Предвзятый обзор происходящего в украинской ядерной отрасли

На всякий случай предупреждаю, что я  предвзят (мне совсем не всё равно, что на Украине происходит) и всё, что изложено ниже моё ИМХО, правда, основанное на открытых документах и публикациях.

Давайте начнём с препарирования так живо вброшенной минСтопэнерго Украины новости о планах по строительству завода по изготовлению американского толпива, настолько живо, что данная новость просочилась на сайт NEI. 
Тут надо вспомнить о том, что американцы ещё, ЕМНИП, в 2014 году внесли в свои санкционные списки группу ОМЗ и её чешский актив Шкода ЯМ, который, ещё со времён темелинского контракта занимался изготовлением концевых деталей для американского топлива для ВВЭР-1000 сначала только для Темелина, а потом уже и для украинского контракта. Американцы, в общем-то резонно решили отдать на аутсорсинг эту специфически ВВЭРовскую часть кассеты, а не городить из-за небольших объёмов собственную линию по их изготовлению. Санкции, однако, надо выполнять, и американцы свой контракт с чехами при первой возможности аннулировали, поставки концевых деталей теперь идут аж из США, а это накладно. Так что в 2019 году концевые детали для американского топлива ВВЭР-1000 начнут изготавливать в промзоне ЮУАЭС на мощностях АЭМ, там же, где ранее изготовливали концевые детали для ТВСА - это в интересах самих американцев. Вот как раз на эту работу (дооснащение производства АЭМ) даже деньги в тарифе НАЭК "Энергоатом" предусмотрены, что можно посмотреть на сайте НКРЭ (стр.30). Надеюсь только, что украинские коллеги не будут экономить на материалах, чревато это, а на подобном АЭМ уже ловили при изготовлении ВКХ для СХОЯТ ЗАЭС (увы, за давностью лет ссылку в подтверждение найти не смог). А вот даже простейшая фабрикация топлива из готовых американских комплектующих (те самые 120-130 млн.долл.США, указанные в статье, скорее, являются заниженной оценкой) НАЭК обеспечить из тарифа уже не в состоянии. И не стоит забывать, что изготовление концевых деталей - это всего лишь металлообработка, а фабрикация топлива - уже ядерная установка со всеми вытекающими последствиями, включающими в себя физзащиту, лицензирование, обоснование безопасности и т.д., а не только покупка (?) технологий и оснащение производства необходимым оборудованием. Так что моё резюме: Насалик выдаёт желаемое за действительное, ничего кроме изготовления концевых деталей для ТВС-WR в ближайшие годы производиться не будет.


Возвращаясь к теме расчёта инженерных запасов, стоит обратить внимание на отдельную статью, разъясняющую подход ЦПАЗ ННЦ ХФТИ к расчёту распределения межкассетных зазоров в ВВЭР-1000 (к сожалению, пока доступна только её аннотация). Сам задекларированный подход вполне понятен, пока не понятно, учитывалось ли изменение распределения искривлений при перегрузке топлива (как и то, в какие "типовые" ячейки активной зоны помещается свежее топливо, формоизменение которого изначально отсутствует) и в ходе кампании. Важно то, что работа дополнена анализом влияния межсекторных перестановок топлива в ППР на величину межкассетного зазора.

Появилась новость, что блок 2 ЮУАЭС выведен на 101.5% от номинальной мощности. Поскольку на блоках 1 и 2 ЮУАЭС используется наша система внутриреакторного контроля (точнее, подсистема физических расчётов), вынужден напомнить, что обоснование повышения точности контроля тепловой мощности не выдерживает никакой критики. При том, что выполненные на блоке работы реально привели к повышению точности контроля тепловой мощности в сатционарных условиях эксплуатации, а у коллег на АЭС имеется необходимая методика обоснования, я не могу понять, почему "обоснование" до сих пор не заменено на реальное...

