Десять лет тому назад закончилась череда реформ легендарного Министерства среднего машиностроения СССР, от Минатома через Федеральное агентство по атомной энергии Россия пришла к созданию Госкорпорации Росатом. В конце года Росатом отмечает юбилей, но «детский» возраст заставляет только удивляться всему тому, что он планирует.
О планах наших атомщиков мы еще успеем поговорить, а пока давайте попробуем посмотреть на итоги года нынешнего. И начнем с события действительно знакового, заслуживающего большого внимания.
28 сентября 2017 года в 23 часа 27 минут московского времени реакторная установка ВВЭР-1000 проекта 428 энергоблока №3 Тяньваньской АЭС (ТАЭС) была выведена на минимально контролируемый уровень мощности. Впереди – энергетический пуск и ввод в коммерческую эксплуатацию. Событие прошло буднично, без ленточек и фанфар – атомщики просто выполняли свою работу. Вот такой удивительный в наше время факт – есть в мире атомная корпорация, которая сумела поставить производство энергоблоков на промышленный поток, идет ставшее уже серийным производство. Все, что характерно для серийного производства, мы и наблюдаем – уменьшаются сроки, становится ниже цена. К примеру, строительство ВВЭР-1000 для Ростовской АЭС было начато в сентябре 2009 года, энергетический пуск состоялся в декабре 2014-го – чуть больше пяти лет. Третий энергоблок ТАЭС Росатом начал строить в декабре 2012 года, до момента его физического пуска прошло уже менее пяти лет. Такая скорость реализации проекта минимизирует затраты на «простой» кредитных средств и убедительно доказывает – эффективность использования технологии и персонала обеспечивают российской атомной корпорации значительное конкурентное преимущество перед зарубежными коллегами.
Возможно, кто-то удивится решению Китая о том, что ему необходим реактор ВВЭР-1000, а не ВВЭР-1200, но это только в том случае, если не присматриваться к тому, что же такое наш «тысячник». Мы расскажем об эволюции технологии ВВЭР-1000, появившейся в далеком 1966 году. Ну, а поскольку на страницах журнала Геоэнергетика.ru мы еще ни разу подробно не рассматривали, как же выглядит водно-водяной энергетический реактор, будем считать, что наступил момент, когда мы это, наконец, сделаем.
Схема реактора ВВЭР, Рис.: nucleartourist.com
Это – самая простая из всех возможных схем ВВЭР, на ней только самые основные элементы. В корпусе реактора в вертикальных стержнях размещено урановое топливо. Сквозь крышку реактора пропущены и стержни с топливом, и стержни СУЗ – системы управления и защиты. Школьный рассказ про деление ядер урана звучит очень просто:
«Один нейтрон ударил в ядро, выбил два нейтрона, эти два, попав в следующие ядра, выбили уже четыре нейтрона»
Но в реальности все куда как сложнее. Если в реакторе слишком много свободных нейтронов, интенсивность цепной реакции будет настолько мощной, что контролировать ее будет невозможно.
Оптимальный режим работы реактора – при котором каждая сотня нейтронов после ударов по ядрам образует всего 102 вторичных нейтрона, все прочие должны стать лишними на этом празднике жизни. Нужен поглотитель, который «уберет с доски» все лишние свободные нейтроны и при этом гарантированно не начнет «чудить», не вступит ни в какую ядерную реакцию сам. Такой химический элемент был найден – это бор, если точнее, его изотоп бор-10, 10В. Вероятность того, что его ядро «скушает» нейтрон и «не подавится», в тысячи раз выше, чем у любого другого химического элемента. Результат этой «трапезы» – стабильный изотоп лития-7 и альфа-частица, она же ядро стабильного гелия-4.
