Тезисы международного

Вид материала

Тезисы

Содержание Необслуживаемая атомная станция теплоэнергоснабжения "Елена" Беркович В.М., Буканов В.Г., Малышев А.Б. Лисица Ф.Д. ГНИПКИИ "Атомэнергопроект", г. Москва, Россия. ФГУП НИКИЭТ, г. Москва, Россия. Принципы действия НС АТЭС Основные характеристики Обеспечение безопасности Оптимизация топливного цикла ПЭБ на базе реактора КЛТ-40С ГУП ОКБМ, г. Нижний Новгород, Россия РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, Россия Надежная и безопасная эксплуатация Мурманским пароходством – гарантия успешной реализации проекта плавучей атомной электростанци Мурманское морское пароходство, г. Мурманск, Россия Энергетическая установка малой мощности АЭС малой мощности с кипящим корпусным реактором ВКТ-12

Подобный материал:

• М. В. Ломоносова Российское Общество Ириса Задачи Международного сотрудничества ирисоводов, 114.55kb.
• Е. А. Тюгашев (Новосибирск) Образование и наука на пороге третьего тысячелетия. Тезисы, 13.34kb.
• Правила составления тезисов Тезисы кратко сформулированные основные положения исследовательской, 24.79kb.
• Тезисы докладов и заявки на участие, 104.97kb.
• Международный общественный благотворительный, 2426.77kb.
• Тема Понятие, принципы и система, 472.12kb.
• Тезисы вступительного слова "Чистая вода и современные технологии: практика реализации, 53.07kb.
• Тезисы докладов участников III международного конгресса «Россия и Польша: память империй, 1372.37kb.
• Юрий Юрьевич Черноскутов тезисы, 32.2kb.
• Тезисы докладов, принятые Оргкомитетом для опубликования в Материалах форума, 1066kb.

* * *

Необслуживаемая атомная станция теплоэнергоснабжения "Елена"

Сербин В.И., Сливкин Б.В., Страхов Е.М., Труханов Ю.Л.¹

Хлопкин Н.С., Каплар Е.П., Кондратьев Ф.В.²

Беркович В.М., Буканов В.Г., Малышев А.Б.³

Лисица Ф.Д.⁴

¹ФГУП "Красная Звезда", г. Москва, Россия.

²РНЦ "Курчатовский институт", г. Москва, Россия.

³ГНИПКИИ "Атомэнергопроект", г. Москва, Россия.

⁴ФГУП НИКИЭТ, г. Москва, Россия.

Назначение

Необслуживаемая атомная станция теплоэнергоснабжения (НС АТЭС) "Елена" предназначена для обеспечения с высокой степенью надежности, безопасности и экологической чистоты теплом и электроэнергией небольших поселков в отдаленных, в том числе сейсмоопасных и безводных районах, необитаемых и обитаемых подводных станций, роботизированных систем разведки и добычи ресурсов океана, океанологических исследований.

Принципы действия НС АТЭС

Использование саморегулируемого водо-водяного реактора, термоэлектрического метода преобразования энергии и естественной циркуляции теплоносителей позволяет исключить из технологической схемы станции подвижные элементы и обеспечить работу на энергетическом режиме без вмешательства оператора в течение всей кампании (до 25 лет) без перегрузки топлива. После запуска и вывода на номинальные параметры компенсация эффектов выгорания топлива и возможных внешних возмущений осуществляется без перемещения органов регулирования за счет отрицательного температурного эффекта реактивности.

Передача тепла от активной зоны реактора к термоэлектрическому генератору (ТЭГ) и отвод не преобразованной части тепла от ТЭГ обеспечиваются естественной циркуляцией водяного теплоносителя I и II контуров. Отвод тепла от II контура осуществляется герметичным III контуром, подача тепла потребителю — IV контуром, в котором допускается расходование горячей воды при соответствующей подпитке возвратной линии. Отвод избыточного тепла от III контура при изменениях в потреблении тепла, используя принцип саморегулирования, производится в воздух или водоем.

Генерация электроэнергии происходит в полупроводниковых батареях вследствие термоэлектрических эффектов за счет разности температур, поддерживаемой теплоносителями I и II контуров.

