Тезисы международного

Вид материала

Тезисы

Содержание Бассейновый реактор рута для теплоснабжения и опреснения ФГУП НИКИЭТ, г. Москва, Россия ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия Параметры теплоносителя 1 контура Параметры теплоносителя 2 контура Параметры теплоносителя 3 контура Громов Б.Ф., Григорьев О.Г., Дедуль А.В., Зродников А.В., Тошинский Г.И., Читайкин В.И. Основные положения обеспечения радиоэкологической безопасности АЭС ММ с корпусными реакторами Реакторная установка нового поколения на основе интегральных реакторов типа абв, атэц, саха ГУП ОКБМ, г. Нижний Новгород, Россия Теплофикация на базе атомных энергоисточников Технико-экономическое исследование тепловой схемы АТЭс ММ для условий г. Северодвинска ОАО «Малая энергетика», г. Москва, Россия ОАО «Калужский турбинный завод», г. Калуга, Россия Подземные атомные теплоэлектростанции на базе судового оборудования и технологий. Инвестиционные проекты

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.

Рассматриваемая АЭС с минимум оборудования, монтажной узловой сборкой, простая в обслуживании, с высокой степенью безопасности  безусловно необходима во многих режимах районах России: Сибири, Дальнего Востока,  в государствах Юго-Восточной Азии и др.


* * *

БАССЕЙНОВЫЙ РЕАКТОР РУТА ДЛЯ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ И ОПРЕСНЕНИЯ

Кузнецов Ю.Н., Роменков А.А., Михан В.И., Мишанина Ю.А.,¹

Поплавский В.М., Баранаев Ю.Д., Сергеев Ю.А.,²

¹ФГУП НИКИЭТ, г. Москва, Россия

²ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия

Одноцелевая теплопроизводящая установка РУТА разработана для теплоснабжения городов и поселков в топливодефицитных районах с продолжительным отопительным периодом. Реактор РУТА – водо-водяной реактор бассейнового типа с воздушной средой атмосферного давления в надводном объеме корпуса. Тепловая энергия передается потребителю в виде горячей воды третьего (сетевого) контура реакторной установки (РУ).

В таблице представлены основные характеристики реакторной установки РУТА-Н-70:

Наименование	Значение
Номинальная тепловая мощность, МВт	70
Размеры активной зоны (диаметр/высота), м	1,7/1,4
Количество ТВС в активной зоне	121
Тип твэлов	ВВЭР
Топливо	UO2
Обогащение по U235,%	4,0
Энергонапряженность активной зоны, МВт/м3	21,5
Кампания топлива, эфф.сут.	2500-2800
Параметры теплоносителя 1 контура: расход, кг/с (т/ч) температура в активной зоне (вход/выход), оС давление на входе в активную зону, МПа	725 (2610) 78/101 0,27
Параметры теплоносителя 2 контура: расход, кг/с (т/ч) температура в первичных ТО (вход/выход), оС давление, МПа	795 (2862) 74/95 0,39
Параметры теплоносителя 3 контура: расход, кг/с (т/ч) температура в сетевых ТО (вход/выход), оС давление, МПа	835 (3007) 70/90 0,59

В конструкцию реактора заложены следующие технические решения:

- геометрические размеры проточной части внутриреакторного контура циркуляции реактора определены из условий обеспечения охлаждения активной зоны в режиме естественной циркуляции в диапазоне нагрузок от минимального уровня мощности до 70% Nном;

- для области тепловых нагрузок РУ от 70%Nном до 100%Nном предусматривается режим принудительной циркуляции в первом контуре, который реализуется при помощи осевых насосов, установленных на байпасе контура естественной циркуляции в холодной части контура после выхода из теплообменников;

- переключение режимов циркуляции в первом контуре (естественная/ принудительная) при включении насосов происходит автоматически за счет пассивного закрытия/открытия обратного клапана (затвора);

- энергия цепной реакции деления жестко привязана к состоянию теплоносителя в активной зоне, причем подкипание (либо закипание) воды в активной зоне естественно приводит к прекращению цепной реакции деления независимо от положения/перемещения стержней регулирования, что исключает возможность негативного влияния человеческого фактора при авариях и делает всю конструкцию в высшей степени ядерно-безопасной.

Температура воды в реакторе ограничена атмосферным давлением при условии отсутствия кипения в активной зоне. На выходе из активной зоны температура лишь немного превышает 100оС. Максимальная температура в третьем (сетевом) контуре – 90оС. Расчетами показано, что экономически целесообразным является совместное использование в системе теплоснабжения реакторной установки РУТА и пикового источника тепловой энергии на органическом топливе. Это может быть котельная, ТЭЦ, газотурбинная установка и т.д. АСТ РУТА, работая в базовой части графика нагрузок, при установленной тепловой мощности на уровне 30-40% максимальной нагрузки теплосети, способна обеспечивать 70-80% общего теплового потребления. Пиковый источник осуществляет дополнительный подогрев сетевой воды после сетевых теплообменников РУ (в соответствии с графиком тепловой нагрузки). При такой схеме взаимодействия резко снижается потребление органического топлива на теплоснабжение в районе размещения АСТ и обеспечивается высокое значение КИУМ реакторной установки. Возможность эффективного использования АСТ РУТА в теплосетях на Севере и Дальнем Востоке России подтверждается специальными экономическими исследованиями, выполненными ИНЭИ РАН.

