Тезисы международного

Вид материала

Содержание

Пленарные доклады ТЕМАТИКА: Энергетические установки малой мощности Экологические проблемы
Нигматулин Б.И.
Итоги и перспективы малой атомной энергетики
опыт создания и эксплуатации билибинской аэс. перспективы использования энергоисточников
ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия
АСММ "Унитерм": общие требования к новому поколению РУ

Подобный материал:

1 2 3 4 5 6 7 8 9 ... 20

Пленарные доклады

ТЕМАТИКА:

Энергетические установки малой мощности
Экологические проблемы

малая Атомная энергетика в энергетике xxi века

Нигматулин Б.И.

Министерство Российской Федерации по атомной энергии, г. Москва, Россия

Значительная часть территории России относится к регионам Севера и Дальнего Востока, занимающим более 60% ее общей площади. В основном осуществляется децентрализованное энергоснабжение потребителей, а отдельные локальные потребности в электрической и тепловой энергии не превышают 100-150 МВт. То есть в России имеется обширный рынок для энергоисточников, в том числе атомных станций малой мощности (АСММ).

Систематическая работа в области использования для энергоснабжения в удаленных изолированных районах страны ядерных энергоисточников была начата в середине 50-х годов. До 1965 г. были построены и пущены в эксплуатацию опытно-демонстрационные Атомные Станции Малой Мощности (АСММ): ТЭС-3 в г. Обнинске, АРБУС и ВК-50 в г. Димитровграде. В 1974-76 гг. были последовательно включены в состав изолированной Чаун-Билибинской энергосистемы в одном из наиболее удаленных, труднодоступных и топливодефицитных районов на Чукотке четыре энергоблока с реакторами ЭГП-6 первой промышленной АСММ – Билибинской АТЭЦ. Строительство и успешная эксплуатация Билибинской АТЭЦ является ключевым этапом на пути развития малой атомной энергетики в России, свидетельствующим о реальности экономически эффективного использования АСММ в экстремальных условиях районов Крайнего Севера.

Атомные станции малой мощности, построенные в СССР

Наименование станции	Тип реактора	Тепловая мощность реактора, МВт	Мощность энергоблока, эл./тепл. МВт	Количество блоков	Место строительства и год пуска
ТЭС-3	Водо-водяной под давлением	11	1.5/-	1	Обнинск, 1961
АРБУС	Органо-органич.	4	0.75/-	1	Димитровград, 1963
ВК-50	Водо-водяной кипящий	250	50/-	1	Димитровград, 1965
Билибинская АТЭЦ	Водо-графитовый канальный	62	12/17,5-29	4	Билибино, 1974-1976

В течение 60-х, 70-х и первой половины 80-х годов были выполнены многочисленные проектные проработки АСММ, а также проведены технико-экономические исследования по определению роли и масштабов использования АСММ в зоне Севера. На основе результатов этих работ к 1986 г. была подготовлена программа развития малой атомной энергетики, предусматривающая детальное обоснование сооружения АСММ в 33 конкретных пунктах северного региона страны.

В течение второй половины 80-х и 90-е годы проекты ядерных реакторов и атомных станций малой мощности были подвергнуты глубокому анализу и доработке в целях удовлетворения современным отечественным требованиям и нормам, а также учета рекомендаций МАГАТЭ в части повышения безопасности и т.д.

В этот период разработаны:

детальный проект АТЭЦ «Волнолом-3» с интегральными водо-водяными реакторами типа АБВ;
технический проект второй очереди Билибинской АТЭЦ с водо-графитовыми реакторами АТУ-2;
эскизные проекты и проектные предложения реакторов АСТ-200, АСТ-30Б, АТЭЦ-80 (150, 200), НИКА-150, «Ангстрем», СВБР-75, РУТА-10 (20, 30, 55) и др. – всего около 20 проектов.

Имеются также достаточно многочисленные предварительные инженерные предложения и концептуальные проработки ядерных реакторов для атомных станций очень малой мощности (порядка 1-2 МВт электрических), в том числе САХА-92, УНИТЕРМ, КРОТ и др.

Особо следует выделить активно разрабатываемый с 1996 года проект плавучей АТЭЦ с корпусными водо-водяными реакторами КЛТ-40С. Реакторы этого типа используются на всех атомных ледоколах и контейнеровозе «Севморпуть». В стадии завершения находится разработка технического проекта АТЭЦ и процедура получения лицензии на строительство.