Напомню, что в презентациях НАЭК "Энергоатом" были озвучены планы по подъёму мощности ВВЭР-1000 по цепочке 101.5% -> 104% -> 107% (последнее значение мощности использовалось ЦПАЗ ННЦ ХФТИ при "обосновании" инженерных коэффициентов запаса). В данном случае интересна предыстория. В перечне договоров МТЭУ на 2019 г. стоят договора на разработку ТЭО на повышение мощности блоков ЮУАЭС-3 и ЗАЭС-6 за счёт модернизации турбинного острова, однако в аналогичном перечне на 2017 год был предусмотрен целый комплекс работ:

• договор на разработку ТЭО на повышение тепловой мощности блока 3 ЮУАЭС с топливом Вестингауз,
• определение максимального уровня тепловой мощности РУ энергоблока 3 ЮУАЭС, который может быть обеспечен текущей конструкцией топлива ТВС-WR без её модификации,
• разработка окончательного ОАБ "пилотной" модификации ЮУАЭС-1 с повышением разрешённой тепловой мощности до 3045 МВт (101.5%), т.е. работа по повышению мощности блоков до 101.5% вышла в режим внедрения на АЭС Украины с 2017 года, тогда же была начата работа по повышению мощности выше указанной границы.

Частично информация о данных работах имеется в тендерной документации. Например, определение максимального уровня тепловой мощности РУ энергоблока 3 ЮУАЭС, который может быть обеспечен текущей конструкцией топлива ТВС-WR без её модификации было поручено Вестингаузу, однако, у меня вызывает сомнения то, что данная работа стоит так мало (108 тыс.долл. США). Скорее, это выглядит, как фиксация подписью владельца технологии неких предварительных вариативных расчётов в обоснование безопасной эксплуатации активных зон ВВЭР-1000 с американским топливом. 
Просто для сравнения, работа, связанная с подтверждением возможности эксплуатации топлива ВВЭР-440, апробированного на АЭС Ловииза, в современных условиях, стоила Евросоюзу более 2 млн.евро. Такие расчёты, даже проводимые украинскими, а не американскими специалистами, стоят на порядки дороже, поскольку включают в себя и меры по модернизации систем и оборудования блока. Однако следов таких расчётов ни в украинском, ни в американском сегменте интернета я не нашёл. На всякий случай подчеркну, что размер работы велик настолько, что вероятность её выполнения тем же ЦПАЗ ННЦ ХФТИ в инициативном порядке исчезающе мала - у них просто не хватит ни специалистов, ни свободного времени. Поиск по сайту украинских тендеров, однако, принёс ещё ряд интересных документов (уверен, что я обратил внимание далеко не на всё), которые могут быть составными частями данной работы:

• Выполнение комплекса работ по определению радиационных нагрузок ВКП и поля энерговыделений в выгородке реактора и теплогидравлических параметров РУ энергоблока №5 ОП ЗАЭС с учётом загрузки топлива ТВС‑WR подразумевает корректировку теплогидравлической модели реактора и модели для нейтронно-физических расчётов, в т.ч. и с учётом запланированных к внедрению перспективных модификаций оборудования (?). ТЗ на данную работу не содержит упоминаний о вариативных расчётах и повышении мощности, однако её результаты, теоретически, могут быть использованы в качестве исходных данных и в этой работе.
• Разработка типовой (отраслевой) методики определения эксплуатационных пределов по подогревам теплоносителя на ТВС разных видов, на реакторе, на петлях ГЦК. Если честно, я удивлён, что данная методика потребовалась только в 2018 году, поскольку перечисленные параметры относятся к контролируемым при нормальной эксплуатации и устанавливаются в таблице допустимых режимов блока (без этого топливо эксплуатировать нельзя). Поэтому данную работу можно трактовать именно как работу "на перспективу" в связи с грядущим подъёмом мощности блоков.

Есть и ряд работ, которые относятся к другим направлениям.

Закупка Системы радиационно-стойкие для обследования и извлечения посторонних предметов из ВКУ, БВиП, ТВС для ОП «Аварийно-технический центр» вполне может говорить о повышенном внимании к эксплуатационной безопасности в связи с попаданием в первый контур посторонних предметов, а также о причине досрочной выгрузки после одного года эксплуатации 2 ТВС-WR. Отчасти это подтверждается докладом по результатам ремонта ТВС-WR ВА3314 на ЮУАЭС-3 в материалах конференции по физзащите (см. стр.351).