Рассматривается также применение реактора РУТА в качестве источника тепловой энергии в составе ядерного опреснительного комплекса (ЯОК). В схеме ЯОК РУТА теплоноситель третьего контура РУ является греющим агентом в дистилляционных опреснительных установках (ДОУ) с горизонтально-трубными пленочными аппаратами (технология MED). Производительность ЯОК на базе реактора РУТА-Н-70 составит около 30 000 м3/сутки при приемлемых значениях стоимости дистиллята.

Реакторная установка РУТА характеризуется высокой надежностью, предельной безопасностью и экологичностью, что позволяет размещать АСТ (или ЯОК) с реактором РУТА в непосредственной близости к потребителю тепла. Простота конструкции реактора и основных систем РУ обеспечивает хорошие экономические показатели: относительно невысокие капитальные затраты способствуют формированию низкой себестоимости тепловой энергии. Разработка и внедрение проекта РУТА позволит создать конкурентоспособный источник тепловой энергии.

* * *

ядерно-энергетический комплекс с использованием реакторов с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут свбр-75. конкурентоспособность, упрощенный жизненный цикл, безопасность

Громов Б.Ф., Григорьев О.Г., Дедуль А.В., Зродников А.В., Тошинский Г.И., Читайкин В.И.,¹

Драгунов Ю.Г., Климов Н.Н., Куликов М.Л., Степанов В.С. ²

¹ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия

²ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Россия

Для появления реальных перспектив у ядерных энергоисточников малой и средней мощности многоцелевого назначения и внедрения их в энергетическую инфраструктуру различных государств надо иметь обоснованные ответы на два глобальных вопроса-проблемы: экономическая эффективность и безопасность таких энергоисточников в широком смысле слова. Ядерный энергокомплекс (ЯЭК) малой мощности может стать универсальным средством энергообеспечения в различных районах земного шара. Под энергообеспечением понимается производство электроэнергии, тепла и опреснение морской воды с использованием тепла или электроэнергии.

Представляется, что наиболее оптимальная мощность одного блока ЯЭК составляет 50…150 МВт(е). Блоки ЯЭК такой мощности в наибольшей степени обладают свойствами пассивной безопасности, что снижает риск серьезных аварий и их последствия. Кроме того, такие блоки проще в эксплуатации и обслуживании.

В настоящее время в мире на фоне свертывания многих программ в ядерной энергетике повышается интерес к использованию ядерной технологии, основанной на применении для охлаждения реактора тяжелых жидкометаллических теплоносителей (ТЖМТ) – свинца и сплава свинец-висмут. Технология применения свинца-висмута была отработана в России для ЯЭУ атомных подводных лодок под научным руководством Физико-энергетического института. В настоящее время сложились условия для внедрения этой технологии в гражданскую ядерную энергетику.

Интерес к этой технологии обусловлен тем, что природные свойства теплоносителя – очень высокая точка кипения и химическая инертность – позволяют создать реакторную установку (РУ), работающую при низком давлении, с очень высоким уровнем безопасности. При этом исключается возможность возникновения тяжелых аварий, сопровождающихся взрывами, пожарами, с недопустимыми выбросами радиоактивности, требующими эвакуации населения за пределами площадки ядерного энергокомплекса (ЯЭК), не только при единичных ошибках персонала и отдельных отказах оборудования, но и при их множественном наложении, при злонамеренных действиях и террористических актах.

На базе этой технологии в соответствии со "Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века" разрабатываются реакторы естественной безопасности для будущей крупномасштабной атомной энергетики. В предлагаемой РУ ЯЭК с быстрым спектром нейтронов и охлаждением свинцово-висмутовым теплоносителем реализован ряд важных положений, заложенных в концепцию реактора естественной безопасности.

Эти свойства безопасности, обусловленные внутренней самозащищенностью РУ, когда причины тяжелых аварий исключены природными закономерностями, позволяют ее использовать в качестве источника энергии на ЯЭК, требующго своего размещения в непосредственной близости от густонаселенных районов. Внедрение ЯЭК модульного типа с РУ с единичной электрической мощностью модуля около 100 МВт могло бы обеспечить потребности энергодефицитных регионов в электроэнергии, тепле и пресной воде в зависимости от потребностей. С использованием таких стандартизованных модулей могут создаваться ЯЭК мощностью 200-400 МВт(э.). При этом должны быть выполнены основные условия существования блоков ЯЭК:

• надежная и безопасная эксплуатация ЯЭК с минимумом обслуживания и простой инфраструктурой;
  
• экономическая эффективность и конкурентоспособность в сравнении с альтернативными источниками энергии, которые могут быть размещены на данной площадке.
  