Современные АСММ должны отвечать ряду общих технико-экономических требований:

использование простых, надежных и проверенных практикой проектных решений;
решение вопросов безопасности, в значительной мере за счет использования внутренне присущих свойств и пассивных систем безопасности;
технологическая поддержка режима нераспространения;
обеспечение высоконадежной защиты от радиоактивного загрязнения природной среды в любых эксплуатационных ситуациях, экологическая чистота;
простота управления с минимизацией количества оперативного персонала;
максимальная заводская готовность;
транспортабельность к месту эксплуатации с последующей эвакуацией и полной реновацией занимаемой площади;
надежная работа в условиях суточных изменений электрической нагрузки;
конкурентоспособность.

Политика в области малой атомной энергетики сформулирована в «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года» и в «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». В этих документах отмечается, что проектирование и строительство АСММ, в том числе с использованием судовых технологий, является важным направлением развития малой атомной энергетики. В качестве конкретной задачи запланирован ввод в период 2006-2010 гг. плавучей АТЭС в г. Северодвинске. До 2010 г. предполагается осуществить разработку малых ЯЭУ повышенной безопасности для периферийных районов и инфраструктуры для их обслуживания, до 2030 г. - сооружение объектов малой атомной энергетики, включая стационарные, плавучие энергетические и опреснительные станции.

* * *

ИТОГИ И ПЕРСПЕКТИВЫ МАЛОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Полушкин А.К.

концерн «Росэнергоатом», г. Москва, Россия

В 1991 году Минатомэнергопром СССР, Минэнерго СССР, Госкомсевер РСФСР с участием ряда ведущих предприятий, работающих в области в области энергетики – Белоярской АЭС, НПП «Энергия», Московского отделения «Атомэнергопроект», ПО «Ленинградский металлический завод», института «Энергосетьпроект», ПО «Московский завод полиметаллов» при формировании делового плана АО «Малая энергетика отмечалось:

1) Две трети территории России не имеет централизованного энергоснабжения;

2) Существующая на этой территории система энергоснабжения имеет ряд существенных недостатков:

стоимость органического топлива непрерывно растет, а его запасы и темпы добычи снижаются;
необходима сложная и дорогостоящая транспортная сеть для доставки топлива потребителям;
эксплуатация существующих энергоисточников и дефицит топлива приводят к отрицательному антропогенному воздействию на окружающую среду-вырубка леса, загрязнение выбросами золы и СО, свалки металлической тары;
организация эксплуатации и ремонта энергооборудования находится на на низком уровне.

С целью внедрения новых энергетических технологий для автономных потребителей в районах с децентрализованным энергоснабжением сформулирована стратегия, в основе которой строительство автоматизированых энергокомплексов по модульному и/или мобильному принципу из блоков полной заводской готовности и их эксплуатация и обслуживание вахтовым методом

Учитывая, что в результате конверсии оборонных отраслей промышленности стал доступным для гражданского использования ряд проектов ядерных установок малой мощности, для оценки рынка были выполнены исследования по Чукотскому а.о., Приморскому и Хабаровскому краям, ряду районов Якутии, отдельных административных районов Сибири.

В результате проведенных работ установлено:

Атомные станции малой мощности (АСММ) менее 10 Мвт (тепловых) предназначены для покрытия преимущественно бытовой нагрузки в населенных пунктах городского типа с численностью 2-3 тыс. жителей;
АСММ мощностью от 10 до 50 Мвт. (тепловых) предназначены для энергоснабжения районных центров и крупных поселков городского типа с населением до 10-15 тыс. чел.
АСММ мощностью более 50 Мвт. (тепловых) предназначены для энергоснабжения достаточно крупных населенных пунктов с развитой промыщленностью и социальной инфраструктурой. Как правило такие АС должны включаться в местную энергосистему.

По результатам анализа проектов АСММ к практической реализации принят проект АСММ на базе плавучего энергетического блока с реакторными установками КЛТ-40С.

В период с 11 по 21 мая 1999 года экспертом Международной ассоциации по сотрудничеству в области техники и технологий (ECTI), доктором физических наук МАКСОМ КЛЕМО, в рамках Программы технического содействия Содружеству Независимых Государств (TACIS), проведена оценка Проекта атомной теплоэлектрической станции малой мощности на базе плавучего энергоблока с реакторными установками КЛТ-40С (АСММ на базе ПЭБ с РУ КЛТ-40С).