Работа "Обоснование прижимных усилий тепловыделяющих сборок при эксплуатации реакторов энергоблоков ОП ЗАЭС" вполне может свидетельствовать о наличии как проблем с искривлением топлива (поскольку осевое усилие поджатия топливной сборки является главным фактором, влияющим на её формоизменение), так и о вибрационных явлениях, влияющих на топливо на украинских энергоблоках, в случае недостаточности усилия поджатия. Если дословно цитирвать ТЗ: "Результаты используются Заказчиком при планировании мероприятий, направленных на снижение формоизменения ТВС и устранение нарушений в работе ОР СУЗ, в частности, при планировании доработок платиков БЗТ и проведении межсекторных перестановок ТВС в ППР". При этом обращаю внимание читателей на то, что проведение межсекторных перестановой эквивалентно не уменьшению, а увеличению величины межкассетных зазоров на момент начала кампании и не учитывать этот фактор при обосновании инженерных коэффициентов запаса просто нельзя. Интересно, о каком повышении мощности энергоблока можно говорить на этом фоне?

Разработка и верификация методики проведения КГО ТВС компании Вестингауз говорит о том, что на украинских АЭС осознают, что топливо у американцев иное (другая таблетка, температуры топлива, газовый зазор и т.д.) и имеющаяся в их распоряжении методика контроля герметичности топлива российского поставщика к нему не применима. Интересно, до настоящего момента факт негерметичности топлива устанавливался в штаб-квартире Вестингауза?

Расчёт остаточного энерговыделения ОТВС ВВЭР-1000 при коротком (до 1 года) времени выдержки для ГП НАЭК «Энергоатом» говорит о том, что с внедрением ЦСХОЯТ Украина затянула, одновременно сократив вывоз ОЯТ на переработку в Россию. Дело в том, что результаты данной работы потребуются только в одном случае, при межблочных перевозках ОЯТ. С необходимостью данной работы для целей выбора ОЯТ для вывоза на переработку или на долговременное хранение коллеги лукавят, выдержка ОЯТ в приреакторном бассейне выдержки перед такой операцией всегда составляет несколько лет. Из полезного, в данном ТЗ содержится полный перечень ТВС разных поставщиков с указанием ТУ на них.

Одновременно видно, что на блоках РАЭС, ХАЭС и ЮУАЭС ведутся работы по адаптации перегрузочных машин для работы с топливом Вестингауз и оборудованием Холтека.

На всякий случай приведу ссылку на работу "Тепловые аспекты некоторых аварийных ситуаций при сухом хранении отработавшего ядерного топлива в вентилируемых контейнерах", в ней идёт речь о гипотетических аварийных ситуациях ВКХ СХОЯТ ЗАЭС, однако, хочу обратить внимание на аналогию с ЦСХОЯТ. Как видно из работы, худшие условия для теплосъёма создаются в данном контейнере при его падении (в горизонтальном положении). Хранение ОЯТ в контейнерах Холтека более плотное, а транспортироваться на площадку ЦСХОЯТ он будет в горизонтальном положении и, ИМХО, это самое узкое место в безопасности данного проекта.

Ну и "вишенкой" на всём этом безобразии следует признать договор "Разработка отчёта по обоснованию безопасности доиспользования неповреждённых ТВС-W в составе топливных загрузок энергоблоков 2 и 3 ОП ЮУАЭС, полностью состоящих из ТВС-WR". Я понимаю желание НАЭКа доиспользовать ТВС-W - это огромные деньги, фактически, выкинутые на ветер, что при дефиците оборотных средств и долгах за топливо очень заметно. Но! Это топливо официально запрещено к использованию украинским регулятором. Что, кроме политики, успело поменяться? Ну и в ТЗ на работу можно найти массу интересного. Например, у меня вызывает недоумение использование этого топлива на двух блоках (а не на одном, что хоть как-то отвечало бы требованиям безопасности). Кого-то может заинтересовать перечень недоиспользованных ТВС-W. Меня, например, заинтересовала инструкция F-5V "Инструкции, меры предосторожности и ограничения при обращении со свежими и частично отработавшими тепловыделяющими сборками, имитаторами и вспомогательными средствами для ВВЭР-1000" - в моё время такой не было, видимо, её появление как-то связано со сборкой-разборкой искривлённой активной зоны.

Также, благодаря помощи одного из моих читателей, хочу обратить внимание на то, как сам НАЭК "Энергоатом" ранжирует свои риски. Комментировать я их не буду, но, поверьте, прочитать эту табличку стоит. Если не знаете украинский язык, воспользуйтесь гугл-переводчиком, с украинским он обычно справляется неплохо.