Аст - атомные станции теплоснабжения. Большая энциклопедия нефти и газа

История создания атомных станций теплоснабжения в крупных городах

Изучение возможности использования ядерных энергоисточников для целей теплоснабжения было начато в конце 1970-х гг.

В 1976 г. Горьковским отделением института «Теплоэлектропроект» - ГоТЭП (в настоящее время ОАО «Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект») и институтом «ВНИПИэнергопром» был разработан «Сводный ТЭД по вопросам использования атомной энергии для целей теплоснабжения до 1990 г.»), в котором была обоснована экономическая целесообразность внедрения ядерных энергоисточников в сектор теплоснабжения за счет обеспечения значительной экономии дефицитных газа и мазута, улучшения экологической обстановки в городах, решения проблем транспортировки углеводородного топлива.

При этом было показано, что для энергодефицитных систем с большим (более 2000 Гкал/ч) теплопотреблением оптимальным решением является использование атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) с ВВЭР-1000, а для систем средней мощности с покрытием тепловых нагрузок на уровне 1000-2000 Гкал/ч, не испытывающих потребности в дополнительных электрических мощностях, атомных станций теплоснабжения (АСТ) мощностью примерно 500 МВт. По данным «Сводного ТЭДа...» строительство АСТ было целесообразно в 30-35 промышленно-жилых комплексах страны, из них 27 - в Европейской части.

После обсуждения указанного вопроса в ЦК КПСС и Правительстве СССР перед Минсредмашем (так называлась атомная отрасль) и Минэнерго была поставлена задача создания атомной станции теплоснабжения с гарантированной безопасностью для размещения ее вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки (РУ) было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Афри-кантов»), разработчиком ТЭО головных станций в г. Горьком (ныне - г. Нижний Новгород) и в г. Воронеже - вышеупомянутый ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось РНЦ «Курчатовский Институт». Разработку АСТ по указанию Правительства лично курировал Президент Академии наук СССР А.П. Александров.

Выбор площадок для сооружения головных АСТ в городах Горьком и Воронеже был обусловлен не только наличием в указанных городах проблем с теплоснабжением, но и другими причинами:

• - в Горьком располагались разработчик реакторной установки (ОКБМ) и политехнический институт, в котором на физико-техническом факультете готовились специалисты для атомной отрасли;
• - рядом с Воронежем уже работала Нововоронежская АЭС, на которой строились все головные блоки ВВЭР, имелся центр подготовки персонала для АЭС и располагалось мощное строительно-монтажное управление;
• - оба города размещались на берегах крупных судоходных рек, что позволяло осуществить транспортировку крупногабаритного корпусного оборудования РУ, нетранспортабельного по железной дороге.

По результатам разработки в 1978 г. технического проекта РУ АСТ-500 и ТЭО в марте 1979 г. вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. При этом Генпроектировщиком Горьковской АСТ был назначен ГИ ВНИПИЭТ (Минсредмаш), а Воронежской АСТ - ГоТЭП (Минэнерго).

Сооружение головных АСТ в городах Горьком и Воронеже было начато в 1982 и 1983 гг. соответственно.

Правительством СССР были рассмотрены обращения региональных властей ряда крупных областей и городов по поводу строительства АСТ (в т. ч. Архангельска, Иванова, Брянска, Ярославля, Хабаровска) и приняты положительные решения. Для этих регионов ГоТЭП были выполнены необходимые технико-экономические исследования и обоснования, а в Архангельской области начаты подготовительные работы по сооружению.

Реакторная установка АСТ-500.

РУ АСТ-500 - реакторная установка на основе интегрального водо-водяного реактора давления с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, страховочным корпусом и пассивными системами безопасности. Главный конструктор реакторной установки - ОКБМ, научный руководитель проекта - РНЦ «Курчатовский институт». Основные технические характеристики РУ АСТ-500: тепловая мощность реактора - 500 МВт, отпуск тепловой энергии - 430 Гкал/ч, вид используемого топлива - диоксид урана UO2. Реактор АСТ выполнен по интегральной схеме, т. е., активная зона, теплообменники 1-2 контура и компенсатор давления размещаются в корпусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого диаметра, опасные с точки зрения разрыва.

В реакторе циркулирует вода, являющаяся теплоносителем первого контура. Применение естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора исключает сложные и опасные для активной зоны динамические режимы, характерные для всех реакторов с принудительной циркуляцией теплоносителя.

Перезарядка активной зоны реактора происходит 1 раз в 2 года. Компактность интегрального реактора позволила применить второй герметичный страховочный корпус, рассчитанный на давление, устанавливающееся при разгерметизации корпуса реактора. Передача тепловой энергии в сеть осуществляется через промежуточный (второй) контур и сетевой (третий) контур (рис. 1).

Давление в сетевом контуре всегда выше, чем во втором, что позволяет исключить попадание воды второго контура в сетевой контур при негерметичности сетевых теплообменников. Реактор оснащен системами безопасности пассивного принципа действия, которые могут вводиться в действие в авариях без команд оператора при отказе систем автоматического управления и функционировать длительное время без подачи энергии извне. Протекание быстрых взрывных процессов типа Чернобыльского в реакторе АСТ принципиально невозможно. Радиационные последствия самых тяжелых аварий ограничены и не превышают естественного радиационного фона. Реакцией атомщиков на Чернобыль стали глубокий анализ безопасности ядерных энергоисточников и разработка проектов реакторов нового поколения. Анализ проекта АСТ-500, выполненный после Чернобыльской аварии, показал, что основные качества реакторов нового поколения уже нашли свое воплощение в реакторе АСТ. В их числе:

• - внутренние присущие свойства безопасности, основанные на законах природы;
• - защищенность от ошибок персонала;
• - ограниченность последствий запроектных аварий.

Разработанные советскими инженерами и учеными в 1980-х гг. технические решения РУ АСТ-500 в настоящее время широко используются зарубежными разработчиками в проектах перспективных установок нового поколения.

Горьковская АСТ.

Строительство Горьковской АСТ (ГАСТ), как было отмечено выше, началось в 1982 г. Площадка станции размещалась близ д. Федяково и ж/д станции Ройка в Кстовском районе Горьковской области в нескольких километрах к востоку от городской черты Горького.