Управляющие стержни СУЗ заполнены карбидом бора, В4С. Карбид бора – одно из самых стойких химических соединений, он не реагирует с водой, не растворяется в кислотах, при температуре меньше 1’250 градусов он «не обращает внимания» на кислород. Уж если чему и доверять регулирование ядерной реакции, то лучшего кандидата не найти. Нет, в ПЭЛе (поглощающий элемент) у карбида бора есть компаньон с красивым названием титанид диспрозия – но это, в общем-то, для того, чтобы карбид бора не заскучал в гордом одиночестве. Титанид диспрозия – смесь оксидов титана и диспрозия, нейтроны она поглощает не очень интенсивно, зато смесь не распухает от газа, что предохраняет ПЭЛ от изменения его геометрии. Как видно на схеме, стержни СУЗ проходят между стержнями с топливом – там, где и летают наши свободные нейтроны. Когда топливо только загружено в реактор, содержание урана-235 в нем максимально возможное для реактора (5%) – в этот момент стержни СУЗ опущены до упора, чтобы перехватить все лишние нейтроны. Идет время, постепенно выгорает уран-235, нейтронов образуется меньше – стержни СУЗ постепенно поднимаются выше.
Буквы ГЦН – это главный циркуляционный насос, который обеспечивает «протискивание» через активную зону реактора воды первого контура. Правильнее было бы называть его ГЦНА, главным циркуляционным насосным агрегатом – мы ведь люди взрослые, понимаем, что насос требует дополнительного оснащения, например, собственной системы охлаждения, смазки и прочего, но схема у нас упрощенная, потому и просто ГЦН.
Синего цвета труба, идущая от ГЦН в корпус реактора, частенько обозначается ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод, по нему и бежит вода первого контура, которая выполняет две функции сразу. Во-первых, она притормаживает слишком быстрые нейтроны, что необходимо для обеспечения нормального течения цепной реакции деления урана-235, во-вторых, именно она забирает тепло, образующееся в реакторе и передает на второй контур.
Теперь вооружаемся обычным здравым смыслом, чтобы мысленно «дорисовать» нашу схему оборудованием, которое на ней отсутствует. На схеме видно, что ГЦТ вливает воду в корпус реактора где-то так посередине вертикальной стенки, топливные стержни расположены ниже, прямо напротив места входа воды – стержни СУЗ. Давление, которое создает ГЦН – 16 МПа, 16 миллионов паскалей, вода врывается в корпус реактора при давлении в 160 раз большем атмосферного, а внутренний диаметр корпуса 3,64 метра. Что получится, если реактор выглядит так, как нарисовано? Вода мощнейшей струей влупит по стержням СУЗ, врежется в противоположную стенку, образуя какие-то водопады и воронки, помчится вниз, к топливным стержням. «Стакан» корпуса реактора заполнится, вода зальет входной патрубок, появятся дополнительные водовороты, которые будут кружиться вокруг наших стержней, мотая их из стороны в сторону… Нездоровая обстановка, согласитесь. Как всего этого избежать?
Забываем на минуту, что речь идет о ядерном реакторе, придумываем, как сделать так, чтобы поток воды пошел вниз, как избежать удара входящей струи в общий объем воды. Крепим вдоль стенок корпуса кольцевую перегородку, на которую «вешаем некую шахту, уходящую вертикально вниз. Теперь вода, ударившись об нее, ровным потоком пойдет вниз, по зазору между корпусом и этой дополнительной преградой. Все правильно, здравый смысл не обманул – в корпусе имеется и предохранительное кольцо, и внутренняя шахта, прикрепленная к нему. Благодаря двум этим механическим препятствиям поток воды направляется вниз, к днищу реактора.
Продолжаем упражнять логику. Если дно корпуса плоское, поток воды, ударившись об него, начнет вращаться в водоворотах, образовывать какие-то волны – нам не надо ни того, ни другого. Как быть? Правильно – сделать дно полукруглым, эллиптическим, и организовать противоток из такого же «водопада» с противоположной стороны. И снова никаких ошибок – дно реактора действительно эллиптическое, вниз устремлены даже не два, а четыре потока воды. Сталкиваясь, они заставляют воду двигаться вверх, вдоль стержней с топливом. Стенки внутренней шахты поднимаются выше места входа патрубков с водой в корпус, на самом верху ее встречают патрубки, через которые вода покидает корпус. Верхние патрубки имеют отдельное название – блок защитных труб, БЗТ.
