книги2 / 978-5-907297-94-4_2021

услуг и поддержки. Это обеспечивает тесное взаимодействие между производственными и научно-исследовательскими подразделениями.

В сектор исследований и разработок входят Атомный исследовательский центр Бхабха (BARC), Центр атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR), Директорат по исследованиям и исследованиям атомных минералов (AMD), Центр перспективных исследований Раджа Раманна (RRCAT), энергоциклический центр с переменной энергией (VECC) и полностью поддерживаемые исследовательские институты, такие как Институт фундаментальных исследований Тата (TIFR), Институт исследований плазмы (ПИС) и другие. Он также включает Совет исследований ядерных наук (BRNS) и Национальный совет по высшей математике (НБМ) за предоставление дополнительного финансирования университетам и другим национальным лабораториям.

Программы HRD DAE недавно были дополнены созданием Национального института Хоми Бхабха (HBNI). Это еще больше укрепит связи между фундаментальными исследованиями и развитием технологий в различных учредительных центрах исследований и институтах по оказанию помощи в связи с лечением.

Промышленный сектор включает в себя принадлежащие государству подразделения Совета по тяжелой воде (HWB) для производства тяжелой воды, Ядерный топливный комплекс (NFC) для производства ядерного топлива, циркалоидных компонентов и труб из нержавеющей стали, а также Совета по радиационной и изотопной технологии (BRIT) для обработки и продажи радиоизотопов.

Предприятия государственного сектора, находящиеся под контролем DAE, и их деятельность:

• Nuclear Power Corporation of India Limited (NPCIL), занимающаяся проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией атомных электростанций на основе тепловых реакторов;

190

•Uranium Corporation of India Limited (UCIL) занимается добычей,

измельчением и переработкой урановой руды;

•Indian Rare Earths Limited (IRE) занимается добычей и переработкой минеральных песков, содержащих торий и редкоземельные минералы, и добывает такие минералы, как ильменит, рутил, монацит, циркон и гранат;

•Electronics Corporation of India Limited (ECIL), занимающаяся проектированием и производством оборудования для управления реакторами

иприборов, связанного с атомной энергией, а также с другими секторами;

•Bhartiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited (BHAVINI) для создания быстрых реакторов.

Проекты ядерной энергетики были созданы и управляются подразделением непосредственно под руководством правительства Индии с конца 1960- х годов, когда началось строительство первой атомной электростанции. Это подразделение было организовано в сентябре 1987 года,

в результате чего была создана Nuclear Power Corporation of India Limited (NPCIL), полностью принадлежащая правительству Индии. Формирование NPCIL стало шагом для обеспечения требуемой степени оперативной свободы

имобилизации средств с индийского рынка капитала для финансирования новых проектов в области ядерной энергетики. NPCIL отвечает за проектирование, строительство и эксплуатацию атомных электростанций первой ядерной программы ядерной энергетики.

Строительство первого 500 МВт прототипа быстрого реактораразмножителя (PFBR) было рассмотрено предприятием государственного сектора, BHAVINI под DAE, и его строительство близится к завершению.

АТОМНЫЕ СТАНЦИИ ИНДИИ. СТАТУС И ЭКСПЛУАТАЦИЯ

Выработка ядерной энергии происходит под AEC/DAE, GOI. NPCIL, предприятие государственного сектора DAE отвечает за проектирование,

191

строительство, ввод в эксплуатацию и эксплуатацию атомных электростанций. Он поддерживается различными подразделениями отдела исследований и разработок, поставками топлива, тяжелой воды и т. д. Энергия, вырабатываемая на атомных электростанциях, продается государственным электрическим советам в соответствии с соглашениями о покупке электроэнергии. Предоставляемая электроэнергия предоставляется государствами в соответствующем регионе электроэнергии, в котором расположена атомная электростанция.

