильном разогреве пространства внутри контейнмента, вода из этой емкости стекает по внутренней защитной оболочке, усиливая ее расхолаживание и, соответственно, конденсацию пара внутри нее.

В процессе развития тяжелой аварии, благодаря действию описанных пассивных систем, часть контейнмента может постепенно затапливаться водой (до максимального объема ~2080 м3), в том числе за счет разрыва трубопровода ГЦТ и перелива ГП. Испаряющаяся вода конденсируется на стенках внутренней защитной оболочки и возвращается в оборот. Она в конечном итоге заполняет шахту реактора и охлаждает его корпус снаружи. На этом основана система удержания кориума в корпусе, заменяющая ловушку расплава, применяемую в EPR и в ряде других современных реакторов. Время установления такого кругооборота внутри контейнмента зависит от условий аварии и может составлять от нескольких часов до нескольких суток. Сама по себе система удержания расплава в корпусе при его заливе водой не является новостью (она применялась, например, в российском проекте реактора ВВЭР‑640, разработанном в 1980—1990-х годах), однако в AP1000 она реализована с помощью пассивных средств при большем уровне мощности.

Стоит отметить, что, хотя пассивные системы AP1000 способны в течение длительного времени самостоятельно бороться с аварийными ситуациями, последние отнюдь не всегда сопровождаются полным, длительным обесточиванием энергоблока: во многих случаях активные системы сохраняют работоспособность. Так что пассивные средства, способные в чрезвычайных ситуациях на 100% самостоятельно обеспечивать снятие остаточного тепловыделения в реакторе, иногда могут работать в тандеме с активными средствами, повышая общую надежность. Не случайно интегральные показатели безопасности AP1000 превышают минимальные стандарты для современных реакторных установок на два порядка (например, вероятность повреждения активной зоны составляет ~5×10⁻⁷ при стандартных требованиях МАГАТЭ, США и ЕС не более 1×10⁻⁵).

Помимо новой организации систем безопасности, руководящей идеей при создании реакторов типа AP стало максимально возможное упрощение и удешевление энергоблока. Кроме двухпетлевой компоновки, этому способствуют: исключение из конструкции ряда активных систем безопасности, удешевляющее эксплуатацию; модульный принцип строительства; кратное сокращение площади застройки основными зданиями, объема строительных и некоторых конструкционных материалов. Так, площадь зданий высшей категории безопасности ядерного острова AP1000 почти в 4 раза меньше, чем у сравнимых по мощности энергоблоков Westinghouse предыдущего поколения, а объем бетона и арматурной стали сокращен примерно в 5 раз. Как утверждает поставщик, по сравнению c предыдущими PWR такого же уровня мощности в проекте AP1000 используется в среднем на ~85% меньше кабелей; на ~80% — труб атомных стандартов; на ~50% — подобных клапанов; на ~35% — насосов; на ~45% сокращается объем сейсмостойких сооружений. Модульный принцип возведения заключается в том, что ядерный остров состоит примерно из 340 модулей; около 80% из них имеют габариты, позволяющие их перевозить транспортными путями общего пользования. Благодаря этому существенная часть элементов АЭС производится на заводах, в том числе параллельно с процессами строительства и монтажа на площадке. В идеале это ускоряет реализацию проекта, прежде всего для серийных блоков. Впрочем, первые проекты не показали особых преимуществ по срокам и стоимости в сравнении с блоками предыдущего поколения. Как и в случае EPR, «гладко было на бумаге…», а в реальности упрощение пока не привело к соразмерному удешевлению и ускорению, да и техническая сторона проектов, как выясняется, иногда оказывается небезупречной.

EPR & AP1000: затянувшаяся прелюдия к успеху
Путь поставщиков реакторных установок EPR и AP1000 к финалу внедрения первых образцов оказался долгим и тернистым. Обе конструкции были готовы к началу этого процесса еще в середине 2000-х годов, но дело растянулось на добрые полтора десятилетия. За это время их конкуренты в России и Южной Корее успели ввести в строй свои новейшие реакторы и приобрести небольшой опыт их эксплуатации, а поставщики из Китая — создать и начать строить пару новых современных конструкций большой мощности.

