Іноземні замовники переглядають участь в проектах з будівництва АЕС російського дизайну

23.05.2022

Автор: Антикризовий експертний ядерний центр України 

ДК «Росатом» протягом останніх років невпинно інформує про значний ріст закордонних замовлень на будівництво АЕС російського дизайну за кордоном.

Ми не будемо розглядати корупційні механізми чи схеми, які прив’язуються до таких проектів чи фінансово-економічні моделі реалізації такого будівництва, оскільки такі проекти в своїй більшості є намаганням розширити політичний вплив рф, а також перманентні проблеми зі строками реалізації проектів, які ще більше поглибляться з урахуванням проблем росії із залученням кредитних ресурсів в міжнародних валютах, внаслідок накладених санкцій з лютого 2022 року. 
ДК «Росатом» розповсюджуючи власну пропаганду щодо найкращих ядерних технологій, реалізував декілька нових проектів на території росії. «Сучасними» в рф вважаються наступні проекти:
  • АЕС-2006 з реакторною установкою ВВЕР-1200/В-491, розробка Санкт-Петербурзького Атоменергопроекту (ОАО «СПбАЕП»). Проект реалізований на Ленінградській АЕС-2, Білоруській АЕС, та був запланований до реалізації в Фінляндії, Угорщині, Єгипті та Китаї (АЕС Тянь-Вань 7,8);
  • АЕС-2006 з реакторною установкою ВВЕР-1200/В-392М та його модифікації В-509 та В-523, розробка Московського АО «Атоменергопроект». Проект реалізований на Нововоронезькій АЕС 6,7, та запланований до реалізації на АЕС Аккую (Туреччина), АЕС Руппур (Бангладеш);
  • ВВЕР-ТОІ (В-510) — типовий оптимізований та інформатизований проект двоблочної АЕС з реактором ВВЕР-1300 (водо-водяний енергетичний реактор). Проект запланований до реалізації на Курській АЕС-2.
За своїми характеристиками та показниками безпеки всі проекти можуть бути віднесені до АЕС покоління ІІІ+. У порівнянні з типовим модернізованим проектом АЕС з ректором ВВЕР-1000/В-320, крім незначного підняття потужності (для АЕС-2006 з реакторною установкою ВВЕР-1200/В-491 електрична потужність складає не більше 1180 МВт у порівнянні з 1080 для модернізованого ВВЕР-1000 /В-320) у проекти включені наступні елементи:
  • використано чотири канали систем безпеки та додаткові пасивні системи безпеки разом із активними традиційними системами;
  • подвійна захисна оболонка реакторного залу (гермооб'єм);
  • «пастка» розплаву активної зони, розташована під корпусом реактора;
  • пасивна система відведення залишкового тепла;
  • збільшення проектного терміну служби енергоблоку до 60 років.
Якщо враховувати, що весь цей «прогрес» досягнуто за майже 40 років з моменту введення в експлуатацію АЕС з реактором ВВЕР-1000, то досягнення не виглядають занадто революційно, а крім того мають суттєві спірні моменти в проектних рішеннях в тому числі й з точки зору впливу на безпеку, а саме:
  • використання «пасивних» систем безпеки лише як додаткових до традиційних, що разом з використанням 4х100% каналів безпеки суттєво впливає на економічні показники енергоблоку. Найкращі світові аналоги серед реакторних установок покоління ІІІ+ зробили суттєвий прогрес у вказаному напрямку;
  • використання в проектах «пастки» розплаву активної зони навряд чи можна назвати оптимальним з точки зору невжиття дій до пошкодження бар’єру безпеки, яким є корпус реактору, а також суттєво впливає на капітальні витрати при будівництві. Зрозуміло, що оптимальнім буде запобігання проплавленню корпусу реактора та локалізації розплаву коріуму всередині шахти реактора. І головне, що такі рішення існують.
  • використання в проекті В-391М системи пасивного відведення теплоти від парогенераторів сухого типу суттєво впливає на габаритні розміри реакторного відділення, капітальні затрати при будівництві, а також виглядають сумнівно з точки зору довготривалої експлуатації під впливом кліматичних чинників;
  • режим роботи енергоблоків розглядається як базовий. В той же час маневрені характеристики установки покращені не суттєво;
  • проектні рішення реалізовані з використанням великої кількості обладнання виробництва високорозвинених країн, які в абсолютній більшості ввели санкції на постачання рф обладнання з лютого 2022 року. Отже очікується, що показники проекту суттєво погіршаться у випадку використання відповідного обладнання виробництва рф.
Таким чином можна константувати, що на фоні відмови Фінляндії від будівництва АЕС Ханхіківі, недопуску рф до участі в тендері на будівництво енергоблоків АЕС в Чехії, ми будемо спостерігати деградацію ядерного бізнесу країни агресора, оскільки країни, що акцептують технології рф ризикують отримати не лише політичний вплив в вигляді неадекватного суверена, а також технологічно недосконалі та не сучасні рішення.
На підтвердження наведеного вище можна послатись на інформацію співробітників Московського центру ВАО АЕС, які безпосередньо приймають участь в перевірці експлуатації енергоблоків на росії. Де вказано, що нові проекти, м’яко кажучи, мають суттєві недоліки в експлуатаційній та безпековій сферах, які замовчуються російськими проектантами та експлуатантами.
Найгірше те, що описані нами вище порушення та прорахунки в проектуванні дублюються при спорудженні блоків за кордоном. Така ситуація можлива через те, що більшість з країн замовників не мають досвіду експлуатації чи спорудження АЕС (Туреччина, Білорусія, Бангладеш, Єгипет).
Пуск енергоблоку № 6 Нововоронезької АЕС довів, що низка прийнятих на стадії робочого проектування рішень, що безпосередньо впливають на безпеку та економічність енергоблоку, була не обґрунтована і помилкова, виявились помилки визначення характеристик систем та обладнання, з урахуванням чого не досягаються проектні характеристики. Введений в експлуатацію енергоблок № 6 не відповідає технічному завданню за очікуваними рішеннями та технічними характеристиками: за потужністю, динамічними характеристиками, стійкістю, параметрами технологічних систем.
Технічні спеціалісти ДК «Росатом» звертають увагу на тиражуванні помилок та недоліків на енергоблоці № 7 Нововоронезької АЕС, у проектах Курської АЕС, Ленінградської АЕС, а також у проектах, що реалізуються за кордоном. 
Головні проблеми нових проектів АЕС російського дизайну:
  • Вартість та реальні терміни завершення робіт із приведення характеристик та параметрів нових енергоблоків до вимог ТЗ на даний момент не визначено.
  • Наступні енергоблоки споруджуються з усіма помилками енергоблока №6.
  • Проект Курської АЕС містить усі помилки, закладені у проекті Нововоронезької АЕС. Додатково у проекті Курської АЕС застосовані обґрунтування лише розрахунками інноваційні конструкції парогенераторів РУ.
  • Зауваження щодо стійкості та динаміки енергоблоків проекту АЕС-1200 справедливі для Ленінградської АЕС, а також споруджуваних блоків у Білорусії та Фінляндії (розірвала контракт на реалізацію проекту).
  • Проект АЕС Акую (Туреччина) є гібридом АЕС-2006 та ВВЕР-ТОІ, з огляду на це містить усі помилки та проблеми проекту Нововоронезької АЕС та Курської АЕС.