Экспертом отмечено в частности:

Представленный Проект отражает ориентацию политики управляющей компании на рынок и спрос (т.е. на удовлетворение реально существующих потребностей) прежде всего.
Применение в Проекте атомной станции малой мощности на базе плавучего энергоблока для гражданского применения (тепло- и электроснабжения в труднодоступных районах) с использованием всех преимуществ технологии выработки энергии, отработанной в процессе длительной эксплуатации на атомных ледоколах может считаться первым в мире проектом подобного рода.
Специфика геграфического положения северо-восточных регионов России определяет наличие перспективного рынка для использования плавучего энергоблока.
Повтор предложенных в Проекте решений на других площадках обеспечит эффект серийного производства, что в итоге снизит затраты при реализации проекта и повысит его эффективность.
При реализаци “пионерного” Проекта создается прецедент в качественно новом подходе к гарантированному энергоснабжению труднодоступных регионов с экстремальными условиями, создает предпосылки рационального использования средств при создании условий стабильного функционирования и развития регионов, улучшения благосостояния на местном уровне.
Реализация Проекта внесет дополнительный вклад в создание позитивного отношения общественности к использованию атомной энергии в гражданской сфере.
Реализация “пионерного” Проекта по схеме ВОО создаст предпосылки по выходу на международный рынок производителей энергии в труднодоступных регионах с экстремальными условиями.

По результатам исследований энергетических рынков районов Севера, Северо-востока и Дальнего Востока России выполнены работы концептуальной фазы Проекта, разработаны и согласованы Декларации о намерениях по трем пунктам перспективного размещения АТЭС ММ: город Северодвинск, Архангельская область, город Вилючинск (ЗАТО), Камчатская область, город Певек, Чукотский автономный округ.

Уверенность в реализации проекта на рассматриваемых и перспективных площадках придает отлаженная схема организационно-технического взаимодействия между основными участниками проекта:

Эксплуатирующей организацией – "Инвестором" - владельцем Проекта Концерном “Росэнергоатом”, "Заказчиком-застройщиком" - ОАО “Малая энергетика”, Генеральным разработчиком проекта АС - ОАО “Атомэнерго”, г. Санкт-Петербург, Генеральныым конструктором ПЭБ ОАО “Айсберг”, г. Санкт-Петербург, Генеральным конструктором РУ - ОКБМ, г. Нижний Новгород, Главным конструктором, изготовителем и поставщиком паротурбинной установки - АО "Калужский турбинный завод", г. Калуга, Разработчиком, изготовителем и поставщиком АСУ ТП - НПО "Аврора", г. Санкт-Петербург, Генеральным строителем (Поставщиком) ПЭБ и Генеральным подрядчиком по сооружению береговой и гидротехнической части - ФГУП «ПО Севмаш», г. Северодвинск, Научными руководителями: РНЦ "Курчатовский институт", г. Москва, ЦНИИ им. Н. И. Крылова, г. Санкт-Петербург, ГНЦ РФ "Физико-энергетический институт", г. Обнинск.

Учитывая возможность использования ПЭБ в комплексе с опреснительными установками, границы его использования значительно расширяются. Работы по созданию энергоопреснительных комплексов с использованием ПЭБ уже сейчас привлекают внимание зарубежных Компаний.

В 1999-2000 г.г. продолжены работы в рамках Программы Координационных исследований (ПКИ) МАГАТЭ «Оптимизация сопряжения ядерных реакторов и опреснительных систем» в целях продвижения проекта ПЭБ с РУ КЛТ-40С на формирующийся мировой рынок ядерно-опреснительных установок. РУ КЛТ-40С рекомендована МАГАТЭ в качестве энергоисточника, имеющего длительный опыт безаварийной эксплуатации.

В июне 2000 года на четвертой сессии Канадско-Российской межправительственной экономической комиссии подписано Заявление о сотрудничестве в области ядерного опреснения между концерном «Росэнергоатом» и Канадской компанией CANDESAL.

Следует отметить, что накопленный в России опыт проектирования, строительства и эксплуатации транспортных атомных энергоустановок позволяет в настоящее время занять лидирующее положение в мировой энергетике малых мощностей. Однако, большой интерес, появившийся в последние годы у ведущих энергомашиностроительных Компаний США и Южной Кореи к работам в этом направлении, вызывает опасение, что мы можем потерять имеющийся приоритет, если в ближайшие 4 – 5 лет не реализуем «пионерный» Проект АТЭС ММ в г. Северодвинске.

* * *

опыт создания и эксплуатации билибинской аэс. перспективы использования энергоисточников

Поплавский В.М., Долгов В.В., Баранаев Ю.Д., Сергеев Ю.А.

ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия

С начала 1974 г. вблизи города Билибино, расположенного в Чукотском автономном округе (69^О северной широты), эксплуатируется Билибинская атомная электростанция (БиАЭС), показавшая высокую эффективность применения ядерных энергоисточников в условиях Крайнего Северо-Востока нашей страны. БиАЭС спроектирована и используется как атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ).

