Ast - elektrownie jądrowe dostarczające ciepło. Wielka encyklopedia ropy i gazu

Historia powstania elektrowni jądrowych w dużych miastach

Badania nad możliwością wykorzystania energii jądrowej do celów grzewczych rozpoczęły się pod koniec lat 70. XX wieku.

W 1976 roku oddział Gorkiego Instytutu Teploelektroproekt - GoTEP (obecnie OJSC Niżny Nowogród Engineering Company Atomenergoproekt) i Instytut VNIPIenergoprom opracowały „Skonsolidowany TED na temat wykorzystania energia atomowa na potrzeby zaopatrzenia w ciepło do 1990 r.), który uzasadnił ekonomiczną wykonalność wprowadzenia źródeł energii jądrowej do sektora ciepłowniczego poprzez zapewnienie znacznych oszczędności na rzadkim gazie i oleju opałowym, poprawę sytuacji ekologicznej w miastach i rozwiązanie problemów transportu paliw węglowodorowych.

Jednocześnie wykazano, że dla systemów energochłonnych o dużym (ponad 2000 Gcal/h) zużyciu ciepła optymalne rozwiązanie jest wykorzystanie elektrociepłowni jądrowych (ATPP) z WWER-1000, a dla systemów średniej mocy pokrywających obciążenia cieplne na poziomie 1000-2000 Gcal/h, które nie wymagają dodatkowej energii elektrycznej, ciepłownie jądrowe (HSP) o mocy około 500 MW. Według „Skonsolidowanego TED...” budowa AST była możliwa w 30-35 kompleksach przemysłowo-mieszkalnych w kraju, z czego 27 znajdowało się w części europejskiej.

Po omówieniu tej kwestii w Komitecie Centralnym KPZR i Rządzie ZSRR, Ministerstwu Budowy Maszyn Średnich (jak nazywano przemysł nuklearny) i Ministerstwu Energii powierzono zadanie utworzenia stacji zaopatrzenia w ciepło jądrowe z gwarantowanym bezpieczeństwem być zlokalizowane w pobliżu dużych miast. OKBM (obecnie OJSC „Afrikantov OKBM”) została mianowana głównym projektantem elektrowni reaktorowej (RP), twórcą studium wykonalności dla stacji czołowych w Gorkach (obecnie Niżny Nowogród) i w Woroneżu – wspomnianego GoTEP. Wskazówki naukowe zapewnił Rosyjski Ośrodek Badawczy „Instytut Kurczatowa”. Rozwój AST pod kierunkiem rządu był osobiście nadzorowany przez Prezydenta Akademii Nauk ZSRR A.P. Aleksandrow.

O wyborze miejsc pod budowę głównych systemów ciepłowniczych w miastach Gorki i Woroneż decydowała nie tylko obecność problemów z zaopatrzeniem w ciepło w tych miastach, ale także inne przyczyny:

• - w Gorkach mieścił się deweloper elektrowni reaktorowej (OKBM) i Instytut Politechniczny, gdzie na Wydziale Fizyki i Technologii kształcili się specjaliści dla przemysłu nuklearnego;
• - elektrownia jądrowa Nowoworoneż działała już w pobliżu Woroneża, gdzie zbudowano wszystkie jednostki główne WWER, znajdowało się centrum szkolenia personelu elektrowni jądrowej oraz znajdował się potężny dział konstrukcyjno-montażowy;
• - oba miasta położone były nad brzegami dużych rzek żeglownych, co umożliwiało transport wielkogabarytowych urządzeń reaktorów, których nie można było przewieźć koleją.

Na podstawie wyników prac rozwojowych z 1978 r projekt techniczny RU AST-500 i studium wykonalności W marcu 1979 r. Rada Ministrów ZSRR wydała dekret w sprawie budowy dwóch głównych stacji ciepłowniczych w Gorkach i Woroneżu. W tym samym czasie GI VNIPIET (Ministerstwo Energii) został mianowany generalnym projektantem Gorky AST, a GoTEP (Ministerstwo Energii) został mianowany generalnym projektantem Woroneż AST.

Budowę głównych AST w miastach Gorki i Woroneż rozpoczęto w latach 1982 i 1983. odpowiednio.

Rząd ZSRR rozpatrzył apele władz regionalnych szeregu dużych obwodów i miast w sprawie budowy AST (m.in. Archangielsk, Iwanowo, Briańsk, Jarosław, Chabarowsk) i podjął pozytywne decyzje. Dla tych regionów GoTEP przeprowadzono niezbędne studia wykonalności i uzasadnienia, a w regionie Archangielska rozpoczęto Praca przygotowawcza przez budowę.