Экономическая конкурентоспособность с ТЭЦ, работающими на органическом топливе, как показывают оценки, будет обеспечиваться за счет следующих факторов:

• практическое отсутствие затрат на транспортировку ядерного топлива;
  

• сверхдлинная кампания активной зоны быстрого реактора, обеспечивающая работу РУ без перегрузки топлива около 10 лет;
  
• низкие затраты на обращение с отработавшим топливом, практическое отсутствие жидких радиоактивных отходов и затрат на их переработку;
  
• полное заводское изготовление плавучего блока с РУ и возможность ее транспортировки на строительную площадку ЯЭК в высокой готовности, что уменьшает сроки строительства, приближая их к сроку строительства обычных ТЭЦ, сокращает инвестиционный цикл;
  
• резкое сокращение затрат на создание систем, обеспечивающих безопасность, в связи с высокой внутренней самозащищенностью РУ с теплоносителем свинец-висмут ;
  
• высокая серийность производства в связи с потребностью в таких ЯЭК, возможность поставок РУ на экспорт (по данным МАГАТЭ потребность развивающихся стран к 2015 году в РУ такого класса оценивается в 70-80 шт., а после 2015 г. ежегодная потребность в таких РУ в мире оценивается в 10 50 штук).
  

Для зарубежных поставок важным фактором является возможность обратной транспортировки РУ с отработавшим топливом в ядерно и радиационно-безопасном состоянии. Это обеспечивается природным свойством теплоносителя затвердевать при температуре ниже 120^оС, что превращает РУ в твердый монолит с многобарьерной защитой от выхода радиоактивности в окружающую среду и физической защитой от хищения ядерного топлива.

Для реакторных блоков ЯЭК предполагается использовать принцип Строю — Владею — Сдаю в аренду. Сверхдолгая кампания активной зоны позволит поддерживать стабильные цены на продукцию, производимую ЯЭК. Предлагается следующая схема взаимосвязей основных компонентов ЯЭК:

• электрогенерирующая, теплофикационная и опреснительная части располагаются стационарно (на берегу), при их сооружении максимально используются местные финансовые и природные ресурсы, а также промышленность для удешевления, сокращения срока строительства. Эта часть ЯЭК является собственностью страны-пользователя (частной компании).
  
• реакторная установка размещается в плотно-прочном отсеке водоизмещением 1 500 … 2 000 тонн с положительной плавучестью и необходимой остойчивостью, на котором имеются все системы необходимые для безопасной работы реактора в проектных режимах и при возникновении аварийных ситуаций;
  
• после изготовления на заводе плавучий блок с загруженным свежим топливом реактором транспортируется на ядерный опреснительный энергокомплекс и устанавливается при помощи шлюзования в закрытый сухой док, который защищает реакторный блок от падающих предметов и других проектных внешних воздействий;
  
• опреснительная и электрогенерирующая части не относятся к системам, важным для безопасности, и не влияют на нормальную работу реактора и его безопасность;
  
• перегрузка реактора на месте эксплуатации не предусматривается, доступ к кассетам активной зоны исключен, для проведения перегрузки плавучий блок буксируется в страну-изготовитель один раз в 10  лет, что позволяет снизить требования к обслуживающему персоналу, и снижает риск распространения плутония;
  
• при снятии с эксплуатации после обратной транспортировки реакторного блока в страну-поставщик радиоактивных отходов на площадке энергокомплекса не остается.
  

* * *

Основные положения обеспечения радиоэкологической безопасности АЭС ММ с корпусными реакторами

Макаров В.И., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С.

РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, Россия

Одним из путей решения проблемы энергообеспечения отдаленных районов, где снабжение органическим топливом сопряжено с определенными трудностями, является создание системы атомных станций малой мощности (АС ММ).

Рассмотрен один из возможных вариантов АС ММ, набранный из отдельных модулей, в реакторных установках (РУ) которых используется корпусной реактор с водой под давлением. Прототипом является РУ атомных ледоколов. РУ, имеющая в своем составе один реактор, размещается в контейнере объемом около 500 м³ и имеет массу около 1500 т. Модуль с РУ может быть собран и испытан на машиностроительном заводе и доставлен в готовом виде к месту работы на каком-либо плавсредстве. Через 10-12 лет эксплуатации его можно транспортировать на ремонтное предприятие (например, РТП «Атомфлот» в Мурманске), а также в пункт хранения после завершения эксплуатации.

При таком решении существенно упрощается необходимая инфраструктура на месте базирования АС ММ. Отпадает необходимость в монтажных и ремонтных производственных участках.

Одним из наиболее важных вопросов при использовании АС ММ является обеспечение радиоэкологической безопасности. Каждый модуль станции должен быть изолирован от соседнего собственной защитной оболочкой (контейнментом) и укомплектован собственными средствами предотвращения и локализации аварий с утечкой радиоактивных веществ.

Результаты расчетов, выполненных ранее для морских реакторов, показывают, что аварийный выброс в окружающую среду радионуклидов, накопленных в воде первого контура при допустимом по степени негерметчности состоянии оболочек твэлов, или в материалах конструкций вне пределов корпуса реактора, не приводит к значимым радиоэкологическим эффектам. Потенциально опасным является развитие аварии с выходом из твэлов накопленных в них радионуклидов.

Выход радионуклидов из твэлов может быть следствием аварии с всплеском реактивности или аварии с возникновением кризиса теплоотдачи на поверхностях твэлов. Реакторная установка становится повышенно безопасной, если в ней обеспечена защита от возникновения таких опасных аварий посредством пассивных средств защиты. Этому способствует наличие у реакторной установки свойств самозащищенности, обусловленных развитием соответствующих обратных связей. В реакторах атомных ледоколов используются активные зоны с отрицательными температурным и мощностным коэффициентами реактивности. Благодаря этому достигнута саморегулируемость по мощности, обеспечивающая самозащищенность установки в рабочем состоянии от опасных реактивностных аварий.