Такая схема обеспечивает надежную работу и не требует постоянного присутствия персонала. Непременным условием эксплуатации является обеспечение охранных мер, не допускающих вмешательства в работу станции. В случае неисправностей НС АТЭС автоматически выводится из действия, устранение неисправностей и повторный запуск производится специальной выездной бригадой. Обслуживание общеинженерных внешних систем (электро- и теплоснабжения) обеспечивается традиционными способами и не требует регулирования реактора.

В комплекте с НС АТЭС может поставляться опреснительная установка. Такой опреснительный комплекс может работать практически автономно. При необходимости с помощью станции в такой комплектации возможно получение жидких солевых концентратов и товарных солепродуктов для чего используются выпарные кристаллизационные установки.

На базе НС АТЭС может быть создан агрокомплекс, обеспечивающий питанием 1000 человек, исходя из дневного потребления 3500 ккал. В районах с холодным климатом тепло идет на подогрев, а в районах где отсутствует пресная вода на опреснение.

Основные характеристики:

Мощность, отдаваемая в систему теплоснабжения до 3 МВт

Электрическая мощность до 100 кВт

Температура воды, отдаваемой в систему теплоснабжения до 90°C

Габариты энергоблока: диаметр 4,5 м

высота 12-14 м

Вес (без теплоносителей I и II контуров) 160 т

Производительность по дистилляту до 60 куб.м/ч

Продолжительность работы на первоначальной загрузке до 25 лет

Обеспечение безопасности

НС АТЭС характеризуется отсутствием радиационного воздействия на население и окружающую среду, как при нормальной эксплуатации, так и при аварийных условиях. Это обеспечивается за счет следующих технических решений:

• заглубление установки в грунт или под воду снижает проникающее гамма-нейтронное излучение до уровня, практически не изменяющего естественного фона;
  
• выход радионуклидов за пределы установки, в том числе и в аварийных ситуациях, исключен за счет осуществления принципа многобарьерной защиты в виде трех прочных корпусов, рассчитанных на предельное аварийное давление, и подачи тепла потребителю IV контуром;
  
• низкая единичная мощность установки и проверенное на практике свойство ее внутреннего саморегулирования исключают аварии, связанные с надкритичностью и резким увеличением мощности;
  
• отсутствие разветвленной системы трубопроводов под давлением и размещение оборудования I контура внутри прочного бака с водой II контура исключают аварии, обусловленные разрывами трубопроводов, истечением теплоносителя и осушением активной зоны;
  
• относительно небольшие размеры и принцип интегральной компоновки конструкции позволяют использовать простые и эффективные меры, предотвращающие разрушение ее при землетрясениях.
  

* * *

Оптимизация топливного цикла ПЭБ на базе реактора КЛТ-40С

Алексеев В.И., Морозов О.А., Преображенский Д.Г., Самойлов О.Б.¹

Макаров В.И., Хлопкин Н.С.²

¹ГУП ОКБМ, г. Нижний Новгород, Россия

²РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, Россия

1. Рассматриваются вопросы оптимизации топливного цикла плавучего энергоблока (ПЭБ) с реакторной установкой (РУ) КЛТ-40С для атомной станции малой мощности.

2. При использовании в реакторах ПЭБ серийной активной зоны, применяемой в реакторах атомных ледоколов, и существующей конструкции экранной сборки реактора, как это предусмотрено в проекте реакторной установки (РУ) КЛТ-40С, для обеспечения межремонтного срока службы одного блока потребуется 8 комплектов активных зон. В середине межремонтного срока необходимо проведение операции замены экранной сборки, что связано с транспортировкой ПЭБ на ремонтно-перегрузочную базу. Все это крайне негативно сказывается на технико-экономических показателях станции в целом, в связи с чем задача оптимизации топливного цикла ПЭБ представляется весьма актуальной.

3. В проблеме оптимизации топливного цикла следует выделить следующие задачи:

• увеличение длительности кампании активной зоны;
  
• увеличение ресурса экранной сборки реактора;
  
• разработка кассетной активной зоны для серийных энергоблоков.
  

Все предпосылки для решения перечисленных задач имеются.

4. В настоящее время ОКБМ и ВНИИНМ разработан эскизный проект активной зоны с энергоресурсом 3,3·10⁶ МВт·ч. Активная зона разработана на эволюционных решениях, на базе твэла, конструкция которого достаточно хорошо отработана. Использование четырех таких активных зон в головном энергоблоке с начала эксплуатации обеспечит работу реакторов в течение межремонтного срока службы ПЭБ (18 лет).