Что еще? Длина ТВС – тепловыделяющих сборок – около 4,5 метра, сторона шестигранной «соты» – 23 см 4 мм. Выдержат ли ТВС напор воды или их начнет качать из стороны в сторону? Да само собой – будут болтаться во все стороны. Значит, ТВС не «висят» в корпусе, в крышке и в днище реактора должны быть организованы гнезда, в которых нижний и верхний торцы ТВС можно надежно закрепить. Снова все верно – вот фотография, а не схема:
Головки ТВС-2М (сборки в чехле свежего топлива), Фото: wikipedia.org
Это – крышка реактора изнутри и головки ТВС, «гнезда» и пружины внутри, эдакие «двоюродные братья» автомобильных амортизаторов. Зачем пружины, тоже понятно – вода создает гидравлическую силу выталкивания, пружины ее уравновешивают.
Что еще нам подсказывает логика? На самом верху трубочек, которые изображают стержни СУЗ – черненькие прямоугольники. Если стержни нужно опускать и поднимать – то нужны соответствующие приводы с моторами, обеспечивающие эти движения. На «серьезной» схеме эти прямоугольники обозначают буквами ШЭМ – шаговый электромагнитный механизм. Температура воды первого контура на входе в корпус реактора – 289 градусов, на выходе – 322. Любое тело при нагревании расширяется, вода исключением не является. Можно этим расширением и соответствующим изменением давления пренебречь? Объем воды, одномоментно находящийся в корпусе – 370 кубометров, колебания будут весьма заметны. Значит, еще одна деталька, отсутствующая на приведенной схеме – компенсатор давления.
Размышляем дальше. Вот стержни СУЗ, с ПЭЛами в составе карбида бора и титанида диспрозия, которые то опускают, то поднимают. Топливные сессии в ВВЭР-1000 продолжаются по полтора года – это время, в течение которого ТВС непрерывно находятся в активной зоне. ПЭЛов в реакторе всегда меньше, чем ТВЭЛов, поэтому может наступить неприятный момент, когда начинка ПЭЛов полностью выгорит. И что тогда делать – прерывать сессию, что ли? Или можно придумать еще какое-то дополнение в СУЗ? Не так давно мы рассказывали, что и по какой причине происходило в марте 2011-го на АЭС «Фукусима-1».
В числе прочих бед и несчастий свое черное дело сделала и пароциркониевая реакция, однако в первом контуре ВВЭР никакого пара нет, тут только вода, в нее вполне можно добавлять все тот же изотоп бора-10. Делать это проще, чем изобретать способ «досыпки» карбида бора в ПЭЛ и, разумеется, атомщики этим пользуются. Значит, схема должна быть дополнена еще и емкостями с этой борной водой, насосами и трубопроводами при них.
Если произошла запроектная авария, главной задачей становится как можно более быстрая остановка реактора и охлаждение корпуса, поскольку даже после полной остановки реактора в уране продолжается остаточное тепловыделение. В реакторе имеется САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны, и мы можем мысленно дорисовать емкости с борной водой, которая будет и охлаждать, и помогать останавливать цепную реакцию. Есть емкость – значит, есть насос и трубопровод.
Все? Снова нет. Может ведь сложиться ситуация, когда запроектная авария происходит в то время, когда карбид бора в ПЭЛе почти выгорел, и даже полное погружение стержней не остановит цепную реакцию полностью. Содержание бора-10 в САОЗ – 16%, поэтому нужна подстраховка вот на такой случай. Значит, среди прочего внутрикорпусного оборудования имеются и емкости СБВБ – системы быстрого ввода бора, концентрация бора в которой в разы выше, чем в емкостях САОЗ. Есть емкости – значит, имеется и еще один комплект насосов и трубопроводов.
Вот теперь – хватит! Конечно, есть еще масса подробностей, но рассказывать о них в этот раз не будем. Для тех, у кого крепкие нервы – ниже более полная схема внутрикорпусного оборудования, с которой мы аккуратно убрали все обозначения. Тем, кому эти обозначения кажутся жизненно необходимыми, предлагаем готовить документы для поступления в МИФИ – там вам все и расскажут. Как говаривал один очень хороший человек: «Воздуха в грудь набрали?..»