Во время производства работ с демонтажом механизмов перемещения стержней компенсации реактивности (КР) и подъема крышки реактора ранее были возможны реактивностные аварии вследствие ошибок персонала, выполняющего работы. Однако в настоящее время внедряются новые конструктивные решения, исключающие аварии при выполнении демонтажных работ.

Необходимость увеличения, по сравнению с РУ атомных ледоколов, кампании активной зоны и снижения обогащения урана изотопом ²³⁵U приводит к поискам более ураноемких топливных композиций и конструкций активной зоны. В частности, появилась тенденция перехода от традиционной для судовых реакторов канальной активной зоны к кассетной конструкции. При этом реализуется возможность снижения общей величины реактивности, компенсируемой подвижными стержнями (КР) и уменьшения до безопасного уровня компенсационной способности отдельного рабочего органа КР. В результате будет устранена возможность реактивностной аварии с разрушением твэлов, вызванная выбросом из активной зоны органа КР.

В реакторных установках атомных ледоколов обеспечивается отвод остаточного тепловыделения после остановки реактора, работавшего на любом уровне мощности, за счет естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя в первом контуре. Расчетные оценки и анализ отдельных экспериментальных данных дают основание полагать, что при снижении объемной энергонапряженности активной зоны реактора до диапазона 30-50 МВт/м³ в реакторной установке, имеющей габариты ледокольной, можно полностью перейти на ЕЦ в первом контуре. Таким образом обеспечивается отвод остаточного тепла пассивными средствами. Задача восполнения аварийных утечек воды из реактора также может быть решена без использования насосов. В итоге реализуется самозащищенность РУ от аварии с опасным перегревом твэлов. Тепловая мощность такой РУ составит величину около 50 МВт.

Корпус ядерного реактора с водой под давлением отличается повышенной прочностью. После удаления из реактора отработавшего топлива до 99% оставшихся радионуклидов содержится во внутренних конструкциях реактора и в объеме металла корпуса. На этапе утилизации корпус реактора становится надежным хранилищем радиоактивных веществ. В случае ситуации с проникновением воды в контейнер хранящейся реакторной установки выход радиоактивных веществ в окружающую среду из корпуса реактора будет относительно небольшим и их возможные растечки за пределы контейнера не создадут чрезмерной радиационной опасности. Наличие корпуса реактора обеспечивает самозащищенность РУ и в период ее длительного хранения после завершения этапа эксплуатации.


* * *

Реакторная установка нового поколения на основе интегральных реакторов типа абв, атэц, саха

Антоновский Г.М., Беляев А.А., Егоров В.В., Кураченков А.В., Панов Ю.К.

ГУП ОКБМ, г. Нижний Новгород, Россия

Создание атомных источников электроэнергии и тепла малой мощности для отдаленных и труднодоступных районов Севера и Северо-Востока является одной из актуальных задач атомной энергетики России.

Определяющей особенностью АС ММ следует считать проблему сложности строительства в районах Крайнего Севера, что предопределяет стремление к максимальной заводской готовности АС ММ. Именно поэтому рождается идея применения плавучих АС ММ, которые создаются в заводских условиях и доставляются на место эксплуатации в готовом виде. Отсюда - стремление к минимизации перегрузок ядерного топлива, а в пределе - работа АС без перегрузок в течение срока службы.

Другой особенностью таких станций следует считать повышение требований к безопасности. Реакторные установки должны быть “всепрощающие”, должно иметь место дальнейшее развитие свойств внутренней самозащищенности.

Третьей особенностью АС ММ является проблема обеспечения обслуживающим персоналом. Ограниченность численности оперативного персонала определяет требования по составу и основным характеристикам этих АС: сокращение и упрощение систем, циркуляция теплоносителя без циркуляционных насосов, системы аварийного расхолаживания на пассивных принципах и приспособленность к высокой степени автоматизации.

Установки с интегральными реакторами, разработанные ОКБ Машиностроения (Нижний Новгород) для АС ММ, относятся к наиболее распространенным в мире корпусным водо-водяным реакторам с освоенной технологией производства энергии.

Как правило, эти РУ предназначены для комбинированной выработки электроэнергии и тепла, но в зависимости от потребностей региона могут использоваться только для электроснабжения или для теплоснабжения.

Принципиальная особенность интегральной компоновки реактора состоит в том, что все основное оборудование первого контура размещается в одном корпусе, который образует основной контур циркуляции первичного теплоносителя.

Выполненные к настоящему времени исследования и разработки позволяют сделать заключение о том, что интегральные реакторы дают существенные преимущества по массо-габаритным характеристикам реакторной установки по сравнению с петлевыми установками.

Особое значение имеют удельные характеристики парогенератора, встроенного в реактор, поскольку габариты теплообменной поверхности в значительной степени определяет размеры реактора.

Интегральная компоновка реактора имеет преимущества по безопасности, качеству изготовления, монтажа, срокам строительства и снятию с эксплуатации.