Станция строилась по проекту ГИ ВНИПИЭТ и включала два энергоблока с РУ АСТ-500 единичной тепловой мощностью 500 МВт. Каждый блок обеспечивал отпуск тепла в количестве 430 Гкал/ч в виде горячей воды с давлением до 1,6 МПа и температурой до 150С.

Планировалось, что ГАСТ будет снабжать тепловой энергией Нагорную часть г. Горького. При вводе в действие ГАСТ предполагалось закрыть около 300 низкоэффективных котельных различной мощности в Нагорной части города. Структура системы ЦТ на базе основного теплоисточника ГАСТ выглядела следующим образом:

• - базисный теплоисточник - ГАСТ установленной тепловой мощностью 1000 МВт (2x500 МВт);
• - пиковые котельные (ПК) - пять существующих промышленных и отопительных котельных тепловой мощностью от 35 до 750 МВт;
• - магистральные тепловые сети - кольцевые с тупиковыми ответвлениями;
• - распределительные станции теплоснабжения (РСТ) для подключения магистральных тепловых сетей по зависимой и независимой схемам.

Общая тепловая нагрузка нагорной части города, обеспечиваемая системой ЦТ, составляла примерно 2380 МВт.

Отпуск теплоты в системе ЦТ на базе ГАСТ планировался в объеме примерно 7,4 ГВт. ч., в том числе от ГАСТ 5,8 ГВт. ч. (78%). Выдача тепловой мощности от АСТ в транзитные тепловые сети обеспечивалась теплоносителем - сетевой водой с максимальной температурой 150С при температуре на входе в обратном трубопроводе 70С. Крупные ПК предусматривались «полупиковыми» с возможностью выдачи свободной тепловой мощности в транзитные тепловые сети параллельно АСТ. Общая протяженность транзитных тепловых сетей от ГАСТ около 30 км.

Рельеф местности переменный с абсолютными отметками от 90 до 200 м. Диаметры транзитных трубопроводов 800, 1000 и 1200 мм. Насосные подкачивающие станции располагались в РСТ.

При разработке системы ЦТ на базе ГАСТ было применено несколько новых технологических решений, в том числе:

• 1. количественное регулирование отпуска теплоты в транзитных тепловых сетях с постоянной температурой теплоносителя в подающих трубопроводах: в отопительный период - 150 ОС, в летний - 90С;
• 2. последовательное включение (отключение) и изменение тепловой мощности ПК при уровнях теплопотребления более 1000 МВт при температурах наружного воздуха ниже +3С;
• 3. схема подключения ПК к АСТ через транзитные тепловые сети - параллельная, а не традиционная последовательная при дальнем теплоснабжении;
• 4. аккумулирование теплоты в баках запаса подпиточной воды (2 бака по 10000 м. куб.) для стабильной работы ГАСТ.

Здесь стоит отметить, что для теплоснабжения заречной части г. Горького с учетом того, что рядом расположено несколько небольших промышленных городов, предлагалось сооружение АТЭЦ с реакторами ВВЭР-1000 для энергоснабжения не только заречной части города, но и Дзержинска, Заволжья, Правдинска, Балахны и других населенных пунктов. Были приняты три варианта размещения АТЭЦ и выполнен полный комплекс изыскательских работ по всем трем площадкам. Соответствующее ТЭО было разработано ГоТЭПом в 1986 г., но эти планы так и остались на бумаге.

Решающие этапы сооружения ГАСТ совпали с Чернобыльскими событиями, последующей «ломкой» структур власти и ожесточенной политической борьбой в «перестроечный» период.

В середине 1988 г. в Горьком началось движение общественности за прекращение строительства ГАСТ (статьи в местной прессе, демонстрации и митинги с лозунгами о запрете строительства АСТ, требования о проведении референдума). Не смогло переломить общий настрой против ГАСТ и положительное заключение международной экспертизы проекта и самой станции, проведенной МАГАТЭ в 1989 г., хотя эта экспертиза была предпринята по требованию общественности.

Нижегородский областной Совет народных депутатов, учитывая мнение населения, выступил против продолжения строительства станции и в августе 1990 г. принял решение «О прекращении строительства ГАСТ».

Следствием данного решения явилось распоряжение Совета Министров РСФСР от 29.11.1990 г., №1345-Р «О прекращении строительства Горьковской АСТ» и приказ Минатом-энергопрома СССР (одно из очередных новых названий Минсредмаша) от 29.11.1991 г., №523 «О ликвидации дирекции ГАСТ», предусматривающий передачу ГАСТ на баланс г. Нижнего Новгорода и Нижегородской области.

К этому времени были изготовлены и поставлены на станцию два комплекта оборудования РУ, изготовлены две активные зоны реакторов, общая строительная готовность по зданиям двух блоков составила 85-90%, монтажная готовность оборудования - около 70%, завершались строительно-монтажные работы по пусковому комплексу первого энергоблока, набран и подготовлен эксплуатационный персонал, разрабатывалась пуско-наладочная и эксплуатационная документация. В соответствии с распоряжением Главы администрации Нижегородской области Б.Е. Немцова от 05.12.1991 г., №3 и в соответствии с Гражданским Кодексом РФ и Федеральным законом от 14.11.2002 г., №161-ФЗ «О государственных и муниципальных унитарных предприятиях», для целей максимального использования объектов промышленной площадки Горьковской АСТ и обеспечения сохранности уникального оборудования реакторных установок взамен Дирекции строящейся ГАСТ было создано Государственное предприятие Нижегородской области «Нижегородский производственно-энергетический комплекс» (подведомственное предприятие Министерства ЖКХ и ТЭК Нижегородской области).

Последние годы помещения Горьковской АСТ (рис. 2, 3) сдаются в аренду частным предприятиям, в числе которых Нижегородский ликероводочный завод «РООМ». Тепловые сети от Горьковской АСТ практически полностью демонтированы.

В 2006 г. и 2008 г. нынешнее Правительство Нижегородской области предпринимало несколько безуспешных попыток по инициированию строительства парогазовой ТЭЦ (электрической мощностью 900 МВт (2x450 МВт), тепловой - 825 Гкал/ч) на базе недостроенной АСТ.

До настоящего времени теплоснабжение Нагорной части города, которая составляет половину Нижнего Новгорода, осуществляется от одной крупной котельной тепловой мощностью около 700 Гкал/ч, двумя котельными по 150 Гкал/ч (которые планировалось переводить в пиковый режим при вводе ГАСТ) и множеством мелких котельных. В связи с интенсивным строительством жилья последние годы в данной части города имеется дефицит тепловой мощности.