Reaktor AST-500.

RU AST-500 to instalacja reaktorowa oparta na zintegrowanym reaktorze ciśnieniowym chłodzonym wodą z naturalnym obiegiem chłodziwa pierwotnego, obudową bezpieczeństwa i pasywnymi systemami bezpieczeństwa. Szef projektant instalacja reaktorowa - OKBM, doradca naukowy projekt - RRC „Instytut Kurczatowa”. Podstawowy specyfikacje RU AST-500: moc cieplna reaktor – 500 MW, dostawa energii cieplnej – 430 Gcal/h, rodzaj stosowanego paliwa – dwutlenek uranu UO2. Reaktor AST zbudowany jest według układu scalonego, tj. w naczyniu reaktora znajduje się rdzeń, 1-2 obwody wymienników ciepła oraz kompensator ciśnienia. Decyzja ta umożliwiła wykluczenie rurociągów duża średnica, niebezpieczne z punktu widzenia rozerwania.

W reaktorze krąży woda, która jest głównym czynnikiem chłodzącym. Zastosowanie naturalnego obiegu chłodziwa w zbiorniku reaktora eliminuje złożone i niebezpieczne reżimy dynamiczne rdzenia, charakterystyczne dla wszystkich reaktorów z wymuszony obieg płyn chłodzący.

Rdzeń reaktora jest ładowany raz na 2 lata. Zwartość integralnego reaktora umożliwiła zastosowanie drugiego szczelnego zbiornika bezpieczeństwa, zaprojektowanego na ciśnienie powstające podczas rozhermetyzowania zbiornika reaktora. Energia cieplna przekazywana jest do sieci poprzez obwód pośredni (drugi) i obwód sieciowy (trzeci) (rys. 1).

Ciśnienie w obwodzie sieciowym jest zawsze wyższe niż w obwodzie drugim, co pozwala zapobiec przedostawaniu się wody z obiegu wtórnego do obwodu sieciowego w przypadku nieszczelności wymienników sieciowych. Reaktor wyposażony jest w systemy bezpieczeństwa o biernej zasadzie działania, które w przypadku awarii systemu mogą zostać uruchomione w sytuacjach awaryjnych bez poleceń operatora automatyczna kontrola i funkcjonować przez długi czas bez zewnętrznego zasilania energią. Zachodzenie szybkich procesów wybuchowych typu czarnobylskiego w reaktorze AST jest zasadniczo niemożliwe. Skutki radiacyjne najpoważniejszych wypadków są ograniczone i nie przekraczają naturalnego promieniowania tła. Reakcją naukowców nuklearnych na Czarnobyl była głęboka analiza bezpieczeństwa źródeł energii jądrowej i opracowanie projektów reaktorów nowej generacji. Analiza projektu AST-500 przeprowadzona po awarii w Czarnobylu wykazała, że ​​główne cechy reaktorów nowej generacji zostały już zawarte w reaktorze AST. Pomiędzy nimi:

• - wewnętrzne nieodłączne właściwości bezpieczeństwa oparte na prawach natury;
• - ochrona przed błędami personalnymi;
• - ograniczone skutki awarii wykraczających poza założenia projektowe.

Opracowany przez radzieckich inżynierów i naukowców w latach 80-tych. rozwiązania techniczne reaktora AST-500 są obecnie szeroko stosowane przez zagranicznych deweloperów w projektach zaawansowanych elektrowni nowej generacji.

Gorki AST.

Budowę Gorky AST (GAST), jak wspomniano powyżej, rozpoczęto w 1982 roku. Stacja znajdowała się w pobliżu wsi Fedyakovo i stacji kolejowej Royka w obwodzie kstowskim obwodu gorkiego, kilka kilometrów na wschód od granic miasta Gorki.

Stacja została wybudowana według projektu VNIPIET i składała się z dwóch bloków energetycznych wraz z elektrownią reaktorową AST-500 o jednostkowej mocy cieplnej 500 MW. Każdy blok zapewniał dopływ ciepła w ilości 430 Gcal/h w postaci gorącej wody o ciśnieniu do 1,6 MPa i temperaturze do 150°C.