Если не учитывать фальстарт с реактором AP600, сертифицированным еще в 1999 году, технология AP1000 получила разрешение на внедрение в США в начале 2006 года. Но спустя несколько месяцев после этого Комиссия по ядерному регулированию страны ужесточила требования к устойчивости атомных станций — теперь речь шла о падении на них крупных самолетов. Дорабатывая проект внешней защитной оболочки в соответствии с новыми стандартами, Westinghouse попутно внесла еще ряд изменений в конструкцию. Их рассмотрение растянулось на несколько лет: положительное решение по сертификации «улучшенного» AP1000 было принято ведомством лишь в конце 2011 года.

Поначалу целая толпа инвесторов заинтересовалась проектом, и некоторые подали заявки на получение комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию (КЛСЭ) в США 14 энергоблоков с AP1000. Большинство заявок успели получить одобрение ведомства. Однако сегодня сооружается лишь два блока в одном проекте — на действующей АЭС «Вогл». Строительство пары таких же энергоблоков на АЭС «Ви-Си Саммер», начатое весной 2013 года, прекратилось спустя четыре с небольшим года: хозяева проекта сочли его продолжение экономически нецелесообразным, истратив впустую многие миллиарды долларов. Судьба второй очереди АЭС «Вогл» также снова оказалась под вопросом: после очередной переоценки стоимости она возросла на ~$ 1,5 млрд, и, как и годом ранее, инвесторы вновь задумались о целесообразности дальнейшего участия в проекте — на этот раз вопрос решится осенью. На таком фоне инвесторы не торопятся финансировать другие потенциальные проекты с AP1000 в США; некоторые уже отказались от планов внедрения этой технологии.

Не столь радужно, как ожидалось, пошли дела и в Китае. Конечно, соглашения о строительстве двух пар блоков на АЭС «Саньмэнь» и «Хайян», достигнутые в 2007 году, стали безусловным успехом Westinghouse: это были первые случаи внедрения новой технологии. Однако стройки сильно затянулись, и расходы, очевидно, возросли на десятки процентов. Отчасти это обусловлено тем, что технические решения, заложенные в проект, оказались не идеальными: достаточно вспомнить проблемы с ГЦНА, которые китайцы вернули в 2013 году на доработку в США. Но что еще важнее: несколько лет назад Westinghouse объявила о том, что «Саньмэнь» и «Хайян» — только начало и в перспективе ожидается серийное строительство AP1000 в Китае. Однако будут строиться скорее локализованные версии американского реактора под китайским названием и (или) еще более мощные конструкции. Китайцы, договорившись с Westinghouse о передаче технологии на выгодных для себя условиях (разработки пассивной технологии мощнее 1350 МВт становятся китайской интеллектуальной собственностью), создали более производительный реактор на тех же конструктивных принципах — CAP1400. Внедрение головного блока готовится на АЭС «Шидаовань» в провинции Шаньдун. Если первый опыт себя оправдает, Westinghouse через некоторое время может оказаться в положении младшего партнера китайских компаний при дальнейшем продвижении своей же технологии на разных рынках.

Внедрение AP1000 в Великобритании тоже не задалось и пока не принесло плодов. Процесс сертификации реактора начался в середине 2007 года, и хотя эта процедура должна занимать около пяти лет, для AP1000 она продлилась без малого десять — отчасти из-за временной приостановки процесса в 2011—2015 годах по инициативе самого поставщика. В итоге конструкция AP1000 получила принципиальное одобрение надзорных органов Соединенного Королевства лишь в марте 2017 года. Предполагалось построить первые блоки с такими реакторами на планируемой АЭС «Мурсайд» в графстве Камбрия. Основным совладельцем проектной компании NuGen была Toshiba, которая в то время владела Westinghouse и была заинтересована во внедрении AP1000. Однако вскоре после банкротства Westinghouse в США (которое было официально оформлено тоже в марте 2017 года) и осложнения финансового положения самой Toshiba японская компания продала свою американскую «дочку» и объявила о намерении поступить так же с проектом АЭС в Великобритании. В то же время партнер по проекту — французская энергокомпания Engie — вышла из него, оставив Toshiba в одиночестве. Сегодня японцы ищут покупателя на эти активы. Так что перспективы внедрения AP1000 в Соединенном Королевстве стали еще менее определенными.