Общая схема ВВЭР-1000, Рис.: livejournal.net
Ну, и чтобы «оживить» рисунки – несколько числовых значений. Длина одной петли ГЦТ в ВВЭР-1000 – 46 метров, поэтому и ГЦН нужен очень серьезный. Эта «железяка» вместе с двигателем весит 118 тонн, для прокачки 20’000 кубометров воды в час она потребляет 5,3 МВт мощности. ГЦН обеспечивает давление 16 МПа (мегапаскалей), несмотря на то, что диаметр патрубков ГЦТ на выходе составляет 85 см. Даже 20’000 кубометров воды в час, которую прокачивает один ГЦН, не хватает для того, чтобы забрать все тепло, вырабатываемое реактором. В ВВЭР-1000 – четыре петли первого контура, только 80’000 кубометров воды в час справляются с этой задачей.
Выбравшись из реактора, вода первого контура направляется в парогенератор (ПГ), где «сдает» температуру воде второго контура. При этом вода первого контура остается внутри теплообменных трубок, чтобы не «сдать» вместе с температурой еще и наведенную радиоактивность. На трубопроводе второго контура есть еще и подогреватель – водичка в ПГ приходит уже основательно горячая. «Прикоснувшись» к трубкам теплообменника, вода второго контура вскипает, превращаясь в перегретый пар, который вполне пригоден для того, чтобы привести в движение турбину. Дальше все как обычно – турбина вращает ротор генератора, который и вырабатывает электроэнергию. В одной из прошлых наших статей мы уже описывали «электрическую часть» любой электростанции.
После того, как пар проходит сквозь турбину, его отправляют остывать и конденсироваться в воду – в градирни, откуда она скатывается в охладительный пруд, где ее подхватывает питательный насос, чтобы снова подогреть и загнать в ПГ. Вода первого контура после того, как передает тепло и остывает, снова попадает в распоряжение ГЦН, чтобы начать новое путешествие в недра активной зоны.
Научное руководство созданием проекта ВВЭР-1000 возглавил Курчатовский институт, которым в то время руководил Анатолий Петрович Александров. К 1969 году техническое задание было закончено, разработка проекта была передана в ОКБ «Гидропресс», в руки его главного конструктора Василия Васильевича Стекольникова. Более опытного специалиста в нашей стране на тот момент не было, и быть не могло – именно группа Стекольникова разработала проект ВВЭР-440, за что Василий Васильевич был удостоен Государственной премии. Анатолий Александров не ошибся в выборе – проект ВВЭР-1000 был закончен уже в 1971 году.
Если сравнивать ВВЭР-1000 с его предшественником – ВВЭР-440, то можно уверенно сказать, что новое детище «Гидропресса» было огромным шагом вперед. Объем активной зоны увеличился в полтора раза, а электрическая мощность – больше, чем в два раза. Уменьшилось с шести до четырех число петель теплоносителя, что значительно снизило металлоемкость реакторной установки. Для этого проектировщики под руководством Стекольникова разработали совершенно новые ГЦН, ПГ и другое оборудование. Если же говорить о физических процессах в реакторе, то главный вклад Василия Стекольникова – резкое увеличение основного показателя в атомной энергетике, глубины выгорания топлива.
Глубина выгорания – это количество энергии, которое удается получить в течение суток с каждого килограмма урана, МВт*сут/кгU. У ВВЭР-440 этот показатель был равен 12, а у ВВЭР-1000 конструктор добился сразу 43 МВт*сут/кгU – рост больше, чем в три раза. Теперь стало окончательно ясно, что АЭС экономически выгоднее, чем электростанция любого другого типа, за исключением ГЭС. Еще одно существенное новшество ВВЭР-1000 – то, что все оборудование реакторной установки было укрыто прочной защитной оболочкой из предварительно напряженного железобетона, и это был первый случай появления контайнмента в отечественном атомном проекте.