Воронежская АСТ.

Сооружение Воронежской АСТ (ВАСТ) было начато в 1983 г., о чем говорилось выше. Площадка строительства ВАСТ расположена на южной окраине г. Воронежа на правом берегу Воронежского водохранилища (удаление от городской застройки - 6,5 км.). Станция строилась по проекту ГоТЭП, включала два энергоблока с реакторными установками АСТ-500 тепловой мощностью 500 МВт и отличалась от Горьковской АСТ наличием защитной оболочки (аналогичной ВВЭР-1000) для защиты от падения самолета и схемно-конструктивным исполнением отдельных систем безопасности (в ГАСТ защита от падения самолета обеспечивалась размещением реакторного блока в прочно-плотном боксе).

При работе двух энергоблоков общей тепловой мощностью 860 Гкал/ч ВАСТ должна была обеспечивать до 29% годовой потребности г. Воронежа в тепловой энергии на нужды отопления и горячего водоснабжения города, устранив создавшийся на тот период дефицит в тепловой энергии и создать условия для дальнейшего развития города. Как и ГАСТ, Воронежская АСТ стала картой в развернувшейся в городе и области политической борьбе за власть в «перестроечный» период.

Строительство ВАСТ было остановлено в 1990 г. по инициативе местных властей г. Воронежа (решение Воронежского городского совета народных депутатов от 05.06.1990 г.) с учетом результатов городского референдума по вопросу теплоснабжения г. Воронежа. К моменту остановки строительства была создана строительно-монтажная база с необходимой инфраструктурой, путями и коммуникациями, выполнено более 50% проектного объема строительно-монтажных работ по сооружению ВАСТ, поставлен на станцию комплект оборудования РУ для первого энергоблока и частично для второго, изготовлена активная зона. С 1992 г. и по настоящее время в соответствии с постановлением Правительства РФ от 28.12.1992 г., №1026 и последующими распорядительными документами Минатома России, приказом Росатома РФ от 05.12.2006 г. №589 объект находится в режиме консервации (рис. 4). Недостроенная станция является федеральной собственностью, Дирекция строящейся Воронежской АСТ является филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом».

На цели консервации Воронежской АСТ концерном «Росэнергоатом» ежегодно выделяются солидные средства из резерва на развитие. Курирование вопросов консервации объектов Воронежской АСТ осуществляет департамент капитального строительства ОАО «Концерн Росэнергоатом». Территория станции охраняется.

В соответствии с Постановлением Правительства РФ от 28.12.1992 г., №1026 в 1994 г. была проведена общественная экспертиза проекта и имеющегося задела по строительству при участии 28 специалистов и научных работников г. Воронежа, а в 1995 г. - госэкспертиза Минприроды РФ. Результаты обеих экспертиз подтвердили возможность и целесообразность завершения строительства ВАСТ.

Получено заключение Института государства и права РАН от 07.09.1998 г. за №14202-24-2115-4 по правовой экспертизе решений, принятых по ВАСТ. Оно подтвердило, что решение городских властей г. Воронежа от 1990 г. о прекращении сооружения ВАСТ со ссылками на проведенный референдум не имеет юридической силы, а также подтвердило наличие всех условий для принятия Правительством РФ решения о расконсервации и завершении сооружения ВАСТ. В 2008-2010 гг. было подготовлено несколько предложений по решению проблемы ВАСТ, в т. ч.: достройки ВАСТ, перепрофилированию АСТ в АТЭЦ с реакторами ВБЭР-300 (разработчик ОАО «ОКБМ Африкантов») или ВК-300 (разработчик ОАО «НИКИЭТ»), созданию на площадке многоцелевого инновационного энерготехнологического и медицинского комплекса на базе установки РУТА-70 (разработчик ГНЦ РФ-ФЭИ) и др.

За истекшие с начала строительства годы ситуация с теплоснабжением в г. Воронеже только ухудшилась, при этом альтернативные Воронежской АСТ варианты обеспечения города тепловой энергией так и не были разработаны.

Тем не менее, несколько десятков километров трубопроводов теплосетей для теплоснабжения Советского и Коминтерновского районов, проложенные практически по всему предполагаемому маршруту, были демонтированы весной - летом 2006 г.

Статьей 29 Федерального закона от 21.11.1995 г., №170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» определено, что во всех случаях прекращения сооружения ядерного объекта, не связанных со снижением уровня его безопасности, ухудшением состояния окружающей среды или другими неблагоприятными последствиями, должен решаться вопрос о возмещении убытков, связанных с прекращением строительства, а также - об источниках возмещения этих убытков.

Статья подготовлена по следующим материалам

• 1. Полвека в атомном машиностроении. Н. Новгород: КиТ-издат, 1997.
• 2. История ОАО «НИАЭП» в документах и воспоминаниях ветеранов (1951-2008) / Сборник статей. Н. Новгород: Литера, 2008.
• 3. Что такое атомная станция теплоснабжения / О.Б. Самойлов, В.С. Кууль, Б.А. Авербах и др., под ред. О.Б. Самойлова, В.С. Кууля. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 96 с.
• 4. Г. Юрьева. Уникальный атомный комплекс был спроектирован 30 лет назад (интервью с В.Н. Чистяковым) // «Россия: атомный проект», вып. 8, 2010. ядерный энергоисточник теплоснабжение
• 5. Сайт Министерства ЖКХ и ТЭК Нижегородской области.
• 6. Зингер Н.М., Еше Г.Г., Гилевич А.И. и др. // Теплоэнергетика, 1982. №8. С. 27-30.
• 7. Востоков В.С., Друмов В.В., Еше Г.Г. и др. О повышении эффективности использования АСТ // Вопросы атомной науки и техники, 1983, выпуск 6.
• 8. О. Александрова. Операция «Расконсервация» // газета «Коммерсантъ» (Воронеж), №48 от 25.03.2008 г.