Строительство первой в Индии атомной электростанции в Тарапуре, состоящей из двух реакторов с кипящей водой (BWR), началось в 1964 году. Это было главным образом для установления технической и экономической жизнеспособности ядерной энергетики в Индии и получения ценного опыта. Параллельно также началась работа по созданию PHWR. На 01.01.2019 действуют два реактора BWR в Тарапуре и двадцать PHWR. Кроме того, также функционируют два реактора типа ВВЭР 1000 («Куданкулам- 1», «Куданкулам-2») (см. табл. 37).

В сотрудничестве с Российской Федерацией ведется работа по строительству еще двух блоков мощностью 1000 МВт ВВЭР («Куданкулам-3 и 4»). В этих реакторах было предусмотрено несколько дополнительных функций безопасности. 1 июня 2017 года подписан контракт на строительство третьей очереди – реакторов 5 и 6. Планируемые сроки ввода в эксплуатацию

– 2024 и 2025 годы. В настоящее время также ведутся строительные работы по созданию двух блоков 700 МВт на PHWR в Раджастане (RAPP- 7 и 8) и двух агрегатов с 700 МВт на ТВПК Какрапар (KAPP- 7 и 8). На АЭС «Кайга» планировалось возведение 5 и 6 энергоблоков, но это вызвало протесты местных жителей. На данный момент проектирование новых энергоблоков на станции «Кайга» приостановлено.

Работа над вторым этапом ядерной энергетической программы ведется в Центре атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR). В Калпаккаме работает испытательный реактор быстрого разведения (FBTR) 40 МВт. Его

192

уникальное карбидное топливо достигло выгорания 155 000 МВт/тонн. Строительство первого 500 МВт прототипа быстрого реактора-размножителя (PFBR) находится на продвинутой стадии строительства, начались системные испытания ввода в эксплуатацию.

РАЗРАБОТКА РЕАКТОРА НА ТОРИЕВОМ ЦИКЛЕ В ИНДИИ

К созданию реакторов на основе тория, шаги, предпринятые DAE, включают в себя создание 30 кВт нейтронного источника реактора КАМИНИ в Калпаккаме. Реактор работает с 1997 года. КАМИНИ использует топливо на основе урана-233, полученное из облученного диоксида тория в исследовательском реакторе-бридере на быстрых нейтронах (FBTR40). По

состоянию на 2018 год,	КАМИНИ является единственным	в мире
экспериментальным реакторм	на основе тория.

В BARC ведется разработка проекта AHWR (alternative heavy water reactor) мощностью 300 МВт (см.табл.3) для демонстрации технологии крупномасштабного использования тория для выработки электроэнергии. Реактор получает около двух третей своей мощности от тория и DAE/BARC. Это будет технологический демонстрационный проект по использованию тория для производства электроэнергии. По данным за 2017 год проект реактора находился в заключительной части, но реактор AHWR будет зависеть от бридерного реактора PFBR, поэтому задержки с началом сооружения AHWR вызваны задержками в проекте PFBR.

Конструкция реактора AHWR (Advanced Heavy Water Reactor)

представляет собой продвинутый вариант тяжеловодного ядерного реактора, использующий канальную архитектуру, а также обычную воду в качестве теплоносителя. Замедлитель (тяжелая вода D2O) находится в отдельных от теплоносителя каналах под пониженным давлением.

Особенностью индийского реактора являются большие резервуары с водой, которые находятся сверху всей конструкции и выполняют функции пассивной безопасности, то есть могут охладить реактор в случае аварии.

193

Станции такого типа считаются настолько безопасными, что их можно строить в городской черте, однако экспериментальный реактор построят вдали от города. Основные проектные характеристики реактора приведены в табл.

38.