Специфика района строительства БиАЭС потребовала при разработке реакторной установки и проектировании станции принять ряд оригинальных решений. Правильность этих решений подтверждена опытом эксплуатации.

БиАЭС состоит из четырех однотипных энергоблоков. Установленная электрическая мощность станции 48 МВт при одновременном отпуске теплоты до 78 МВт.

В период устойчивой экономики России (до 1991г) коэффициент использования установленной мощности БиАЭС достигал 85%, коэффициент готовности 90-92%. Себестоимость электроэнергии в 1.3-1.5 раза была ниже, чем на электростанциях на органическом топливе, расположенных в наиболее благоприятных местах по доставке (т.е. стоимости) органического топлива в данном районе - на побережье Ледовитого океана. Себестоимость теплоты, вырабатываемой на БиАЭС для теплоснабжения, была в 2-2.5 раза ниже, чем на ведомственных котельных г. Билибино, работающих на привозном топливе. В настоящее время это различие еще больше увеличилось в пользу БиАЭС. Для БиАЭС - ядерного энергоисточника - не существует сложностей с транспортировкой топлива, несмотря на огромную удаленность станции. Перевозки ядерного топлива для БиАЭС (тепловыделяющие сборки вместе с транспортными контейнерами) составляют 40-50 тонн в год и обеспечиваются авиарейсами.

Анализ аварийных ситуаций на реакторной установке при нормальном срабатывании защитных систем безопасности, а также и при их отказе, выявил свойства весьма высокой "внутренне присущей" самозащищенности реакторной установки. Это обусловлено совокупностью таких факторов: отрицательные обратные связи по нейтронно-физическим характеристикам, естественная циркуляция теплоносителя, трубчатые твэлы с керметным топливом, имеющие контакт с графитовым замедлителем, тепловая емкость которого значительно больше тепловой емкости твэлов, уровень рабочей температуры графитового замедлителя и твэлов, существенно более низкий по сравнению с уровнем температуры, при котором возможна массовая разгерметизация наружных оболочек твэлов, относительно малые размеры активной зоны.

Безаварийность реакторных установок обеспечила высокую надежность БиАЭС как энергоисточника в экстремальных условиях Крайнего Северо-Востока нашей страны.

В настоящее время для БиАЭС выполняется Программа работ по обоснованию возможности продления срока эксплуатации энергоблоков станции сверх проектного (30 лет).

Длительный срок эксплуатации реакторных установок ЭГП-6 на БиАЭС - более 100 реакторолет - подтвердил их высокие эксплуатационные качества, необходимые для реакторных установок АЭС, создаваемых для удаленных бестопливных районов, для автономной работы или работы в очень малых энергосистемах. Основные из них: высокая надежность реакторных установок при систематической работе энергоблоков в переменных режимах нагрузок с целью регулирования частоты в электрических сетях энергосистемы; повышенная безопасность РУ, детально исследованная расчетными и экспериментальными методами. Повышенные свойства безопасности РУ достигнуты соответствующими конструкторскими решениями.

Линия реакторных установок типа ЭГП получила развитие: для проекта второй очереди БиАЭС разработан технический проект реакторной установки АТУ-2, тепловая мощность которой вдвое больше, чем ЭГП-6 - 125 МВт(т). В конструкции АТУ-2 использованы те же принципиальные технические решения, что и в ЭГП-6. В то же время АТУ-2 спроектирована в соответствии с требованиями современной нормативной документации по безопасности. На основе АТУ-2 может быть создан энергоблок электрической мощностью 40 МВт (в конденсационном режиме) и до 32 МВт (в теплофикационном - с отпуском теплоты до 50 Гк/час).

По совокупности причин технико-экономического характера вторая очередь БиАЭС не построена. Однако, реакторная установка АТУ-2 несомненно может рассматриваться в качестве одного из наиболее перспективных ядерных энергоисточников для удаленных бестопливных районов России (не обязательно Крайнего Севера) как аналог полностью проверенной длительной эксплуатацией в экстремальных условиях Крайнего Северо-Востока страны РУ ЭГП-6. При этом имеется в виду, что важнейшим критерием, в том числе для инвесторов, при выборе РУ для проектов новых АЭС и, особенно АЭС малой мощности, является проверенность реакторной установки прямым опытом длительной эксплуатации.

* * *

АСММ "Унитерм": общие требования к новому поколению РУ

Адамович Л.А., Габараев Б.А., Гречко Г.И., Павлов В.Л., Шишкин В.А.