Приклади недоліків проектів нових енергоблоків АЕС:

  • Окремі недоліки (проблеми надійності роботи автоматизованої системи управління технологічними процесами – АСУ ТП) вимагають негайного зупинення енергоблоку до усунення проектних помилок.
  • Проблеми непрацездатності системи обробки неорганізованих протікань реакторного відділення (трапних вод) безпосередньо перешкоджають нормальній експлуатації енергоблоків без прийняття непроектних схем поводження з трапною водою, аж до вивезення та переробки на установках систем спецводоочищення.
  •  Ряд систем важливих для безпеки, наприклад, система продування парогенераторів, система проміжного контуру головного циркуляційного насосу не забезпечують дотримання встановлених проектом параметрів ведення експлуатаційних режимів. При цьому робота системи продувки парогенераторів є визначальною для забезпечення цілісності та ресурсу теплообмінних труб та корпусів парогенераторів. Відхилення параметрів системи проміжного контуру ГЦН прямо впливають на можливість роботи та безпеку енергоблоку
  • Помилкове обрання параметрів градирні та систем другого контуру. Енергоблоки нових проектів не забезпечують проектну електричну потужність.
  • За інформацією експертів МЦ ВАО АЕС, причинами проблем працездатності та надійності систем нових енергоблоків є відступ генерального проектувальника від основоположних принципів забезпечення безпеки, встановлених діючими федеральними нормами та правилами росії. При цьому, позитивний досвід застосування нових рішень на АЕС Куданкулам виявився помилковим, що безпосередньо підтверджено на енергоблоці №6 Нововоронезької АЕС.
Таким чином, характеристики нових енергоблоків не відповідають ТЗ, а саме: не забезпечується видача заявленої електричної потужності, що негативно впливає на формування енергетичного балансу в регіонах;не забезпечуються заявлені динамічні характеристики; не забезпечується стійка робота під час збудження в енергосистемі.
Закликаємо іноземних замовників російських ядерних технологій уважно проаналізувати зазначені порушення, які в кінцевому варіанті призводять до недобору потужності енергоблоків та штрафів за незабезпечення графіків несення навантажень в енергосистемах країн, збільшення тривалості ремонтних кампаній та зниження коефіцієнту використання встановленої потужності, що впливає на техніко-економічні показники роботи енергоблоку.
Foreign Customers Reconsider Participation in Projects for the Construction of Russian Design Nuclear Power Plants
 