Головной реактор ВВЭР проекта В-187 начали строить в 1972 году, ввели в эксплуатацию в составе Нововоронежской АЭС в мае 1980 года. Уже тогда были начаты серьезные работы по совершенствованию системы безопасности (СБ) реактора – в проекте было применено тройное резервирование оборудования, имеющего к ней отношение.
Далее последовала «малая серия» ВВЭР-1000 – проекты В-302 и В-338. От двух турбин мощностью 500 МВт перешли к одной, но вдвое большей мощности, специалисты Курчатовского института после дополнительных исследований уточнили необходимое количество стержней СУЗ, немного поменяли размеры активной зоны. Уже в 1978 году, когда реактор НВАЭС-5 еще только строился, началась проработка «большой серии» – реактора ВВЭР-1000 проекта 320. Были разработаны новые сплавы для основного оборудования, очень серьезно была дополнена СБ. Появились емкости САОЗ отдельно высокого и низкого давления, СПОТ (система пассивного отвода тепла), система аварийного газоудаления, аварийной подачи питательной воды, СБВБ на каждой петле, дополнительная система пассивного залива активной зоны при запроектной аварии и ряд других новинок. К 1980 году проект 320 получил все необходимые лицензии, и после этого начался золотой век атомной энергетики СССР.
В 1980 году начали строительство ВВЭР-1000/320 на Балаковской, Запорожской, Ровненской АЭС и на болгарском Козлодуе, в 1981 – еще по одному реактору на Балаковской и Запорожской и еще один – на Хмельницкой АЭС. И вот такой темп, по 3-4 реактора в год, выдерживался до 1987 года. Авария на Чернобыльской АЭС, резкий рост антиядерных настроений в стране, в которой набирала ход перестройка… А Василий Стекольников в 1981 году был удостоен звания Героя Социалистического труда, но самое интересное, на наш взгляд, что звезда Героя была вручена … не за ВВЭР-1000.
Одновременно с работой над ним Стекольников возглавил проектирование совсем другой реакторной установки. Название опытно-конструкторского бюро «Гидропресс» не просто так содержит слово «гидро» – его деятельность действительно была связана с водой, с самыми ее глубинами. БМ-40А – таков код блочной ядерной паропроизводящей установки с жидкометаллическим (свинцово-висмутовым), теплоносителем для подводных ракетоносцев. Одновременно вести и успешно закончить разработку сразу двух новаторских, революционных проектов – согласитесь, это очень сильно.
Во второй половине 80-х Стекольников и команда «Гидропресса» приступили к разработке очередного проекта, получившего код В-392. В нем самом были учтены горькие уроки «Три-Майл-Айленд» в США и Чернобыля, одной из главных задач разработчики считали недопустимость разрушения активной зоны реактора. Двойной контайнмент, вдвое увеличенное количество стержней СУЗ (с 61 до 121), вдвое увеличенное количество каналов СБ, в которой были скомбинированы активные и пассивные средства защиты. Еще до аварии на Фукусиме-1 наши разработчики предвосхитили многие из тех проблем, которые ее вызвали. Аварийные дизельные энергоустановки, аккумуляторные батареи для активной части СБ – все это появилось уже тогда, 30 лет тому назад.
Китайские рабочие, Фото: flickr.com
Но Василию Васильевичу Стекольникову не суждено было дожить до реализации проекта В-392 – начинались 90-е годы. Именем замечательного конструктора военных и гражданских реакторов названа улица в Подольске, в котором он жил и работал 45 лет. Он ушел в 1997, успев начать дорабатывать В-392 под требования атомного регулятора Финляндии, у которой возникли планы строительства нового реактора на АЭС «Ловииса». В истории атомного проекта не так уж и редки случаи, когда специалисты разных стран ведут себя друг с другом вне зависимости от политических отношений, их поведение раз за разом заставляет верить в существование «всемирного атомного профсоюза». Вот и финские специалисты, принимавшие участие в проектировании, после того, как владельцы «Ловииса» отказались от своих планов, передали все наработки в наше распоряжение. Наработки оказались совершенно не лишними – в 1996 начались переговоры с китайскими заказчиками, в 1998 завершившиеся подписанием контракта.