Таблица38 – Основные проектные характеристикиреактора		AHWR
Мощность реактора, МВт
тепловая	920
электрическая
	300
Конфигурация активной зоны	Вертикальная, трубы под давлением
Теплоноситель	Кипящая легкая вода
Число топливных каналов	452
Внутренний диаметр трубы под	120 мм
давлением
Шаг решетки	225 мм, квадратная
Число твэлов в топливном элементе	54, в том числе 24 с (Th-Pu)O2 и 30 с (Th-
	233U)O2
Активная длина топлива	3,5 м
Общий расход через активную зону	2141 кг/с
Входная температура теплоносителя	259°C
Температура подпиточной воды	130°C
Среднее паросодержание	19,1%
Давление в паровом коллекторе	70 бар
Длина первого контура	39 м
Первичная система АЗ	37 стержней АЗ
Вторичная система АЗ	Впрыск жидкого поглотителя в замедлитель
Число стержней управления	24

Некоторые принципиальные отличия AHWR индийских тяжеловодных реакторов PHWR:

194

•удаление из проекта тяжеловодного теплоносителя, находящегося в PHWR под высоким давлением, обеспечит снижение потерь D2O и позволит убрать систему восстановления качества тяжелой воды;

•теплосъем с замедлителя с помощью конденсата из системы MHT;

•удаление из проекта ряда оборудования – ГЦН, их моторов, систем управления и т.п., что, в свою очередь, позволит снизить расходы блока на собственные нужды;

•более удобная для перегрузок конструкция топливных элементов;

•замена парогенераторов на более простые в исполнении паровые коллекторы;

•более высокое давление пара по сравнению с PHWR;

•возможность производить в день до 500 м3 деминерализованной воды на опреснительной станции, используя пар с турбины низкого давления;

•срок службы реактора - 100 лет;

•для блоков с AHWR не требуется создавать санитарные зоны отчуждения.

ВОПРОСЫ

1.Каким будет третий этап развития ядерной энергетики в Индии?

2.Когда была построена первая АЭС Индии?

3.Какие типы реакторов эксплуатируются в Индии на 01.01.20 1?

4.На какой станции Индии находится самое большое количество энергоблоков на 01.01.20 1

5.На какой АЭС Индии функционируют реакторные установки типа ВВЭР?

6.Сколько энергоблоков на 01.012.20 1 сооружается в Индии?

195

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА БЕЛЬГИИ

Бельгия– государство, находящееся на северо-западе Европы. Член ЕС, ООН и НАТО. Площадь – 30 528 км², численность населения – 11,5 млн. человек. Столица – Брюссель. В Бельгии имеется 7 атомных энергетических реакторов, генерирующих порядка половины электричества страны. В 2015г. Бельгия производила 37% своего электричества на АЭС. Почти такой же объем электричества импортируется в страну. Первый коммерческий атомный энергетический реактор начал работать в 1974 (на рис. 27 показано расположение АЭС Бельгии по состоянию на 01.01.2020 ). В табл. 39 описано состояние атомной энергетики Бельгии.

Рисунок 27 – АЭСна территорииБельгии

196

Таблица39	– Состояние атомнойэнергетикиБельгии
Число действующих реакторов	7
Общее число реакторов	8
Полная установленная мощность, МВт	5 943
Строящиеся реакторы	0

В табл. 40 представлены мощностные характеристики бельгийских

энергетических реакторов, а также установленные на сегодня даты их вывода из эксплуатации. Модели реакторов: BR 3 – прототип, Tihange 1 – PWR Framatome 3 (3 петли), все остальные – PWR W-3 (3 петли).

Таблица 40 – Реакторы Бельгии и их мощность

АЭС и блок	Реактор	Статус	Год останова
BR 3	PWR 10 МВт	Остановлен	1987
Doel 1	PWR 433 МВт	Действующий	2025
Doel 2	PWR 433 МВт	Действующий	2025
Doel 3	PWR 1006 МВт	Действующий	2022
Doel 4	PWR 1038 МВт	Действующий	2025
Tihange 1	PWR 962 МВт	Действующий	2025
Tihange 2	PWR 1008 МВт	Действующий	2023
Tihange 3	PWR 1038 МВт	Действующий	2025

Проектированием и эксплуатацией АЭС в Бельгии занимаются следующие компании

•Engie (GDF Suez до 2015г.) – французская энергетическая компания, занимающаяся газовой, атомной и возобновляемой энергетикой; владеет компанией Electrabel;

•Electrabel - основная компания по производству и распределению электроэнергии в стране, владеет топливной компанией Synatom;

•Synatom (Société Belge des Combustibles Nucléaires) – бельгийская топливная компания.