5. Имеющийся опыт эксплуатации на атомных ледоколах, выполненные исследования и разработки показывают, что ресурс экранных сборок реакторов только благодаря конструктивным усовершенствованиям без заметного изменения элементной базы может быть доведен до 11·10⁶ МВт·ч.

Для направляющих труб стержней органов компенсации реактивности можно рекомендовать замену сплава Э-110 на сплав Э-635, обладающий более высокой коррозионной и радиационной стойкостью. Также желательна замена применяемого оболочечного материала поглощающих стержней (нержавеющей стали) на более радиационно-стойкий сплав.

Использование в стержнях в качестве поглотителя диспрозия позволит увеличить ресурс поглощающих стержней, определяемый из условия сохранения необходимой эффективности, до значения не менее 13,5·10⁶ МВт·ч.

С учетом изложенного, экранная сборка для реакторов ПЭБ должна быть переработана.

6. Выполненные проработки показывают, что при использовании кассетной структуры активной зоны и удлинении цилиндрической части корпуса реактора ПЭБ на 200 мм может быть обеспечен энергоресурс активной зоны 4,5·10⁶ МВт·ч. Разработано техническое предложение такой активной зоны. Кассетная структура активной зоны также снимает проблему ресурса экранной сборки реактора.

Для обеспечения межремонтного срока службы ПЭБ потребуется лишь три таких активные зоны, а при очень высоком КИУМ — четыре активные зоны. Существенно сокращается объем переработки отработавшего топлива, а также объем отходов. Поэтому необходимо тщательно рассмотреть все вопросы внедрения активной зоны с кассетной структурой, начиная со второго ПЭБ. Для этого необходимы проработки изменения конструкции реактора, перегрузочного устройства, дополнительный анализ имеющихся хранилищ.

Создание кассетной активной зоны потребует довольно большого объема расчетных и экспериментальных исследований, определенного времени при условии обеспечения финансирования. Применение кассетной активной зоны в реакторах ПЭБ потребует системного рассмотрения ряда сопутствующих вопросов жизненного цикла (состава перегрузочного комплекса и системы обращения с отработавшими ТВС).

Однако эффективность такой активной зоны настолько привлекательна, что необходимо обеспечить все условия для ее создания для серийных ПЭБ.

7. Только рассмотренная выше кассетная структура активной зоны позволяет на приемлемом уровне решить задачу нераспространения. Создание такой активной зоны возможно на диоксидном топливе, применяющемся в ВВЭР. Альтернативный путь — применение металлокерамического топлива с высокой ураноемкостью.

Энергозапас активной зоны составит 3,3·10⁶ МВт·ч, обогащение, как и требуется из условий нераспространения, не превысит 20%.

Разработка такой активной зоны займет срок около 10 лет.

8. С учетом существенного возрастания энергоресурса предлагаемых активных зон и уменьшения числа их комплектов для обеспечения межремонтного срока службы ПЭБ требует пересмотра система хранилищ отработанных активных зон. Их сокращение позволит улучшить технико-экономические характеристики ПЭБ.

9. Как следует из результатов оценок экономических характеристик, выигрыш от применения активных зон с повышенным энергоресурсом образуется по всем составляющим топливного цикла: изготовление, доставка, перегрузка, обращение с отработавшим ядерным топливом. Общий выигрыш по сравнению с использованием ледокольных активных зон составит за межремонтный цикл ПЭБ величину 215-250 млн. руб.


* * *

Надежная и безопасная эксплуатация Мурманским пароходством – гарантия успешной реализации проекта плавучей атомной электростанции

Головинский С.А.

Мурманское морское пароходство, г. Мурманск, Россия

Создание и внедрение плавучей атомной станции малой мощности на базе ледокольных ядерных энергетических установок КЛТ-40 – это оправданное с экономической, экологической и социальной точки зрения решение проблемы энергообеспечения северных и дальневосточных территорий России.

Говоря о реализации проекта использования атомных станций малой мощности, о продвижении на внутреннем и тем более на мировом рынке необходимо отметить огромное значение надежной и безопасной эксплуатации в первую очередь головного образца станции. От этого во многом будет зависеть дальнейшая судьба проекта.