Planowano, że GAST będzie dostarczał energię cieplną do Górnej części miasta Gorki. W momencie uruchomienia GAST-u planowano zamknąć w Wyżynnej części miasta około 300 niskosprawnych kotłowni o różnej mocy. Struktura instalacji centralnego ogrzewania oparta na głównym źródle ciepła GAST przedstawiała się następująco:

• - podstawowe źródło ciepła - GAST o zainstalowanej mocy cieplnej 1000 MW (2x500 MW);
• - kotłownie szczytowe (PB) - pięć istniejących kotłowni przemysłowych i ciepłowniczych o mocy cieplnej od 35 do 750 MW;
• - główne sieci ciepłownicze - pierścień z ślepymi odgałęzieniami;
• - stacje dystrybucji ciepła (HDS) do przyłączenia głównych sieci ciepłowniczych w oparciu o schematy zależne i niezależne.

Całkowite obciążenie cieplne górskiej części miasta dostarczane przez system ciepłowniczy wyniosło około 2380 MW.

Zaplanowano dostawy ciepła w systemie ciepłowniczym opartym na GAST w ilości około 7,4 GW. h., w tym od GAST 5,8 GW. godzin (78%). Dostawę energii cieplnej z systemu ciepłowniczego do tranzytowych sieci ciepłowniczych zapewniał czynnik chłodniczy – woda sieciowa maksymalna temperatura 150°C przy temperaturze wlotowej rurociągu powrotnego wynoszącej 70°C. Duże komputery PC zaprojektowano jako „półszczytowe” z możliwością dostarczania darmowej energii cieplnej do tranzytowych sieci ciepłowniczych równoległych do AST. Całkowita długość tranzytowych sieci ciepłowniczych z GAST wynosi około 30 km.

Ukształtowanie terenu jest zmienne, wzniesienia bezwzględne wahają się od 90 do 200 m. Średnice rurociągów tranzytowych wynoszą 800, 1000 i 1200 mm. Stacje wspomagania pomp zlokalizowano na terenie PCT.

Przy opracowywaniu instalacji centralnego ogrzewania w oparciu o GAST zastosowano kilka nowych rozwiązań technologicznych, m.in.:

• 1. ilościowa regulacja dostaw ciepła w tranzytowych sieciach ciepłowniczych przy stałej temperaturze chłodziwa w rurociągach zasilających: w okresie grzewczym – 150°C, latem – 90°C;
• 2. sekwencyjne załączanie (wyłączanie) i zmiana mocy cieplnej komputera PC przy poborze ciepła powyżej 1000 MW przy temperaturach zewnętrznych poniżej +3C;
• 3. schemat podłączenia komputera do AST poprzez tranzytowe sieci ciepłownicze - równoległe, a nie tradycyjne sekwencyjne dla zaopatrzenia w ciepło na duże odległości;
• 4. akumulacja ciepła w zbiornikach wody uzupełniającej (2 zbiorniki po 10 000 m3 każdy) dla stabilnej pracy GAST-u.

Warto tutaj zauważyć, że w celu zaopatrzenia w ciepło transrzecznej części miasta Gorki, biorąc pod uwagę fakt, że w pobliżu znajduje się kilka małych miast przemysłowych, zaproponowano budowę ATPP z reaktorami WWER-1000 do zasilania nie tylko do transrzecznej części miasta, ale także do Dzierżyńska, Zawołża, Prawdinska, Bałachny i ​​innych osady. Przyjęto trzy warianty lokalizacji elektrowni jądrowej pełny kompleks prace badawcze we wszystkich trzech lokalizacjach. Odpowiednie studium wykonalności zostało opracowane przez GoTEP w 1986 r., ale plany te pozostały na papierze.

Decydujące etapy budowy GAST zbiegły się z wydarzeniami w Czarnobylu, późniejszym „rozbiciem” struktur władzy i zaciętą walką polityczną w okresie „pierestrojki”.

W połowie 1988 r. w Gorkach rozpoczął się ruch społeczny na rzecz wstrzymania budowy GAST (artykuły w lokalnej prasie, demonstracje i wiece pod hasłami o zakazie budowy GAST, żądania zorganizowania referendum). Pozytywny wynik międzynarodowych badań projektu i samej stacji, przeprowadzonych przez MAEA w 1989 r., nie mógł zmienić ogólnych nastrojów wobec GAST, mimo że badanie to zostało podjęte na prośbę społeczeństwa.

Obwodowa Rada Deputowanych Ludowych w Niżnym Nowogrodzie, biorąc pod uwagę opinię ludności, sprzeciwiła się kontynuacji budowy stacji iw sierpniu 1990 r. przyjęła decyzję „O wstrzymaniu budowy GAST”.