Основные преимущества, которые достигаются при интегральной компоновке по сравнению с традиционной петлевой:

- отсутствие в первом контуре трубопроводов большого диаметра и, тем самым, исключение аварий с большой течью теплоносителя;

- сохранение активной зоны под уровнем воды при любой возможной разгерметизации первого контура;

- низкий флюенс нейтронов и отсутствие бросков холодной воды на корпус реактора, что исключает возможность хрупкого разрушения;

- большая готовность основного оборудования реакторной установки при поставке на строительную площадку и, как следствие, повышение качества монтажа;

- сокращение сроков строительства АС за счет уменьшения объема монтажных и упрощения строительных работ;

- значительное упрощение работ при снятии АС с эксплуатации - не требуется длительная выдержка перед демонтажом оборудования после останова реактора.

При использовании интегральных реакторов следует отметить необходимость, начиная с определенного уровня мощности, доставки негабаритных тяжеловесных грузов с заводов-изготовителей и значительного увеличения грузоподъемности монтажных средств на строительной площадке.

Интегральная компоновка объективно усложняет конструкцию реактора и эксплуатационное обслуживание, что обуславливает необходимость использования высоконадежного внутриреакторного оборудования.

Ресурсная надежность составных частей реактора должна быть подтверждена либо опытом эксплуатации в составе действующих реакторных установок и их прототипов, либо расширенными комплексными представительными испытаниями на стендах в условиях, соответствующих условиям работы в составе установки.

ОКБМ в течение нескольких десятилетий занимается созданием судовых ядерно-энергетических установок и накопило опыт по разработке отдельного оборудования и установок в целом, изготовлению и экспериментальной отработке отдельного оборудования, авторскому надзору за изготовлением на заводах-строителях и в процессе эксплуатации. В том числе была создана конструкция высокоэффективного и надежного парогенератора.

Отмеченное позволило развернуть работы по созданию атомных энергоблоков с водо-водяными реакторами интегрального исполнения.

К настоящему времени ОКБМ разработан ряд проектов установок для атомных теплоэлектроцентралей типа АБВ, АТЭЦ и САХА.


* * *

Теплофикация на базе атомных энергоисточников

Кузнецов Ю.Н., Роменков А.А., Келин Г.Е.

ФГУП НИКИЭТ, г. Москва, Россия

1. Масштаб сектора теплофикации в энергетике России
   

1. Россия самая холодная страна мира. Обеспечение её населения и промышленности тепловой энергией является важнейшим условием функционирования экономики страны и одной из проблем национальной безопасности.
   
2. Почти половина топливно-энергетических ресурсов страны расходуется на теплоснабжение.
   
3. Крупнейшим производителем тепла в промышленных масштабах является РАО ЕС (605.77 млн. Гкал в 1996 г.)
   
4. Подавляющая доля тепла в РАО ЕС (82%) производится наиболее эффективным способом: централизованно, при комбинированной выработке тепла и электроэнергии на теплоэлектроцентралях (ТЭЦ), что определяется термином «теплофикация».
   
5. Объём энергетической продукции (тепло+электроэнергия, в сопоставимых единицах), ТЭЦ РАО ЕС превышает объём продукции чисто электрогенерирующих станций (ГРЭС).
   
6. Эффективность использования топлива на современных теплофикационных энергоблоках, для которых характерен невысокий уровень электрической мощности в конденсационном режиме (250-300 МВт(э)), заметно выше, чем на самом крупном и самом экономичном энергоблоке мощностью 1200 МВт(э) Костромской ГРЭС.
   
7. В Федеральной целевой программе « Энергоэффективная экономика» предусмотрено увеличение выработки тепла на ТЭЦ до 700760 млн.Гкал в 2010 году и 775825 млн.Гкал в 2020 году.
   

Вывод: ТЭЦ занимают самый крупный и развивающийся сектор в энергетике России.

II. Теплофикация на базе атомных энергоисточников – АТЭЦ

1. Развитие АТЭЦ и занятие ими заметной доли в крупнейшем в энергетике России секторе теплофикации не предусмотрено в подпрограмме «Безопасность и развитие атомной энергетики РФ на 2002-2005 г.г. и на перспективу до 2010 г.» Всё развитие атомной энергетики традиционно ориентировано только на чисто электрический сектор энергетики ( в 2020 г. АТЭЦ – 7.8 млн. Гкал, ТЭЦ – 775-825 млн. Гкал).
   
2. АТЭЦ вполне могут занять существенное место в секторе теплофикации при обеспечении, в первую очередь, следующих требований:
   

• повышенной безопасности, при которой последствия любой аварийной ситуации ограничиваются небольшой санитарно-защитной зоной, либо площадкой станции;
  
• экономической конкурентоспособности при невысоких, характерных для АТЭЦ, мощностях (250300 МВт(э) в конденсационном режиме);
  
• экологической чистоты;
  
• прозрачной, приемлемой для общественности доказательности удовлетворения вышеназванным требованиям;
  

3. Сложность удовлетворения данным требованиям делает необходимым разработку реакторной установки, специально ориентированной для энергоблоков АТЭЦ.
   

3. Реакторная установка ВК-300 для АТЭЦ
   

1. Реакторная установка ВК-300 с инновационным пассивным кипящим реактором повышенной безопасности разработана в ГУП НИКИЭТ специально для энергоблока АТЭЦ.
   