Впервые в истории нашего атомного проекта головной блок серии начали строить за рубежом. Отдадим должное китайским заказчикам из JNPC, Цзянсунской ядерной энергетической корпорации, их уровню доверия нашим специалистам, нашей школе. Работы на первом реакторе Тяньваньской АЭС (ТАЭС) начались в 1999 году – через 12 лет после того, как были одновременно заложены последние советские энергоблоки В-320, через шесть лет после того, как мы достроили В-320-е на Украине и на Балаковской АЭС, через шесть лет простоя. Несмотря на то, что какие-то финансы стали поступать в распоряжение Минатома по контракту ВОУ-НОУ, машиностроительные предприятия едва-едва сводили концы с концами. Доходило до того, что в России не было испытательных стендов для проверки оборудования – и китайцы в таких случаях соглашались на то, чтобы испытания, отладку проводили прямо на строительной площадке. А испытывать было что – новые ГЦН, новые системы контроля, управления и диагностики и многое другое: проект В-428, хоть и основан на В-320, обновлен весьма основательно.
Контайнмент стал двойным, впервые в истории мирового атомного проекта на ТАЭС-1 и 2 были установлены ловушки расплава. На 10 лет больше стал срок эксплуатации реактора – он гарантированно проработает 40 лет, глубина выгорания топлива добралась до отметки 55 МВт*сут/кгU, именно в В-428 впервые появились системы подавления водорода в защитной оболочке.
Карта АЭС в Китае, Рис.: world-nuclear.org
Все эти нововведения принимал не только китайский заказчик – они были проверены и МАГАТЭ. Отметим некоторую парадоксальность ситуации – многие постфукусимские требования МАГАТЭ почерпнуло из СБ реактора, который Росатом сдал в эксплуатацию за 4 года до японской аварии. Эти «предсказания» – наглядное, в железе воплощенное свидетельство того уровня профессионализма наших специалистов, глубокого понимания ими физики ядерных процессов, которыми по праву может гордиться не только Росатом, но и вся Россия.
Как считают на «Гидропрессе», денежной прибыли при строительстве ТАЭС 1 и 2 практически не было. Однако не она была важнее всего – в реализации проекта приняли участие 150 машиностроительных подразделений, получивших возможность восстановления предприятий, оборудования, погашения всевозможных задолженностей. В 2007 году, когда вошел в строй первый реактор ТАЭС, «родился» и наш Росатом. Удивительным образом нынешний 10-летний юбилей совпадает с 10-летием его первого зарубежного энергоблока, который стал не только яркой демонстрацией наших возможностей, но и основательным подспорьем для сохранения машиностроительного дивизиона, сохранения самого ценного из всего, что имеется в атомном проекте – Специалистов.
Второй блок ТАЭС был передан в полное распоряжение китайских атомщиков в августе 2007-го, после чего стороны приступили к переговорам по на вторую очередь АЭС. Опыт, полученный за первые годы эксплуатации В-428, был использован для небольших доработок – в проекте В-428М чуть выше электрическая мощность (1126 МВт против 1060 МВт у В-428).
В соответствии с анализом устойчивости ТАЭС к катастрофическим внешним воздействиями природного характера по типу аварии на «Фукусима-1», блоки 3 и 4 ТАЭС дополнительно оснащены оборудованием, которое позволяет обеспечить отвод остаточных тепловыделений в бассейне выдержки ОЯТ на несколько суток за счет запаса воды, имеющегося на площадке. Еще раз повторим: для того, чтобы соответствовать постфукусимским требованиям МАГАТЭ, нашему «дофукусимскому» ВВЭР-1000/428 потребовался минимум дополнений и изменений, а список требований МАГАТЭ на ¾ состоит из того перечня, который уже был воплощен в проекте В-428.
Стройка на Тяньваньской АЭС (Китай), Фото: flickr.com
Утрируя – не Росатом выслушивал требования МАГАТЭ, а МАГАТЭ внимательно изучало энергоблоки ТАЭС и фиксировало все новинки СБ, разработанные нашими специалистами больше, чем за 10 лет до аварии на «Фукусиме-1».