В1913г. в колониях Бельгийского Конго (Африка) были обнаружены месторождения урановой руды, причем высокого качества. В 1922г. благодаря

197

сотрудничеству с Марией и Пьером Кюри было налажено первое в мире промышленное производство радия. Во время Второй Мировой войны Бельгия была одной из немногих стран с большими запасами качественной урановой руды, что позволило ей стать одним из основных поставщиков урана для американской ядерной программы, благодаря чему США предоставили Бельгии доступ к своим ядерным технологиям для гражданского пользования. В 1952 году это привело к созданию исследовательского центра ядерных исследований SCK-CEN (Studiecentrum voor Kernenergie; Centre d'Étude de l'énergie Nucléaire). Их первые реакторы до сих пор производят радиоизотопы для медицинских целей.

В 1954г. Бельгия была одним из основателей CERN (Conseil Européen pour la Recherche Nucléaire) , центра европейских ядерных исследований. В 1957г. 13 европейских стран совместно построили экспериментальную установку для переработки ядерного топлива (Eurochemics) рядом с SCK-CEN, а населенный пункт для рабочих неподалеку стал уникальным европейским научным городком. Также, в качестве символа ядерных технологий и научного прогресса был построен музей «Atomium» в форме объемно-центрированной кристаллической решетки. В 1959 бельгийцами был построен первый исследовательский реактор в Африке. Belgian Reactor 3 (BR3), построенный американцами и подключенный к сети в 1962г. стал первым реактором PWR (Pressurized Water Reactor) в Западной Европе. Этот реактор был также первым реактором, начавшим генерировать электричество на MOXтопливе, в разработке которого значительную роль сыграл SCK•CEN. В 1972 Бельгия, совместно с Нидерландами и Германией участвовала в проекте быстрого натриевого реактора SNR-300.

Первый энергетический ядерный реактор, Doel-1, был принят в эксплуатацию в 1974г. В течение следующих 10 лет к сети было подключено еще 6 реакторов. При постройке энергетических реакторов Бельгия также тесно сотрудничала с Францией.

198

В1974г. перерабатывающий комплекс Eurochemics был остановлен, а BR3 в 1987г. стал первым PWR, остановленным в Европе. В результате Бельгия получила значительный опыт в снятии ядерных объектов с эксплуатации.

Хотя американские и французские компании внесли свой вклад, бельгийские компании предоставляли порядка 80% систем и оборудования для ядерных объектов своей страны.

Вданный момент Бельгия готовится внести вклад в разработку и исследование реакторов «4» поколения посредством своего проекта MYRRHA (Multipurpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications;

многоцелевой гибридный исследовательский реактор для высокотехнологичного применения).

Бельгия является одной из тринадцати стран, которые сбрасывали радиоактивные отходы в океан. Эта практика была приостановлена в 1982 году. На данный момент отработавшее ядерное топливо бельгийских реакторов перерабатывается на севере Франции и в Шотландии, и затем используется/хранится на территории Бельгии.

Не смотря на то, что долгое время атомная энергетика производила около половины всего бельгийского электричества, в 2003 правительство приняло решение полностью отказаться от производства атомной энергии к 2025 году. Хотя промежуточные сроки постоянно смещались, 30 марта 2018 года Совет министров подтвердил отказ от атомной энергетики к 2025 году. Этот вопрос до сих пор вызывает противоречия в бельгийском обществе, в том числе в политических и деловых кругах. Так, в конце 2011 года опрос, проведенный по заказу промышленников, показал, что 58 % бельгийцев предпочитают сохранить атомную энергетику, но 62 % хотят уменьшить ее долю в энергетике страны (тогда она была более половины). Около 69 % считают, что было бы сложно заменить долю ядерной энергии, а 74 % признали, что цены на электроэнергию будут расти, если ядерная электрогенерация будет прекращена. Хотя 59 % бельгийцев согласны с

199