На многочисленных других рынках, где Westinghouse пыталась реализовать свою авангардную разработку (Финляндия, Польша, Канада, Индия, Чехия, Болгария и др.), до сих пор по разным причинам ничего не вышло. Впрочем, крест на этих планах ставить еще рано: наметились кое-какие подвижки, например, в Индии.

Не лучше обстояло дело и с продвижением EPR. Начиналось все с победного марша новой технологии. В декабре 2003 года был подписан первый контракт на строительство одного энергоблока; в августе 2005 года на финской АЭС «Олкилуото» стартовало его строительство. В декабре 2007 года началось сооружение по этой технологии 3-го блока АЭС «Фламанвилль» во Франции. В ноябре 2009 года стартовало строительство АЭС «Тайшань» с двумя блоками EPR. Однако все эти проекты превратились в долгострои, стоимость некоторых из них существенно возросла. Так, энергоблоки с EPR китайской АЭС изначально предполагалось ввести в эксплуатацию в 2013—2014 годах; теперь ожидается, что первый блок вступит в строй в конце нынешнего года, а второй — в следующем. Эксплуатация нового блока во Франции должна была начаться в 2012 году; теперь это планируется на 2020 год. Однако рекорд задержки (среди всех внедряемых в мире реакторов последнего поколения) принадлежит проекту в Финляндии, который предполагалось завершить еще в 2009 году, но, по последним оценкам, это произойдет примерно на десять лет позже.

Под стать затяжке сроков был и незапланированный рост стоимости. Так, в случаях финской и французской станций расходы на возведение блоков EPR возросли примерно втрое по сравнению с первоначальными контрактными оценками. И хотя место поставщика технологии в этих проектах различается (в Финляндии он является основным ответственным за строительство, а во Франции — нет), прецеденты столь сильного удорожания не добавляют авторитета реакторной технологии.

Как и в случае с AP1000, сроки и расходы на строительство EPR оказались не единственными омрачающими факторами: не обошлось и без технических накладок. Так, на строящемся блоке АЭС «Фламанвилль» выявились проблемы с качеством некоторых компонентов реакторной установки, поставленных с заводов Areva/Framatome (в частности, крышки и днища реактора, ВКУ), а также сварных соединений второго контура. Кроме того, в результате нестыковок в системе мониторинга качества и ведения документации, по требованию надзорных органов, с декабря 2015 года по январь 2018 года на основном заводе Framatome в Ле-Крезо был остановлен выпуск крупных компонентов. Проводились усиленные проверки большинства действующих блоков АЭС Франции и единственной новостройки в сфере ядерной генерации страны — третьего блока АЭС"Фламанвилль". Все это также способствовало затяжке сроков реализации проекта и его удорожанию для инвестора. В частности, в отношении крышки реактора государственная экспертиза вынесла оригинальное заключение: она может использоваться в течение нескольких лет, но к 2024 году ее следует заменить.

При таких неувязках о различных «детских болезнях» внедрения новой технологии (типа необходимости доработки КИПиА или устранения вибраций в системе компенсатора давления на уже практически готовом блоке EPR в Финляндии) говорить уже не приходится. Справедливости ради надо сказать, что в проектах других поставщиков подобные «рабочие моменты» тоже встречаются.

На этом фоне за последние девять лет не началось ни одной новой стройки с EPR. Поставщик технологии терпел неудачи в целом ряде многообещающих проектов. Так, в 2009 году консорциум во главе с Areva проиграл тендер на строительство атомной станции в Объединенных Арабских Эмиратах, где французы предлагали построить энергоблоки EPR. Вскоре после аварии на японской АЭС "Фукусима‑1", произошедшей в марте 2011 года, Италия отказалась от планов развития атомной энергетики; в результате в конце 2012 года крупнейшая итальянская энергокомпания Enel вышла из партнерства с EDF. Этот альянс ранее предусматривал итальянские инвестиции в строительство энергоблоков EPR во Франции, а также сооружение нескольких подобных блоков в Италии. Усиление антиядерных настроений в самой Франции привело к сокращению планов внедрения технологии EPR; в частности, правительство отказалось от строительства этого реактора на АЭС „Панли“. В начале нынешнего десятилетия финская компания Fennovoima рассматривала EPR как один из приоритетных вариантов для строительства новой АЭС в Финляндии (чуть позже были выбраны площадка и название этой станции — "Ханхикиви»). Однако к началу 2013 года переговоры с французским поставщиком были свернуты, и в конце концов предпочтение отдано российскому ВВЭР‑1200.