Сущность изобретения: атомная станция теплоснабжения оснащена паротурбинной установкой, содержащей последовательно соединенные по греющей стороне парогенераторы высокого 18 и низкого 19 давления, паровую турбину 20 с электрогенератором, конденсатор, в качестве которого используются подогреватели 11, 13 подпиточной воды тепловой сети. Парогенераторы включены в промежуточный контур параллельно сетевому теплообменнику 3. Для более глубокого охлаждения теплоносителя промконтура между сетевым теплообменником 3 и всасом циркуляционного насоса 5 установлен дополнительный сетевой теплообменник 22. Полученная электрическая энергия в турбогенераторе паротурбинной установки используется для обеспечения собственных нужд станции и внешних потребителей. 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к атомным станциям теплоснабжения. Известны атомные ТЭЦ, вырабатывающие электрическую и тепловую энергию и состоящие из ядерного реактора, паротурбинной установки (ПТУ), сетевого контура. Также известны атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие тепловую энергию для целей теплоснабжения и состоящие из ядерного реактора с естественной циркуляцией, промежуточного контура, сетевого контура, водоподготовительной установки для подпитки сетевого контура. Недостатком указанной АСТ является потребление извне электрической энергии для обеспечения электроприемников станции т.е. обеспечения собственных нужд. Целью изобретения является выработка электрической энергии для обеспечения потребности собственных нужд АСТ и внешних потребителей. Это достигается тем, что АСТ снабжена дополнительным сетевым теплообменником, подключенным по греющей стороне в промконтур своим входом к выходу основного сетевого теплообменника, а своим выходом - к всасывающему патрубку циpкуляционного насоса, а по нагреваемой стороне своим входом - к напорному патрубку сетевого насоса, а своим выходом - к входу основного сетевого теплобменника, и снабжена ПТУ, включающей верхний и нижний парогенераторы (ПГ), соединенные последовательно и подключенные к промконтуру, причем верхний ПГ своим входом подключен к подающему трубопроводу промконтура, а нижний ПГ своим выходом подключен к входу дополнительного теплообменника, по нагреваемой стороне ПГ подключены своими входами к питательным насосам, а своими выходами - к турбине, причем верхний ПГ подключен к головному по ходу пара отсеку турбины, а нижний ПГ подключен к отсеку турбины с соответствующим ему давлением пара, турбина своим выходом подключена к подогревателям исходной и химочищенной воды. Установка ПТУ и дополнительного сетевого теплообменника на АСТ с открытой системой теплоснабжения позволит вырабатывать электрическую энергию для обеспечения потребности собственных нужд станции и отпуска внешним потребителям. На чертеже изображена АСТ. Она состоит из ядерного реактора со встроенным теплообменником 2, промежуточного контура, включающего сетевой теплобменник 3, подающий трубопровод промконтура 4, циркуляционный насос 5, обратный трубопровод промконтура 6, сетевого контура, включающего обратный трубопровод сетевой воды 7, сетевой насос 8, регулирующий клапан 9, подающий трубопровод сетевой воды 10, системы подпитки, включающей подогреватель исходной воды 11, водоподготовительную установку 12, подогреватель химочищенной воды 13, вакуумный деаэратор 14, бак аккумулятор 15, подпиточный насос 16, регулятор давления 17, паротурбинной установки, включающей верхний ПГ 18, нижний ПГ 19, турбину с электрогенератором 20, питательные насосы 21, дополнительный сетевой теплообменник 22. Дополнительный сетевой теплообменник 22 предназначен для более глубокого охлаждения теплоносителя промежуточного контура. АСТ работает следующим образом. Выработанная в ядерном реакторе 1 тепловая энергия поступает через встроенный теплообменник 2 в промежуточный контур, где разделяется на два потока. Один поток поступает в верхний ПГ 18, где превращает питательную воду в пар низкого давления, затем поток смешивается со вторым потоком. Второй поток направляется в сетевой теплообменник 3 где нагревает сетевую воду, а затем смешивается с первым потоком после ПГ 19. Далее теплоноситель промежуточного контура поступает в дополнительный сетевой теплообменник 22, где охлаждается сетевой водой и затем насосом 5 направляется во встроенный теплообменник 2. Пар, полученный в ПГ 18, направляется в головной отсек турбины. Произведя некоторую работу в турбине, влажный пар смешивается с паром низкого давления. При смешивании двух потоков пара влажность полученного пара уменьшается за счет более сухого пара низкого давления. Суммарный поток отработанного в турбине пара поступает в подогреватели 11, 13, где конденсируется и питательными насосами закачивается в ПГ 18, 19. Тепловой поток, на базе которого выработана электрическая энергия, сообщается подпиточной воде. Подпиточная вода смешивается с сетевой водой обратного трубопровода и нагревается в сетевых теплообменниках 22 и 3. Регулирующий клапан 9 предназначен для согласования в каждый момент времени вырабатываемой и потребляемой тепловой мощности. Выработанная в турбогенераторе электрическая энергия направляется на обеспечение собственных нужд станции и внешним потребителям. Температура пара, генерируемого в ПГ, определяется температурой греющего теплоносителя на выходе из ПГ. Вследствие этого пар, полученный в ПГ 18, имеет большую работоспособность нежели пар, полученный в ПГ 19, что существенно увеличивает суммарное теплопадение пара и электрическую мощность турбины. Увеличение количества последовательно соединенных по греющей стороне ПГ повышает до определенного предела среднюю температуру подвода теплового потока в паротурбинный цикл и тем самым повышает в целом термический коэффициент полезного действия ПТУ. Оптимальное число ПГ должно выбираться исходя из технико-экономических соображений. Повышение надежности АСТ достигается за счет повышения надежности электроснабжения, организации дополнительного канала аварийного расхолаживания реактора, например при внезапной остановке циркуляции в сетевом контуре, путем разогрева подпиточной воды в баках аккумулятора. Атомная энергетическая установка, оснащенная ПГ, может найти применение для электроснабжения тепловой и электрической энергией атомных опреснительных комплексов, а также других энергоемких производств, потребляющих низкопотенциальную тепловую энергию.