2. Удовлетворение специфическим требованиям АТЭЦ обеспечивается на путях :
   

максимальной простоты конструкции и схемы РУ и энергоблока;

• полностью интегральной компоновки реактора;
  
• пассивности обеспечения повышенной безопасности за счёт самозащищённости реактора, естественной циркуляции теплоносителя в реакторе, использования пассивных систем безопасности;
  
• применения дополнительного барьера безопасности (первичная защитная оболочка);
  
• базирования на отработанном в реакторостроении основном оборудовании;
  

3. К настоящему времени НИКИЭТ, РНЦ КИ, ВНИПИЭТ, Спб АЭП и ряд организаций отрасли разработали технический проект РУ ВК-300 и основные положения проекта (ТЭО) для двухблочной АТЭЦ Красноярского ГХК.
   

Материалы разработок прошли экспертизу в ряде организаций: внутренняя экспертиза НИКИЭТ, внутренняя экспертиза ВНИПИЭТ, экспертиза ОКБМ, РНЦ КИ, АО Ижорские заводы, ЛМЗ, ВНИИАМ, ФЭИ, НТЦ ГАН и др. и были рассмотрены и одобрены на НТС НИКИЭТ под председательством Е.О. Адамова.

Отмечено, что АТЭЦ с РУ ВК-300 для Красноярского ГХК позволяет обеспечить потребности в тепле и электроэнергии г. Железногорска и комбината:

• безопасно (безопасность РУ на два порядка выше нормативных требований и последствия всех аварийных ситуаций ограничиваются площадкой АТЭЦ);
  
• экономически эффективно (удельные капиталовложения 750 $/усл. кВт, себестоимость электроэнергии в два и тепла более, чем в три раза ниже расчётных тарифов);
  
• конкурентоспособно (суммарные приведённые затраты в АТЭЦ в 1,7 раз меньше, чем для альтернативного энергоисточника на угле - Сосновоборской ТЭЦ);
  

4. Рассмотрение результатов разработок позволило сделать вывод о перспективности развития теплофикации на базе АТЭЦ, в частности с РУ ВК-300, и необходимости включения направления АТЭЦ в «Энергетическую стратегию развития России в первой половине XXI века» и в соответствующую программу, а также в аналогичные документы Минатома России.
   
5. Предварительные проработки на примере Нововоронежской АЭС показали технико-экономическую перспективность реновации энергоблоков №1и №2 путём трансформации в АТЭЦ с РУ ВК-300.
   

3. Первоочередные работы
   

1. Включение направления АТЭЦ в соответствующие правительственные и отраслевые энергетические программы;
   
2. Разработка основных положений проекта типового энергоблока АТЭЦ с РУ ВК-300 на базе проекта АТЭЦ ГХК.
   
3. Определение экономически обоснованных потребностей в АТЭЦ с РУ ВК-300 в различных регионах России.
   

К настоящему времени выполненный анализ показал, что для региона Дальнего Востока экономически обоснованная потребность составляет более 10 энергоблоков с РУ ВК-300.

4. Подготовка и выпуск Деклараций о намерениях сооружения АТЭЦ с РУ ВК-300 в перспективных регионах.
   

К настоящему времени выпущены соответствующие Декларации о намерениях Администрацией Красноярского края и Ульяновской области. Ведётся необходимая подготовка в Архангельской и Воронежской областях и др.

5. Разработка проектной документации и получение лицензии на сооружение головного энергоблока АТЭЦ на предварительно выбранной площадке.
   
6. Разработка типовых проектов оптимизированного мощностного ряда энергоблоков АТЭЦ с кипящими реакторами ВК
   
7. Разработка проектных материалов по реновации энергоблоков №1и №2 Нововоронежской АЭС с использованием РУ ВК-300.
   
8. Разработка основных положений проекта энергоблоков АТЭЦ с другими типами реакторных установок и определение возможных сфер их применения.
   

* * *

Технико-экономическое исследование тепловой схемы АТЭс ММ для условий г. Северодвинска

Бережной И.И., Шаманин В.Г.¹

Лукашенко Ю.Л., Фетюков Е.А.²

¹ОАО «Малая энергетика», г. Москва, Россия

²ОАО «Калужский турбинный завод», г. Калуга, Россия

В настоящее время технический проект атомной теплоэлектростанции малой мощности (АТЭС ММ) находится в завершающей стадии и готовится к утверждению. Кроме того, разрабатывается ТЭО АТЭС ММ на базе плавучего энергоблока (ПЭБ) с РУ КЛТ-40С в г. Северодвинске. Первоначально проект был ориентирован для условий базирования в г. Певек Чукотского автономного округа, где необходимая тепловая мощность АТЭС ММ оценивалась на уровне 50 Гкал/час. Особенностью новой площадки в г. Северодвинске является более высокая потребность в тепловой энергии потребителя, которая оценивается на уровне 150 Гкал/час. Специалистами КТЗ были предложены пути форсирования тепловой мощности: увеличение давления в регулируемом отборе а также отключение части вспомогательного оборудования, в частности ПВД. Для принятия окончательного решения о составе теплофикационной установки АТЭС ММ необходимо технико - экономическое обоснование работы АТЭС ММ с форсированной тепловой нагрузкой. Одним из инструментов для технико-экономического анализа тепловых схем является метод эксергетического распределения затрат.