Мурманское морское пароходство имеет все возможности и готово оказать поддержку в обеспечении безопасной технической эксплуатации ПАЭС.

В составе Мурманского морского пароходства находится 8 атомных ледоколов и атомный лихтеровоз.

В общей сложности в составе атомного флота эксплуатировалось 15 реакторов типа ОК-900, КЛТ-40. Общая наработка составила 228 реакторо-лет. За весь период эксплуатации не было ни одного аварийного случая или переоблучения людей. Результаты эксплуатации реакторных установок ОК-900, КЛТ-40 подтверждают их безопасность и высокую ресурсную надежность.

В 2000 году исполнилось 25 лет эксплуатации а/л «Арктика». За это время получен уникальный опыт безопасной эксплуатации за пределами назначенного ресурса. Реакторная установка с назначенным ресурсом 100 тыс.часов и сроком службы 10-12 лет отработала 143 тыс.часов. В настоящее время ММП совместно со специалистами ОКБ машиностроения им. И. И. Африкантова проводятся работы по продлению ресурса и срока службы до 175 тыс. часов и 32 лет соответственно.

Когда речь заходит об эффективности и безопасности проекта одним из самых главных аргументов является тот факт, что реакторная установка КЛТ-40, на базе которой спроектирован плавучий энергетический блок, безаварийно и надежно эксплуатируется в течении 30 лет на атомном флоте. И здесь очень важно отметить, что в этом огромная заслуга эксплуатирующей организации, т. е. ОАО «Мурманское морское пароходство».

Поддержание требуемого уровня безопасности при эксплуатации судовых ядерных энергетических установок обеспечивается:

• квалифицированным персоналом, имеющим достаточные знания в области безопасности;
  
• надежным оборудованием, которое регулярно проходит периодические испытания, техническое обслуживание и ремонт;
  
• организацией работ, которая содействует развитию ответственности и навыков культуры безопасности – фундаментального принципа управления безопасной эксплуатацией атомных объектов.
  

За многие годы эксплуатации в коллективах атомных ледоколов сложилась такая атмосфера, когда обеспечение всех видов безопасности стала главной целью и внутренней потребностью каждого члена экипажа. Персонал атомных судов характеризует повышенное внимание и ответственность при выполнении любых работ, влияющих на безопасность.

Сформировавшаяся за десятилетия многоступенчатая система подготовки персонала, традиционно-ответственный подход к обучению, учитывающий накопленный опыт эксплуатации – вот одна из основных составляющих безопасной эксплуатации атомных ледоколов.

При реализации проекта ПАЭС ОАО «ММП» готово обеспечить:

1. Техническую эксплуатацию ПАЭС.
   
2. Вывоз твердых радиоактивных отходов, их хранение и кондиционирование на РТП «Атомфлот».
   
3. Доставку отработанного ядерного топлива от места базирования ПАЭС в порт
   

Мурманск на РТП «Атомфлот» и перегрузку его в эшелон.

4. Вывоз и переработку жидких радиоактивных отходов на РТП «Атомфлот».
   
5. Перезарядку реакторов ПАЭС.
   
6. Материально-техническое снабжение.
   
7. Буксировку ПАЭС к месту базирования и в пункт капитального ремонта.
   
8. Подготовку и комплектование ПАЭС квалифицированным персоналом, в том числе:
   

• обучение на спецфакультете ГМА им. адмирала С. О. Макарова и в тренажерном центре атомного флота ОАО «ММП» в г. Санкт-Петербурге;
  
• практическую стажировку членов первого экипажа на действующих ледоколах.
  ОАО «Мурманское морское пароходство» готово внести свой вклад в реализацию проекта плавучей атомной станции малой мощности. Более того, мы считаем, что без участия пароходства в обеспечении технической эксплуатации ПАЭС реализация этого проекта будет затруднена.
  

* * *

Энергетическая установка малой мощности

Солонин В.И.¹, Калишевский Л.Л.¹, Кавун О.Ю.², Рекшня Н.Ф¹.

¹МГТУ им. Н.Э. Баумана, г. Москва, Россия

²АЭП, г. Москва, Россия

Рассматривается облик ядерной энергетической установки малой мощности для децентрализованного теплоэлектроснабжения, удовлетворяющей требованиям экологии, экономики, топливного цикла.