State Corporation “Rosatom” has been constantly informing about the significant growth of foreign orders for the construction of Russian design nuclear power plants abroad in recent years.
We will not consider corruption mechanisms or schemes associated with such projects or financial and economic models of such construction, as such projects are mostly attempts to expand the political influence of russia, as well as permanent problems with project deadlines, which even deepen taking into account russia’s problems with attracting credit resources in international currencies as a result of the sanctions imposed in February 2022.
“Rosatom”, spreading its own propaganda on the best nuclear technologies, has implemented several new designs in russia. The following designs are considered to be “up-to-date” in russia:
  •          NPP-2006 with reactor WWER-1200/B-491, developed by the St. Petersburg Atomenergoproekt (JSC SPbAEP). The design was implemented at Leningrad NPP-2, Belarusian NPP, and was scheduled for implementation in Finland, Hungary, Egypt and China (Tian-Wan NPP 7.8);
  •          NPP-2006 with reactor WWER-1200/B-392M and its modifications B-509 and B-523, developed by Moscow JSC “Atomenergoproekt”. The design was implemented at Novovoronezh NPP 6, 7, and is scheduled for implementation at Akkuyu NPP (Turkey), Ruppur NPP (Bangladesh);
  •          WWER-TOI (B-510), which is a standard optimized and computerized design of a two-unit nuclear power plant with a reactor WWER-1300 (water-water power reactor). The design is planned for implementation at the Kursk NPP-2.

According to their characteristics and safety indicators, all designs can be classified as Generation III+ NPPs. Compared to the standard upgraded NPP design with WWER-1000/B-320 reactor, except for a slight increase in power (for NPP-2006 with WWER-1200/B-491 reactor capacity constitutes not more than 1180 MW compared to 1080 for the upgraded WWER-1000/B-320) the design includes the following components:

  •          four safety system trains and additional passive safety systems together with active traditional systems;
  •          double reactor hall containment;
  •          core melt “catcher”, located under the reactor vessel;
  •          passive residual heat removal system;
  •          increase of the design life of the power unit up to 60 years.
Given that all this “progress” has been made in almost 40 years since the commissioning of the WWER-1000 NPP, the achievements do not look too revolutionary, and have significant controversies in design solutions, including in terms of impact on safety, namely:
  •  the use of “passive” safety systems only as additional to traditional ones, which together with the use of 4x100% of safety trains significantly affects the economic performance of the unit. The world's best analogues among generation III+ reactors have made significant progress in this area;
  • the use of core melt “catchers” in the designs can hardly be considered optimal in terms of failure to implement respective actions prior to damage of the safety barrier, which is the reactor vessel, and significantly affects the capital costs of construction. It is clear that it will be optimal to prevent the melt-through of the reactor vessel and the localization of the corium melt inside the reactor shaft, and most importantly, such solutions exist.
  • the use in the B-391M design of passive heat removal system from dry type steam generators significantly affects the overall dimensions of the reactor compartment, construction costs, and also look doubtful in terms of long-term operation under the impact of climatic factors;
  •  the operation mode of power units is considered as basic. At the same time, the maneuverability of the installation is not significantly improved;
  •  design solutions were implemented using a large number of equipment manufactured by highly developed countries, which in the vast majority imposed sanctions on the supply of equipment to russia since February 2022. Therefore, it is expected that the design performance will deteriorate significantly if the use of respective equipment produced in russia.