Вот такой он, наш реактор ВВЭР-1000. Поколение III, во многом определившее облик реакторов поколения III+. Согласитесь, что слова «всего лишь III поколение» к нему просто «не приклеиваются».
Компетенции Росатома по достоинству оценены китайскими заказчиками – полным ходом идут переговоры по строительству блоков № 7 и 8 на площадке ТАЭС. Несмотря на то, что блоки 5 и 6 ACPR-1000 строит «родная» CGNPG (China Guandong Nuclear Plant Group), четвертую очередь станции китайцы предпочли доверить российским профессионалам.
Тяньваньская АЭС, Фото: flickr.com
Почему настолько «не патриотично»? Дело в том, что изначально CGNPG планировала строить реакторы CPR-1000, которые в самом Китае считают поколением «II+», но начатые общестроительные работы остановили весной 2011-го, чтобы атомные надзорные органы могли скрупулезно перепроверить этот проект. Ровно такая же процедура была начата и в отношении нашего ВВЭР-1000/428. Переговоры с Росатомом закончились уже 6 декабря 2012 года подписанием «Протокола между правительствами РФ и КНР о сотрудничестве в сооружении на территории КНР энергоблоков № 3 и 4 Тяньваньской АЭС», статья 1 которого гласила:
«… Реакторные установки типа ВВЭР-1000/428 энергоблоков №3 и 4 ТАЭС … строятся с использованием принципа копирования референтных энергоблоков № 1 и 2 ТАЭС и с согласованными Сторонами изменениями и улучшениями»
Оценка событий на АЭС «Фукусима-1», согласование изменений между собой и с МАГАТЭ – на все это ушло меньше двух лет, 27 декабря того же 2012 началось строительство блока №3. А вот замечаний в адрес CPR-1000 набралось столько, что пришлось разрабатывать совершенно новый проект, который получил название АCPR-1000. Лицензию CGNPG получила только в 2015 году, окончание строительства запланировано на 2020-2021 годы.
Тяньваньская АЭС (Китай), Фото: flickr.com
Поскольку при строительстве блоков №3 и 4 использован именно «принцип копирования референтных блоков», Росатом и CGNPG находятся просто в «разных весовых категориях»: в нашем активе два блока, работающие вот уже почти 10 лет, и два блока, которые уже подходят к энергетическому пуску. В активе китайских коллег-конкурентов – строительная площадка, и не более того. Конечно, в том случае, если строительство АCPR-1000 будет завершено в предусмотренные планом сроки, если удачно будут проведены физический и энергетический пуски, если АCPR-1000 без замечаний отработает два гарантийных года, компания CGNPG … догонит Росатом? Нет, не получится – ведь на Нововоронежской АЭС-2 работает референтный блок поколения III+, только что признанный лучшим в мире ВВЭР-1200, а АCPR-1000 – это поколение III без всяких «плюсов».
Проектная работа первого и второго, досрочный пуск третьего и четвертого блоков ТАЭС, уверенная работа референтного блока на НВАЭС-2 в самой России – вот причины того, что Китай сам предложил Росатому начать переговоры о строительстве еще одной АЭС, теперь уже на основе реакторов ВВЭР-1200.
В далеком 1999-м, когда китайцы просто доверились авторитету наследника легендарного Минсредмаша, они сделали очень правильный выбор. Причин сомневаться в том, что Росатом будет выполнять контрактные обязательства качественно, в срок, без превышения согласованной сметы, строя лучшие из существующих в мире реакторов, у китайцев нет. Только такой профессиональный подход к делу позволяет надеяться на то, что Росатом без заказов не останется, в том числе и со стороны Китая. Что, кто-то услышал в последней фразе намек на то, что у России имеется еще и референтный энергоблок БН-800? Ну, что вам сказать… Вы правы!
Фото: flickr.com, Госкорпорация Росатом
© 2009 Технополис завтра
Перепечатка материалов приветствуется, при этом гиперссылка на статью или на главную страницу сайта "Технополис завтра" обязательна. Если же Ваши правила строже этих, пожалуйста, пользуйтесь при перепечатке Вашими же правилами.