Анализ проектов и разработок отечественных и зарубежных предприятий и фирм показывает реальность создания АТЭС (плавучей или наземной), конкурентоспособной станциям на органическом топливе при достижении высокой внутренней безопасности, увеличении срока службы, времени между перегрузками топлива, уровня заводской готовности блока, снижения численности персонала, затрат на снятие с эксплуатации. Характеристики разработанных для ледоколов специальных установок, дефорсированных для целей малой энергетики, не являются оптимальными в силу петлевой компоновки, высокого давления теплоносителя, активных элементов систем безопасности.

Для ЯЭУ малой энергетики (тепловая мощность 10 МВт) рассматривается водо-водяной интегральный реактор с низким давлением теплоносителя (1...2 МПа, 165... 200 °С), естественной циркуляцией и малой удельной мощностью (5...10 МВт/м3) топлива из диоксида урана, имеющий электро-механическую и борную системы управления реактивностью, пассивную прямодействующую защитную систему охлаждения и глушения активной зоны, организованную с использованием бассейна борированной воды в корпусе реактора и гидрозатворов, соединяющих объемы бассейна и теплоносителя первого контура. Реакторная установка - трехконтурная с водным теплоносителем во втором и третьем контурах. Третий контур поставляет воду с температурой 145... 165 °С потребителю, использующему теплоту для теплофикации и производства электроэнергии.

Выполнены анализы компоновок активной зоны из чехловых ТВС, с различным обогащением, характеристик динамических процессов в первом контуре с использованием программного комплекса «Радуга-5». Комплекс позволяет моделировать работу технических систем реакторной установки, трех контуров теплоотвода, пространственное распределение поля энерговыделения в активной зоне в переходных процессах с погрешностью до 15 % (мощность наиболее напряженного твэла - 25 %). Кинетика энерговыделения моделируется в двухгрупповом диффузионном покассетном приближении. Движение теплоносителя в контурах и активной зоне описывается моделью гомогенной несжимаемой жидкости. Библиотеки двухгрупповых констант готовились на базе программ УНИРАСОС и НИ-7000 либо WIMS-D4.

Показано, что такая РУ обладает высокими качествами саморегулирования, внутренне присущей безопасности, что обеспечивает минимизацию числа эксплуатационного персонала.

Для электрогенерирования рассмотрены паротурбинный, фреоновый турбодетандерный, термоэмиссионный преобразователи, обеспечивающие эффективность электрогенерирования 0,20; 0,14; 0,05 от тепловой мощности реактора, соответственно, размещенные у потребителя.

Габариты реактора вместе с теплообменниками первого и второго контуров, размещаемыми на крышке контура: диаметр 2800 мм, высота 7600 мм; масса реактора в сухом состоянии - 45,5 т.


* * *

АЭС малой мощности с кипящим корпусным реактором ВКТ-12

Спассков В.П., Драгунов Ю.Г., ¹

Федик И.И.²

¹ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, Россия

²ГосНИИ НПО «Луч», г. Подольск, Россия

Предлагается АЭС малой мощности с кипящим корпусным реактором, отличающаяся следующими особенностями:

1.	Минимум исследовательских работ, так как применяются решения прототипа – ВК 50, успешно эксплуатирующегося в течение 35 лет;
2.	Комплексная бесподвальная турбоустановка Калужского завода (6 МВт х 2, или 1 х 12 МВт при моноблочном исполнении);
3.	Реакторная установка имеет корпус в контейнменте, включающем 2-х ступенчатый барботер для конденсации сбросов пара из контура реактора;
4.	Активная зона охлаждается естественной циркуляцией теплоносителя внутри корпуса при всех нормальных и аварийных режимах;
5.	Безопасность обеспечивается малым выбросом теплоносителя-пара из контура при аварийной разгерметизации пара в барботерах;
6.	Длительность кампании обеспечивается низкой удельной тепловой нагрузкой активной зоны (1 эффективный год по выгоранию равен  10 календарным годам);
7.	Может быть применено керметное топливо различной конструкции, отличающееся высотой, механической, коррозионной стойкостью и теплопроводностью;
8.	АЭС в целом должна проходить заводскую контрольную сборку и отличаться транспортабельностью, быстротой монтажа в труднодоступных районах;
9.	Предусматривается работа АЭС в автономном, регулирующем режиме.