Формула изобретения

АТОМНАЯ СТАНЦИЯ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ, содержащая ядерный реактор с встроенным теплообменником, промежуточный контур, включающий с себя сетевой теплообменник, подключенный посредством подающего трубопровода своим входом по греющей стороне к выходу встроенного теплообменника, а также циркуляционный насос, подключенный посредством обратного трубопровода всасывающим патрубком к выходу сетевого теплообменника по греющей стороне, а напорным патрубком к входу встроенного теплообменника, сетевой контур, включающий в себя последовательно соединенные обратный трубопровод, сетвой насос, регулирующий клапан, нагреваемую сторону сетевого теплообменника, подающий трубопровод, а также систему подпитки сетевого контура, включающую в себя подогреватель исходной воды, водоподготовительную установку, подогреватель химочищеной воды, вакуумный деаэратор, бак-аккумулятор, насос подпитки, регулятор давления, отличающаяся тем, что она снабжена дополнительным сетевым теплообменником, подключенным по греющей стороне в промежуточный контур своим входом к выходу основного сетевого теплообменника, а своим выходом к всасывающему патрубку циркуляционного насоса, по нагреваемой стороне - своим входом к напорному патрубку сетевого насоса, а своим выходом к входу основного сетевого теплообменника и снабжена паротурбинной установкой, включающей верхний и нижний парогенераторы, соединенные последовательно и подключенные к промежуточному контуру, причем верхний парогенератор входом подключен к подающему трубопроводу промежуточного контура, а нижний парогенератор выходом подключен к входу дополнительного теплообменника, по нагреваемой стороне парогенераторы подключены входами к питательным насосам, а выходами - к турбине, причем верхний парогенератор подключен к головному по ходу пара отсеку турбины, а нижний - к отсеку турбины с соответствующим давлением пара, турбина выходом подключена к подогревателям исходной и химочищенной воды.

Горьковская атомная станция теплоснабжения - одна из двух АСТ в нашей стране, строительство которых стартовало в начале 1980-х, но так и не было завершено по ряду причин, включая протесты общественности и, само собой, развал Союза.
Станция не была достроена, реакторная установка не была собрана, топливо еще даже и не думали привозить... Именно поэтому посещение объекта полностью безопасно с точки зрения боязни радиации
Само собой, если не терять здравый смысл... потому как кое-что радиоактивное найти всё же удалось =)

Лично моё мнение, что протесты оказали гораздо меньшее влияние на принятие решения об остановке строительства, нежели банальное "кончились деньги", характерное для десятков тысяч недостроев по всей территории России и бывших республик СССР. Потому как стройка очень активно велась именно в постчернобыльские годы (судя по многочисленным надписям, оставленным строителями), а часть административных и лабораторных помещений станции уже была введена в эксплуатацию и функционировала вплоть до начала 90-х (календари и плакаты на стенах)

Я и представляла себе, что ГАСТ - это классический недострой в классическом понимании: металл, бетон и однообразные коридоры с лесенками (или без лесенок). Но в ходе посещения всё оказалось не совсем так.

Строительство Горьковской АСТ (ГАСТ) началось в 1982 г.
Станция строилась по проекту ГИ ВНИПИЭТ и включала два энергоблока с реакторными установками АСТ-500 единичной тепловой мощностью 500 МВт. Каждый блок должен был обеспечивать отпуск тепла в количестве 430 Гкал/ч в виде горячей воды с давлением до 1,6 МПа и температурой до 150 ОС. Планировалось, что ГАСТ будет снабжать тепловой энергией Нагорную часть г Горького. При вводе в действие ГАСТ предполагалось закрыть около 300 низкоэффективных котельных различной мощности в Нагорной части города.

Структура системы ЦТ на базе основного теплоисточника ГАСТ выглядела следующим образом:
■ базисный теплоисточник - ГАСТ установленной тепловой мощностью 1000 МВт (2x500 МВт);
■ пиковые котельные (ПК) - пять существующих промышленных и отопительных котельных тепловой мощностью от 35 до 750 МВт;
■ магистральные тепловые сети - кольцевые с тупиковыми ответвлениями;
■ распределительные станции теплоснабжения (РСТ) для подключения магистральных тепловых сетей по зависимой и независимой схемам.
Общая тепловая нагрузка нагорной части города, обеспечиваемая системой ЦТ, составляла примерно 2380 МВт.
Отпуск теплоты в системе ЦТ на базе ГАСТ планировался в объеме примерно 7,4 ГВт.ч, в том числе от ГАСТ 5,8 ГВт.ч (78%).
Выдача тепловой мощности от АСТ в транзитные тепловые сети обеспечивалась теплоносителем - сетевой водой с максимальной температурой 150 ОС при температуре на входе в обратном трубопроводе 70 ОС.
Крупные ПК предусматривались «полупиковыми» с возможностью выдачи свободной тепловой мощности в транзитные тепловые сети параллельно АСТ
Общая протяженность транзитных тепловых сетей от ГАСТ около 30 км. Рельеф местности переменный с абсолютными отметками от 90 до 200 м. Диаметры транзитных трубопроводов 800, 1000 и 1200 мм. Насосные подкачивающие станции располагались в РСТ.
При разработке системы ЦТ на базе ГАСТ было применено несколько новых технологических решений, в том числе:
1. количественное регулирование отпуска теплоты в транзитных тепловых сетях с постоянной температурой теплоносителя в подающих трубопроводах: в отопительный период - 150 ОС, в летний - 90 ОС;
2. последовательное включение (отключение) и изменение тепловой мощности ПК при уровнях теплопотребления более 1000 МВт при температурах наружного воздуха ниже +3 ОС;
3. схема подключения ПК к АСТ через транзитные тепловые сети - параллельная, а не традиционная последовательная при дальнем теплоснабжении;
4. аккумулирование теплоты в баках запаса подпиточной воды (2 бака по 10000 м3) для стабильной работы ГАСТ.

Здесь стоит отметить, что для теплоснабжения заречной части г. Горького с учетом того, что рядом расположено несколько небольших промышленных городов, предлагалось сооружение АТЭЦ с реакторами ВВЭР-1000 для энергоснабжения не только заречной части города, но и Дзержинска, Заволжья, Правдинска, Балахны и других населенных пунктов. Были приняты три варианта размещения АТЭЦ и выполнен полный комплекс изыскательских работ по всем трем площадкам. Соответствующее ТЭО было разработано ГоТЭПом в 1986 г., но эти планы так и остались на бумаге.