Методами эксергетического анализа широко пользуются эксперты МАГАТЭ при анализе интеграции ядерных энергоисточников с опреснительными комплексами. В мае 1997г. МАГАТЭ выпустило методику “Thermodynamic and economic evaluation of co-production plants for electricity and potable water” IAEA-TECDOC-942. Кроме того МАГАТЭ выпустило электронную версию широкоформатных расчетных таблиц для расчета технико-экономических показателей при производстве двух конечных продуктов эксергетическим методом распределения затрат. Программа МАГАТЭ была модернизирована в программу «ПРОБА», с сохранением методологии расчетов, экономические зависимостей и включением в нее технических параметров тепловой схемы АТЭС ММ в соответствии с разработанной расчетной схемой.

Э

ксергия представляет собой максимально возможную работу системы, в которой холодным источником тепла является окружающая среда. В энергетических паровых циклах, эксергия E, потока пара/воды может быть вычислена как:


где: h


- удельная энтальпия в кдж/кг, s - удельная энтропия в кдж/кг, T - абсолютная температура в K⁰, о -индекс, который обозначает состояние окружающей среды, m- массовый расход рабочей среды в кг/сек. То- обычно температура окружающей морской воды. Это уравнение используется в программе «ПРОБА» для расчета потоков эксергии рабочего тела- пара и воды.

Одним из методов технико-экономического сравнения режимов работы станций является вычисление так называемой "эквивалентной стоимости производства электроэнергии" когда годовое производство электроэнергии сопоставляется с годовыми общими затратами Другими словами, произвольно допускается, что производство тепла субсидируется производством электричества. После выбора наиболее экономичной теплофикационной установки для производства электричества и тепла должен быть установлен тариф для продажи обоих конечных продуктов. Даже если будет окончательно решено применять очень низкий (субсидированный) тариф на тепло для того, чтобы способствовать экономическому развитию территории, всегда необходимо знать размер субсидии. Существует несколько методик распределения затрат между электричеством и теплом. Методы распределения затрат между двумя конечными продуктами можно разделить на две группы. Кредитные методы относят общие затраты одному из продуктов и получаемая разница относится к стоимость другого продукта вычитанием. При использовании пропорциональных методов распределения стоимости общие затраты теплофикационной установки делят согласно заданного набора правил, что, в общем, приводит к разделению затрат совместного производства между двумя конечными продуктами. Эксергетический метод относится ко второй группе. В эксергетическом методе распределения стоимости, общие расходы C_о на теплофикационные установки разделяются на следующие компоненты стоимости: затраты на генерацию электричества C_Ее, , затраты на производство пара для теплоснабжения C_Se, ,общие затраты на электроэнергию и производство тепла C_C; и прочие затраты на производство тепла C_W :





Общие затраты C_C относятся к двум формам произведенной энергии, электричеству и теплу, пропорционально потокам эксергии E_E и E_S (потоки потерь эксергии и потоки потребления эксергии), которые требуются, чтобы произвести эти две энергетических формы. Расходы на генерацию электричества C_E*, и расходы на производство пара C_s вычисляются согласно уравнениям:



;

Соотношение между С_Е и С_W соответственно ведет к распределению затрат между электроэнергией и теплом.

В работе кратко описана структура программы «ПРОБА». Первый блок программы представляет собой параметры тепловой схемы АТЭС ММ как исходные данные для расчета потоков и потерь эксергии. Второй блок программы – расчет потоков и потерь эксергии в соответствии с расчетной схемой. При анализе принято, что тепловая мощность реактора прямо пропорциональна его паропроизводительности. Третий блок программы – расчет стоимости электроэнергии и тепла эксергетическим методом. В этом блоке в основном была сохранена структура затрат на производство тепла и электроэнергии в соответствии с исходной методикой МАГАТЭ. В отличие от методики МАГАТЭ, там, где это было возможно, удельные затраты на производство тепла и электроэнергии (экспертные) были заменены на абсолютные. Результаты исследования форсированных теплофикационных режимов приведены в итоговой таблице и на рис. 1, рис.2.

	Режимы	НОМ	с ПВД	без ПВД	с ПВД	без ПВД
	Разм.	отб.0,357	отб.0,357	отб.0,357	отб.0,491	отб.0,491
Годовое производство электроэнергии	кВт(э)ч	4,6E+08	4E+08	4E+08	2,72E+08	3,04E+08
Годовое производство тепла	кВт(т)ч/г	3,83E+08	7,6E+08	8,55E+08	1,01E+09	1,15E+09
Электрическая мощность нетто	MВт(э)	64,8	51,8	56,2	37,2	41,9
Тепловая мощность ПЭБ	MВт(т)	58,2	115,6	130,0	154,0	175,6
Полные прив. Год. затраты, M$/год	M$/г	20,19	20,03	20,09	19,85	19,94
Привед. стоимость тепла	$/квт.ч(т)	0,00844	0,00872	0,00735	0,00903	0,00800
Прив. стоимость электроэнергии,	$/кВт(э)ч	0,0374	0,0370	0,0350	0,0411	0,0365
Прив. эквивал. ст-ть электроэнегии	$/кВт(э)ч	0,0445	0,0553	0,0510	0,0762	0,0680

Из итоговой таблицы и графиков видно, что себестоимости тепла и электроэнергии, а также приведенная эквивалентная себестоимость тепла имеют тенденцию к росту при увеличении тепловой мощности ПЭБ (рис.1), однако при отключении ПВД (точки 3 и 5 на рис.2) имеется тенденция к их снижению. Кроме того, при отключении ПВД графики сдвигаются в сторону увеличения отпуска тепла.