Thus, it can be stated that against the background of Finland's refusal to construct the Hanhikivi NPP, russia's inadmissibility to participate in the tender for the construction of nuclear power units in the Czech Republic, we will see the degradation of the aggressor's nuclear business, since the countries accepting russian technologies risk obtaining not only political influence of an inadequate sovereign, but also technologically imperfect and not up-to-date solutions.

To confirm the above, we can refer to the information of the Moscow WANO Center staff, which is directly involved in the inspection of the operation of power units in russia. It states that the new designs, to put it mildly, have significant shortcomings in the operational and safety areas, which are ignored by russian designers and operators.
More detailed information on the problems and shortcomings of new russian-designed NPPs will be provided in the next publication
Continuation. How and why foreign customers reconsider their participation in projects for the construction of russian design NPPs are presented in the previous publication.
The worst thing is that the violations and omissions in the design described above are duplicated in the construction of power units abroad. This situation is possible due to the fact that most of the customer countries have no experience in the operation or construction of nuclear power plants (Turkey, Belarus, Bangladesh, Egypt).
The start-up of Novovoronezh NPP unit 6 proved that a number of decisions made at the designing stage, which directly affect the safety and efficiency of the unit, were unjustified and erroneous, the drawbacks in determining the characteristics of systems and equipment were identified, and considering the above, design characteristics are not achieved. The commissioned power unit 6 does not meet the technical specifications in terms of expected solutions and technical characteristics such as capacity, dynamic characteristics, stability, parameters of process systems.
“Rosatom” technical specialists draw attention to the replication of drawbacks and shortcomings at Novovoronezh NPP unit 7, Kursk NPP, Leningrad NPP, as well as in the designs implemented abroad.
 
The main problems of new russian design NPPs:
The cost and actual terms of work completion on bringing the characteristics and parameters of the new power units to the requirements of the technical specifications are not determined at the moment.
▪         The next power units are constructed duplicating all malfunctions and drawbacks of unit 6.
▪         The Kursk NPP design has all malfunctions and drawbacks of the Novovoronezh NPP design. Additionally, the Kursk NPP design uses calculation justifications of innovative designs of steam generators only.
▪         Comments on the stability and dynamics of the NPP-1200 power units are valid for the Leningrad NPP, as well as for the units under construction in Belarus and Finland (terminated the contract on the project implementation).
▪         The Akuyu NPP design (Turkey) is a hybrid of the NPP-2006 and WWER-TOI, and therefore contains all the drawbacks and problems of the Novovoronezh NPP and Kursk NPP designs.
 
Examples of shortcomings in the designs of new NPP units:
▪         Certain shortcomings (reliability problems of the automated process control system - APCS) require immediate shutdown of the power unit to eliminate design shortcomings.
▪         Problems of inoperability of uncontrolled leaks processing system of the reactor compartment (floor drains) directly hinder the normal operation of power units without the adoption of non-design schemes for the floor drains management, up to removal and processing at special water purification systems.
▪         A number of systems important to safety, for example, the SG blow-down system, the intermediate circuit of the main circulation pump system do not ensure compliance with the parameters set by the design operating modes. The operation of the SG blow-down system is crucial to ensure the integrity and service life of heat exchanger tubes and steam generators vessels. Deviations of the parameters of the MCP intermediate circuit system directly affect the possibility of operation and safety of the power unit.
▪         Incorrect selection of cooling tower parameters and secondary systems. New designs of power units do not ensure design electric capacity.
According to the WANO MC experts, the reasons for the problems of operability and reliability of the systems of new power units designs are the deviation of the general designer from the basic safety assurance principles established by current federal rules and standards of russia. At the same time, the positive experience of applying new solutions at the Kudankulam NPP turned out to be erroneous, which was directly confirmed at the Novovoronezh NPP unit 6.
Thus, the characteristics of the new power units do not meet technical specifications, namely: output of the declared electric capacity is not ensured, which affects the formation of the energy balance in the regions, the declared dynamic characteristics are not ensured; stable operation during excitation in the power system is not provided.
We appeal to foreign customers of russian nuclear technology to carefully analyze the above violations, which ultimately lead to power shortages and penalties for non-compliance with load schedules in energy systems, increase the duration of repair campaigns and reduce the installed capacity coefficient, which affects the technical and economic performance of power units.
 
 

Нове будівництво