Решающие этапы сооружения ГАСТ совпали с Чернобыльскими событиями, последующей «ломкой» структур власти и ожесточенной политической борьбой в «перестроечный» период.
В середине 1988 г. в Горьком началось движение общественности за прекращение строительства ГАСТ (статьи в местной прессе, демонстрации и митинги с лозунгами о запрете строительства АСТ, требования о проведении референдума).
Не смогло переломить общий настрой против ГАСТ и положительное заключение международной экспертизы проекта и самой станции, проведенной МАГАТЭ в 1989 г. , хотя эта экспертиза была предпринята по требованию общественности.
Нижегородский областной Совет народных депутатов, учитывая мнение населения, выступил против продолжения строительства станции и в августе 1990 г. принял решение «О прекращении строительства ГАСТ» .

В 2006 г. и 2008 г. нынешнее Правительство Нижегородской области предпринимало несколько безуспешных попыток по инициированию строительства парогазовой ТЭЦ (электрической мощностью 900 МВт (2x450 МВт), тепловой - 825 Гкал/ч) на базе недостроенной АСТ.
До настоящего времени теплоснабжение Нагорной части города, которая составляет половину Нижнего Новгорода, осуществляется от одной крупной котельной тепловой мощностью около 700 Гкал/ч, двумя котельными по 150 Гкал/ч (которые планировалось переводить в пиковый режим при вводе ГАСТ) и множеством мелких котельных. В связи с интенсивным строительством жилья последние годы в данной части города имеется дефицит тепловой мощности.

Но почти сразу начинают попадаться защитные двери - десятки разнообразных защитных дверей, от небольших лючков до полноразмерных массивных гермух

Некоторые помещения встречают посетителей полной пустотой или несколькими одинокими трубами где-нибудь в углах, но другие наполнены до отказа

Каждая последующая дверь, кажется, ведёт в новое место, - но тут вдруг ловишь себя на ощущении дежавю. Мы действительно вернулись к точке отсчета, или только так кажется?

Снова просторный зал, заполненный клубками их ржавых труб, стеклоткани и сияющих нержавейкой резервуаров и задвижек

Внезапное яркое пятно на фоне серо-ржавых коридоров

И снова сияние нержавейки

Множество коридоров, наталкивающих на мысли о гигантской котельной (хотя, по сути, это она и есть), приводят к той части комплекса, которую уже успели ввести в эксплуатацию на момент заморозки проекта

Ну а дальше - десятки помещений самого разного назначения: от подсобок и кабинетов до мастерских, лабораторий и залов с бескрайними рядами распотрошенных шкафов ЭВМ. На стенах - плакаты тех лет, на окнах - сухие цветы, под ногами - открытки и советская агитация.

Вести съемку ночью не очень-то комфортно из-за риска быть замеченными с улицы: ведь у всех кабинетов есть широкие окна... Поэтому останавливаюсь для съемки только лишь щитов управления, надеясь вернуться снова и подробно осмотреть здесь всё-всё-всё

Затем, проходя мимо плакатов, повествующих о нужности и безопасности станции, попадаем к ее центральному узлу

Реакторный зал представляет из себя стройплощадку в классическом понимании: видно, что здесь должны были собрать нечто сложное и громоздкое, но прекратили деятельность на той стадии, когда разнообразные элементы реакторных и тепловых установок были фактически хаотично разложены по залу.

Не имея хорошего представления об устройстве именно такой установки, довольно сложно прикинуть, что из этого что, какое назначение имеет и к чему прикручивается

Зато здесь есть некоторое количество удобных смотровых площадок, позволяющих окинуть взглядом (и лучом фонаря) всё доступное пространство

Некоторые детали до сих пор находятся в упаковке - накрытые полиэтиленом или брезентом, они привлекают к себе еще большее внимание, нежели бы просто лежали, как попало

То, что обычно принимается посетителями за, собственно, реактор, есть ни что иное, как просто крышка, покоящаяся на пусть и странной, но вполне строительной подставке (к ней можно подойти снизу и увидеть это)

Это так называемая головка от дефектоскопа типа "гаммарид" - она представляет из себя стальной контейнер, по центру которого расположен полый цилиндр из обеднённого урана (толщиной 45 мм), а внутрь должен помещаться изотоп иридия. Штуковина изрядно фонит, и трогать ее руками (а тем более - тащить домой) крайне не рекомендуется

Гаммариды используются до сих пор (в несколько более органичном исполнении) при строительстве таких объектов, как электро- и теплостанции для "просвечивания" конструкций и сварных швов, для заблаговременного поиска дефектов

Вот так-то, удовлетворившись по полной и даже найдя "что-нибудь фонящее", но всё же оставив твердое намерение вернуться, группа лазателей благополучно, под лай собак и шарящего где-то охранника покидает комплекс недостроенной Горьковской атомной станции теплоснабжения, благодаря друг друга за компанию и приятно проведённое время.

Благодарю за внимание!

Атомная станция теплоснабжения (АСТ) состоит из нескольких автономных блоков единичной мощностью по 500 МВт каждый и способна вырабатывать 860 Гкал/ч тепла в виде воды с температурой 150°С и давлением 20 атм для отопления и горячего водоснабжения жилого района с населением 350 тыс. человек. В атомной станции теплоснабжения используется водо-водяной реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.

Использование реактора как источника низкопотенциального тепла дает возможность значительно понизить его параметры

• трехконтурная схема передачи тепла от реактора к потребителю;
• первый контур полностью герметичен и находится внутри корпуса реактора, циркуляция по контуру – естественная;
• второй контур герметичен, циркуляция по контуру принудительная при нормальной работе и естественная – в аварийных режимах. Включает в себя паровой компенсатор объема с предохранительным устройством;
• циркуляция по третьему (сетевому) контуру – принудительная. На сетевом контуре предусмотрен байпас с регулирующим клапаном для изменения параметров сетевой воды;
• давление в сетевом контуре выше, чем во втором по сравнению с параметрами реактора ВВЭР: рабочее давление первого контура уменьшено в 8 раз (20 атм), температура воды понижена с 300 до 200°С, энергонапряженность активной зоны снижена в 4 раза – от 110 до 27 МВт/м 3 .

Особенностью конструкции реактора АСТ является размещение теплообменников первого и второго контуров в зазоре между прочным герметичным корпусом реактора и внутрикорпусной шахтой, разделяющей потоки горячей воды из активной зоны и потоки охлажденной воды после теплообмена (рис. 3.43). Нагретая в активной зоне вода, как более легкая, поднимается внутри шахты в верхнюю часть реактора, направляется к теплообменникам и, охлаждаясь при передаче тепла воде второго контура, опускается в промежутке между шахтой и корпусом вниз на вход в активную зону.