* * *

Подземные атомные теплоэлектростанции на базе судового оборудования и технологий. Инвестиционные проекты

Петров Э. Л.

ГНЦ РФ «ЦНИИ им. Крылова», г. Санкт-Петербург, Россия

Сначала некоторые общие соображения.

1.Своеобразие России – это ее несопоставимые ни с одной страной мира масштабность и суровость климата. На тысячемильных побережьях рек, морей и океанов разбросаны сотни больших и малых городов, жизнь которых зависит от энергообеспечения. Можно утверждать, что большая часть России это пока не мегаполисы, а малые города, для которых необходима малая региональная энергетика. Способна ли малая атомная энергетика повсеместно конкурировать по своим экономическим и экологическим параметрам с традиционными источниками? Стратегия развития энергетики России оставила этот вопрос открытым, поскольку помимо технического и социального аспекта появилась необходимость учитывать “крутую” капитализацию страны.

2. Концепция обеспечения защищенности барьеров безопасности атомных установок от внешних угроз и локализации радиоактивности после любой аварии вылилась в подземное размещение блоков. Эта концепция реализована в ряде стран, в том числе в СССР. За более чем 40-летний период эксплуатации подземных атомных реакторов накоплен большой положительный опыт, на основании которого многие ученые полагают такой путь развития атомной энергетики наиболее верным.

3. Россия пролучила колоссальный опыт строительства и эксплуатации многих сотен атомных блоков малой мощности на кораблях и судах. Багаж этих уникальных технологий частично сохранился на государственных и приватизированных предприятиях.

4. Коммерческая привлекательность инвестиционных проектов подземных атомных теплоэлектростанций (ПАТЭС) объясняется, главным образом, совокупностью двух хорошо освоенных технологий: проходки индустриальными методами горизонтальных штолен, с одной стороны, и заводским изготовлением транспортабельных энергомодулей на базе серийных корабельных паропроизводительных установок типа КН-3, с другой стороны. Многомодульная ПАТЭС отвечает всем потребительским требованиям как автономного энергоисточника, так и работающего в системе.

Уменьшению удельных капитальных затрат ПАТЭС (около 1000 USD/квт), в основном, способствуют следующие аргументы:

• сокращение в 1,5-2 раза сроков сооружения станции, благодаря возможности параллельного выполнения всего цикла как строительных работ, так и заводского изготовления энергомодулей «под ключ». Обеспечивается последующая доставка их водным путем к штольням, их вкатывание внутрь и подсоединение к готовым системам,
  
• широкое использование инфраструктуры примыкающих судоремонтных заводов - склады, причалы, энергоисточники, крановое хозяйство, газовое и пожарное оборудование и т.д. для обеспечения строительства,
  
• отсутствие необходимости строительства ремонтных цехов для ПАТЭС с перекладкой этих функций на судоремонтный завод (участки и хранилища для работ с делящимися материалами, с облученным топливом, с радиоактивными жидкими и твердыми отходами), который обеспечит, кроме того, заключительную утилизацию энергомодулей по существующей технологии,
  
• отсутствие необходимости строительства специального города-спутника в пределах санитарно-защитной зоны, поскольку эксплуатационный персонал может быть резмещен в границах пункта-потребителя услуг ПАТЭС,
  
• минимизация размеров землеотвода для санитарно-защитной зоны (около 1 кв. км) и ее расположение вблизи пункта-потребителя, что обеспечивает короткие линии электропередач и теплотрасс.
  

На уменьшение величины эксплуатационных затрат в проекте ПАТЭС оказывают влияние следующие обстоятельства:

• небольшая численность непосредственно занятого на станции персонала ( около 150 чел.), что определяется высоким уровнем автоматизации, и по этому критерию ПАТЭС приближается к современным блокам большой единичной мощности (около 0,4 чел./Мвт.эл),
  
• способность ПАТЭС отпускать помимо электроэнергии (около 2 мрд. Квт-час в год) товарную теплоту в виде горячей и теплофикационной воды, что увеличивает тепловую эффективность вдвое, а при глубокой утилизации теплоты в биотехнологиях еще на 30%,
  
• сокращение отчислений на снятие ПАТЭС с эксплуатации, поскольку подземные строительные сооружения не подвергаются разборке и легко замоноличиваются, а в случае замещения энергомодулей, они могут эксплуатироваться более 100 лет,
  
• высокий проектный уровень безопасности проживающего поблизости населения ( 3-4 уровень шкалы INES, при котором не требуется эвакуация по радиационным показателям среды обитания), что позволяет осуществить реальное страхование рисков, не перекладывая их покрытие за счет государства. Это обстоятельство открывает принципиальную возможность сооружения ПАТЭС в России с привлечением средств акционеров.
  

В инвестиционных проектах ПАТЭС нами не исследовались вопросы коммерциализации повторного использования облученного топлива, применения наработанных в реакторах радиоизотопов, реализации радиационных технологий, не говоря уже, как о совершенно очевидном профите, получаемом государством, за счет сохранения технологической базы судового атомного машиностроения и приборостроения.


* * *