И вовсе конфуз вышел в Чехии, где в 2012 году Areva «не прошла в полуфинал» на этапе рассмотрения предварительных предложений по расширению АЭС «Темелин». Попытка оспорить решение чешской государственной энергокомпании CEZ окончилась ничем. И хотя оставшиеся кандидаты — консорциумы структур Росатома и Westinghouse (кстати, с AP1000) — в итоге тоже не получили контракт, это произошло совсем по другой причине: чехи просто отложили проект в долгий ящик.

Наконец, в США инвесторы (включая EDF) отозвали все четыре заявки на строительство блоков с EPR на нескольких площадках. В таком контексте в начале 2015 года американский регулятор приостановил процесс сертификации этого реактора по просьбе самой Areva.

В общем, как и в случае с AP1000, успехи в продвижении EPR сменились длительными затяжками и подчас многократным ростом стоимости, отказом ряда инвесторов от участия в проектах и потерей позиций на некоторых рынках. Все это (особенно проект в Финляндии) в итоге способствовало серьезному осложнению финансового положения вендора и привело к фактическому раздроблению Areva: на месте комплексного поставщика ядерных технологий возникли две компании более ограниченного профиля — Framatome и Orano.

Справедливости ради следует сказать, что за последнее время приблизились к реализации два давно вынашиваемых плана: строительства EPR на АЭС «Хинкли-Пойнт» в Великобритании и АЭС «Джейтапур» в Индии. Однако для осуществления этих проектов необходимо разрешить серьезные противоречия; и стройки еще не начались.

Одним словом, обе реакторные технологии, американская и французская, продвигались не столь быстро, как ожидалось, и на этапе внедрения первых проектов продемонстрировали далеко не те экономические показатели, которые декларировали их разработчики. Так, об AP1000 говорилось, что срок строительства и первоначального тестирования (от первого бетона до загрузки топлива) составит 50 месяцев для головных проектов в Китае и 38 месяцев — для серийных. На практике этот период для первого проекта (блока № 1 АЭС «Саньмэнь») составил ~108 месяцев, а для второго (блока № 1 АЭС «Хайян») — ~105 месяцев. В отношении EPR ранее декларировались те же сроки на уровне 57−60 месяцев; на деле первый проект (3-й блок АЭС «Олкилуото») доберется до стадии загрузки ТВС, по последним оценкам, за ~162 месяца, а более «динамично» реализуемый китайский проект — блок № 1 АЭС «Тайшань» — уже дошел до нее за 101 месяц.

Столь же удручающая картина наблюдается в отношении стоимости проектов. Так, общая стоимость строительства двух блоков AP1000 на АЭС «Вогл» за годы его осуществления успела увеличиться с ~$ 14 млрд до ~$ 19 млрд. Оценочная стоимость одного блока EPR на АЭС «Фламанвилль» подскочила с 3,3 млрд евро до 10,9 млрд евро; в похожей пропорции подорожал и проект в Финляндии.

Нет нужды говорить о том, как плохо вяжутся эти цифры с декларациями о чудо-экономике проектов с новейшими блоками. Остается констатировать, что многообещающие «бумажные» характеристики EPR и AP1000 вызвали не только ажиотаж среди инвесторов, но и эйфорию у самих поставщиков. Похоже, они настолько уверовали в тезисы об упрощении, удешевлении, повышении, модульности и тому подобном, что сами взялись за некоторые стройки со своими реакторами (Areva в Финляндии, Westinghouse в США). И это плохо для них закончилось: обе компании оказались на грани банкротства, потеряли ряд активов и сменили владельцев.

И все же созданные ими, действительно передовые конструкции наконец заработали, и вскоре впервые появится шанс показать их эффективность в деле. Если демонстрация окажется удачнее, чем первые стройки, то это может придать второе дыхание разработкам компаний Westinghouse и Framatome, много лет не получавших заказы на внедрение своих флагманских реакторов.