Все топливные кассеты активной зоны снабжены тяговыми трубами, которые являются их продолжением. Это обеспечивает распределение расхода воды через активную зону по топливным кассетам в соответствии с их мощностью. Непрекращающаяся и не зависящая от внешних источников энергии естественная циркуляция воды в корпусе реактора обеспечивает надежный теплосъем с активной зоны в условиях нормальной эксплуатации, ее охлаждение в аварийных режимах и позволяет отказаться от использования главных циркуляционных насосов в первом контуре теплоносителя.

Реакторная установка атомной станции теплоснабжения передает тепло потребителю по трехконтурной схеме теплообмена. Первый контур циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора предназначен для передачи тепла от активной зоны воде второго контура. Второй (промежуточный) контур предназначен для передачи тепла в третий (сетевой) контур и снабжен принудительной циркуляцией теплоносителя. Третий (сетевой) контур осуществляет подачу тепла потребителю, циркуляция сетевой воды производится с помощью насосов (рис. 3.44).

Интегральная компоновка внутрикорпусных конструкций реактора с теплообменниками первого и второго контуров циркуляции теплоносителей позволила осуществить принципиально новое для водо-водяных реакторов техническое решение – разместить реактор во втором прочном корпусе (рис. 3.45). Это позволяет сохранить активную зону реактора под уровнем воды и исключить ее перегрев в случае разгерметизации основного корпуса реактора или его систем, локализовать радиоактивный теплоноситель первого контура. Благодаря многоуровневой системе безопасности эксплуатации АСТ их можно размещать на расстоянии ~5 км от крупных городов.

В настоящее время атомная энергетика используется практически для производства электроэнергии, хотя и существуют станции, отпускающие потребителям теплоту (например Билибинская АТЭЦ на Чукотке) или опресняющие воду (г. Шевченко, Казахстан). Наиболее распространенными и освоенными в промышленном производстве энергетическими ядерными реакторами, получившими широкое применение на АЭС, являются реакторы с водой под давлением без ее кипения ВВЭР (за рубежом PWR – Pressured Water Reactor).

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль (48 МВт) – это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки. АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция «Северное сияние» (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт.

Использование в системах теплоснабжения атомных источников тепла позволит значительно экономить дефицитное органическое топливо. При этом достигается улучшение экологической обстановки в районах теплопотребления от АЭС, повышение конкурентоспособности централизованных систем теплоснабжения, вследствие низкой себестоимости тепла на АЭС, увеличение надёжности систем теплоснабжения за счёт вытеснения устаревшего оборудования.

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии

Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

Атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие только тепловую энергию

На всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.

Атомные станции в России.

В настоящее время в Российской Федерации на 10 действующих АЭС эксплуатируется 31 энергоблок общей мощностью 23243 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением - 9 ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов - 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6, 1 реактор на быстрых нейтронах.

Информация об атомных станциях теплоснабжения. Воронежская АСТ (не путать с Нововоронежской АЭС) - атомная станция теплоснабжения (ВАСТ), в составе двух энергоблоков мощностью по 500 МВт предназначена для круглогодичной работы в базовом режиме в системе централизованного теплоснабжения г. Воронежа с целью покрытия существующего в городе дефицита тепла (ВАСТ должна была обеспечить 23% годовой потребности города в тепле и горячей воде). Строительство станции велось с 1983 по 1990 год и в настоящее время заморожено.

Россия - единственная страна, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии. Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако из-за наступивших в конце 80-х гг экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония):

Сибирская АЭС, поставлявшая тепло в Северск и Томск.

Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате, с 1964 г. поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000:

Воронежская АСТ (не путать с Нововоронежской АЭС)

Горьковская АСТ 

Ивановская АСТ (только планировалась).

Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В настоящий момент (2006) концерн «Росэнергоатом» планирует построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах. Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем». Источник: ЭнергАтом (www.abkord.com).

Решение вопросов, связанных с учетом роли атомных станций в теплоснабжении (в первую очередь - паровым) промышленных потребителей, находится на начальной стадии. Обусловлено это тем, что пароснабжение от атомных источников сопряжено с более значительными трудностями, чем отпуск теплоты в горячей воде.

Трудности эти определяются главным образом требованиями ядерной безопасности, существенной разнохарактерностью промышленных технологий, особенностью транспортировки пара и т.д. и поэтому более жесткими требованиями к атомным энергоисточникам, как в части схемных решений, так и по режиму отпуска теплоты. Принципиально атомные источники теплоснабжения, как и источники, применяемые в традиционной «огневой» энергетике, могут предназначаться либо для производства теплоты, либо для комбинированного производства тепловой и энергетической энергии. В последнее время начаты проработки проектов атомных станций промышленного теплоснабжения, предназначенных для снабжения потребителей, как горячей водой, так и паром; тем не менее, принимая во внимание более высокую энергетическую и технико-экономическую эффективность комбинированного производства тепловой и электрической энергии, экономически более целесообразным представляется строительство специализированных промышленно-отопительных АТЭЦ.

Отличительной способностью атомных источников, используемых для обеспечения потребностей промпредприятий в технологическом паре, является необходимость удовлетворения двух трудно совместимых требований. С одной стороны, по условиям транспорта пара источник теплоты должен быть максимально приближен к потребителям. Предельное расстояние от источника до потребителей определяется технико-экономическими расчетами и зависит от параметров пара, необходимых по техническим условиям производства, параметров пара, отпускаемого источником, и других показателей и не превышает 8–15 км, даже при значительной расчетной нагрузке района (1500 МДж/с). С другой стороны, желательно расположение источника на значительном расстоянии от потребителей, поскольку, чем ближе источник к району теплоснабжения, тем более жесткими являются требования радиационной безопасности и, соответственно, тем сложнее технически и дороже их обеспечение. Указанные требования делают практически невозможным отпуск значительного количества пара традиционным способом от намечаемых к сооружению и действующих АЭС первого поколения.