ФГУП НИКИЭТ, г. Москва, Россия

В 1994 г. в НИКИЭТ была выполнена проработка атомной станции малой мощности (АСММ) «Унитерм», предназначенной для тепло- и электроснабжения населенных пунктов в отдаленных районах России. Она продемонстрировала принципиально новые подходы к конструкции и условиям ее эксплуатации. Реакторная установка (РУ) АСММ "Унитерм" представляет новое поколение в развитии ядерной энергетики: интегральную модульную компоновку; конструкцию, препятствующую распространению делящихся материалов; длительный срок службы активной зоны, совпадающий с ресурсом установки; повышенную радиационную и ядерную безопасность, обеспечиваемую внутренне присущими свойствами и пассивностью всех систем.

Концепция создания АСММ «Унитерм» исходит из нескольких основных положений, определяющих её общий облик, состав и характеристики применяемого оборудования: изготовления оборудования на машиностроительных заводах в виде модулей, требующих минимального объема монтажных работ; использования хорошо освоенных на транспортных объектах технологий водо-водяных реакторов при соответствующей оптимизации их характеристик; достижения предельного уровня безопасности на основе использования оптимального числа барьеров на пути распространения радиоактивности; применения только пассивных систем безопасности. При этом экономические показатели АСММ должны быть, по крайней мере, не хуже аналогичных показателей станций электро- и теплоснабжения на органическом топливе.

Опыт общения с потребителями показал необходимость увеличения единичной мощности блока АСММ, представленного в предварительных проработках. В настоящее время для изучения возможности увеличения единичной мощности, получения количественных массогабаритных характеристик транспортабельных модулей РУ при сохранении исходной концепции ведутся соответствующие проектные работы.

В соответствии с проработками, для гарантированного обеспечения отсутствия радиоактивности в генерируемом паре в РУ предусматривается трехконтурная система передачи энергии от активной зоны к рабочему телу. Она осуществляется в теплопередающих модулях, выполненных в виде термосифонов. В этом случае потеря герметичности одной из теплопередающих поверхностей не приводит к аварийной ситуации, связанной с поступлением активности в сеть потребителей тепла. Активная зона охлаждается естественно циркулирующим теплоносителем первого контура. Зона обладает отрицательными температурным и мощностным коэффициентами реактивности, что обеспечивает саморегулирование и благотворно сказывается на безопасности. Падение реактивности из-за выгорания и шлакования компенсируется выгорающими поглотителями и температурным эффектом, суммарно составляющими около 1% реактивности в год, что в пересчете на температуру теплоносителя первого контура дает ~20°С. Периодически (один раз в год) при проведении технического обслуживания эффект компенсируется перемещением органов изменения реактивности.

Реактор и все гидравлически связанные с ним системы заключены в прочноплотный страховочный корпус, полностью локализующий последствия проектных аварий, вызванных разгерметизацией первого контура. Используемые в РУ системы безопасности пассивны, т.е. не требуют для осуществления своих функций внешних энергетических затрат. При срабатывании аварийной защиты активной зоны органы компенсации реактивности вводятся в неё под действием силы тяжести и энергии сжатых пружин. Постоянно действующая автономная система отвода мощности отводит остаточные тепловыделения и расхолаживает установку.

В проработках рассматривалось три варианта АСММ, отличающихся перераспределением мощности на электрическую и тепловую, а соответственно и общей схемой. Их внешние характеристики представлены в табл.1

Таблица 1

Внешние характеристики блоков АСММ

Номинальные мощности	Варианты
Номинальные мощности	1	2	3
Электрическая (нетто), МВт	2.3	2.1	6.0
Теплофикационная, Гкал/ч	17.2	9.1	-

Соответственно, конструкция РУ рассматривается в трех вариантах, представленных в табл. 2, из которых первые два реализуются с помощью двухфазных термосифонов, а третий – однофазным. Выполняемые проектные проработки РУ основываются на изложенных выше концептуальных положениях. Номинальная тепловая мощность активной зоны составляет 30 МВт. Энергозапас активной зоны ориентировочно должен быть равен 1.65·10⁵ МВт·сут при сроке службы 20-25 лет. Для удовлетворения международных требований нераспространения ядерного оружия обогащение урана по изотопу ²³⁵U не превышает 20%.

Таблица 2

Внешние характеристики РУ

Параметры РУ	Варианты
Параметры РУ	1	2	3
Паропроизводительность, кг/с	11.6	10.7	10.2
Давление пара, МПа	0.9	1.4	1.4
Температура пара, °С	180	215	270
Температура питательной воды, °С	80	40	40

Blog