В России отпуск пара в небольших количествах на нужды промплощадки и стройбазы производится от действующих АЭС. Однако санитарными правилами [СТ ТАС 84. Санитарные требования к проектированию и эксплуатации систем централизованного теплоснабжения от атомных станций. - М., 1984.] и общими положениями обеспечения безопасности атомных станций [ОПБ 82. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации. - М., 1982.] регламентируется отпуск теплоты в паре внешним потребителям. Так, на АЭС с реакторами ВВЭР отпуск пара может производиться из коллектора собственных нужд или непосредственно из отбросов турбин, что находится в противоречии с п. 3.7 санитарных правил: «…Отпуск пара из отборов турбин и редукционных установок для внешних потребителей (промышленной зоны, жилищно-коммунального сектора и др. потребителей) не допускается…». На АЭС с реакторами РБМК отпуск пара производится через промежуточный контур от генератора «чистого» пара, подключенного к первому нерегулируемому отбору цилиндра высокого давления. От парогенератора в номинальном режиме работы турбины может быть обеспечен отпуск 16 МДж/с теплоты и пара давлением 0,6 МПа. В этом случае нарушается п/п. 4.4.3.1.3 общих положений обеспечения безопасности: «…Давление греющей среды должно быть не ниже давления сетевого теплоносителя…». В современных двухконтурных АЭС такими свойствами обладает основной поток пара в турбоагрегате после прохождения сепараторов - пароперегревателей (СПП). Однако использование его в качестве греющей среды приводит к значительной недовыработке электроэнергии, поэтому целесообразность создания таких схем пароснабжения неочевидна, и необходимо проведение детальных технико-экономических исследований.

В связи с этим особую актуальность приобретает поиск новых решений, позволяющих использовать для целей промышленного теплоснабжения уже освоенные атомные энергоисточники. Одним из путей создания систем является использование в промконтуре теплоносителя, отличного от водяного, например, инертного газа или органического соединения. В этом случае необходимо проведение как технико-экономических исследований по определению их конкурентоспособности по сравнению с альтернативными вариантами пароснабжения, так и специальных исследований, подтверждающих техническую возможность создания и работоспособность указанных систем отпуска пара от АЭС.

Другим решением, наиболее технически подготовленным в настоящее время, является использование высокотемпературной сетевой воды для транспорта теплоты АЭС с последующим получением пара в местных парогенераторах. В роли такого парогенератора могут выступать водопаро-преобразовательные установки. Применение указанной схемы позволяет охватить значительное количество потребителей, однако даже при достаточно высокой температуре сетевого теплоносителя, отпускаемого со станции (≈ 170 °С), в местном контуре предприятия может быть получен насыщенный пар с давлением не более 0,6 МПа, что существенно ограничивает возможности применения такой схемы пароснабжения. Использование этой схемы пароснабжения в настоящее время затруднено по ряду причин:

❏ отсутствие технологического оборудования необходимых мощностей;

❏ недостаточная проработка режимных вопросов отпуска теплоты от АЭС;

❏ необходимость подбора соответствующего соотношения паровой и водяной нагрузок в регистре и т.п.

Свободным от указанных недостатков и наиболее просто реализуемым в настоящее время представляется способ удовлетворения паровой нагрузки от АЭС по схеме с «огневым» догревом . Предпосылкой для рассмотрения таких схем служит широкое распространение паровых котельных на органическом топливе в системах пароснабжения промышленных потребителей. В этом случае АЭС отпускается теплота в виде горячей воды. Часть ее поступает в систему коммунально-бытового теплоснабжения, часть - в модифицированные паровые котельные на органическом топливе. Там она испаряется, при необходимости полученный пар перегревается и поступает к потребителям. При такой организации паровой котельной отпадает необходимость в использовании органического топлива на подогрев воды в системах регенерации и экономайзерах. В широко распространенных паровых котлах ДКВР подача в котельный агрегат питательной воды с температурой 170 °C с одновременной заменой экономайзера воздухоподогревателем позволяет сэкономить до 25 % расхода органического топлива.

На рис. 3.2 показана принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной ТЭЦ с реактором ВВЭР. Между реактором 17 и пароперегревателем включён промежуточный контур. В пароперегревателе вырабатывается «чистый» пар. Это существенно упрощает схему и оборудование теплоподогревательной установки АТЭЦ, так как пар, отработавший в турбине, может напрямую использоваться в подогревателях сетевой воды 5-7. В связи с размещением АТЭЦ на значительных расстояниях от городов экономически оправдано существенное повышение расчётной температуры в подающей линии транзитной магистрали (коллектор 16) с целью снижения расчётного расхода теплоносителя, диаметров и количества теплопроводов. Поэтому в ряде случаев для подогрева сетевой воды используют пар более высокого давления (0,6 0,8МПа) из разделительного отсека, в котором устанавливается сепаратор пара 21 и промежуточный пароперегреватель 36 на основном потоке пара.

Рис. 3.2 Принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной ТЭЦ (АТЭЦ) с реактором ВВЭР: 1 – парогенератор; 2 – паровая турбина; 3 – электрический генератор; 4 – конденсатор; 5 – 7 - теплофикационные подогреватели соответственно нижней, средней и верхней ступеней; 8 – бустерный насос; 9 – сетевой насос; 10 – химводоочистка; 11 – деаэратор подпиточной воды; 12 – подпиточный насосс; 13 – регулятор подпитки; 14 – насос химводоподготовки; 15, 16 – обратный и подающий коллекторы сетевой воды; 17 – ядерный реактор; 18 – компенсатор объёма; 19 – насос промежуточного контура; 20 – конденсатный насос; 21 – сепаратор влаги; 22 – регенеративные подогреватели низкого давления; 23 – деаэратор; 24 – питательный насос; 25 - – регенеративные подогреватели высокого давления; 26 – пароперегреватель; 27 – редукторы; 28 - – регенеративные подогреватели среднего давления.

Принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной станции теплоснабжения (АСТ) приведена на рис. 3.3.

Рис. 3.3. Принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной станции теплоснабжения (АСТ): 1 – ядерный реактор; 2 – второй контур; 3 – подогреватель сетевой воды; 4 – компенсатор объёма; 5 – насос второго контура: 6 – сетевой насос; 7 – деаэратор подпиточной воды; 8 – тепловая сеть; 9 – система продувки второго контура; 10 – подогреватель очищенной воды; 11 – охладитель продувочной воды; 12 – фильтр; 13 – насос системы продувки; 14 – подпиточный насос тепловой сети.