Konsekwencją tej decyzji było rozporządzenie Rady Ministrów RFSRR z dnia 29 listopada 1990 r. Nr 1345-R „W sprawie zakończenia budowy Gorkiego AST” oraz rozporządzenie Ministerstwa Przemysłu Energii Atomowej ZSRR (jedna z kolejnych nowych nazw Ministerstwa Budowy Maszyn Średnich) z dnia 29 listopada 1991 r., nr 523 „W sprawie likwidacji Dyrekcji GAST”, przewidujący przeniesienie GAST na saldo miasta Niżny Nowogród i obwód Niżny Nowogród.

Do tego czasu wyprodukowano i dostarczono do stacji dwa komplety wyposażenia reaktora, wykonano dwa rdzenie reaktorów, ogólna gotowość budowlana budynków obu bloków wynosiła 85-90%, gotowość montażowa urządzeń była ok. 70%, prace budowlano-montażowe na kompleksie rozruchowym pierwszego bloku energetycznego, przeprowadzono rekrutację i przeszkolenie personelu eksploatacyjnego, uruchomienie i dokumentacja operacyjna. Zgodnie z poleceniem Szefa Administracji Obwodu Niżnego Nowogrodu B.E. Niemcowa z dnia 5 grudnia 1991 r., nr 3 i zgodnie z Kodeksem cywilnym Federacji Rosyjskiej oraz ustawą federalną z dnia 14 listopada 2002 r., nr 161-FZ „O państwowych i komunalnych przedsiębiorstwach unitarnych”, w celu maksymalnie korzystanie z obiektów terenu przemysłowego Gorky AST i zapewnienie bezpieczeństwa unikalny sprzęt instalacji reaktorowych, zamiast budowanej Dyrekcji GAST, utworzono ją Przedsiębiorstwo państwowe Obwód Niżny Nowogród „Kompleks Produkcyjno-Energetyczny w Niżnym Nowogrodzie” (przedsiębiorstwo podległe Ministerstwu Mieszkalnictwa i Usług Komunalnych oraz Kompleksu Paliwowo-Energetycznego Obwodu Niżnego Nowogrodu).

W ostatnich latach teren Gorky AST (ryc. 2, 3) został wynajęty prywatnym przedsiębiorstwom, w tym gorzelni Niżny Nowogród „ROOM”. Sieci ciepłownicze Gorky AST zostały prawie całkowicie zdemontowane.

W latach 2006 i 2008 obecny rząd obwodu Niżnego Nowogrodu podjął kilka nieudanych prób zainicjowania budowy elektrociepłowni obiegowo-parowej ( energia elektryczna 900 MW (2x450 MW), cieplna - 825 Gcal/h) w oparciu o niedokończony AST.

Do chwili obecnej ciepło dla Górskiej części miasta, stanowiącej połowę Niżnego Nowogrodu, zapewnia jedna duża kotłownia o wydajności cieplnej około 700 Gcal/h, dwie kotłownie o wydajności 150 Gcal/h każda (co planowano przejść w tryb szczytowy wraz z wprowadzeniem GAST) oraz wiele małych kotłowni. Ze względu na intensywne budownictwo mieszkaniowe ostatnie lata W tej części miasta brakuje energii cieplnej.

Woroneż AST.

Jak wspomniano powyżej, budowę Woroneża AST (VAST) rozpoczęto w 1983 roku. Plac budowy VAST położony jest na południowych obrzeżach Woroneża, na prawym brzegu zbiornika Woroneż (odległość od zabudowy miejskiej - 6,5 km). Stacja została zbudowana według projektu GoTEP, składała się z dwóch bloków energetycznych z blokami reaktorów AST-500 o mocy cieplnej 500 MW i różniła się od Gorkiego AST obecnością płaszcza ochronnego (podobnego do WWER-1000) chroniącego przed katastrof lotniczych oraz projektowania obwodów poszczególnych systemów bezpieczeństwa (w GAST ochronę przed katastrofą lotniczą zapewniono poprzez umieszczenie zespołu reaktora w mocnej, szczelnej skrzyni).

Przy pracy dwóch bloków energetycznych o łącznej mocy cieplnej 860 Gcal/h, VAST miał zapewnić do 29% rocznego zapotrzebowania Woroneża na energię cieplną do ogrzewania i zaopatrzenia miasta w ciepłą wodę, eliminując deficyt energii cieplnej energię, która wówczas powstała i tworząca warunki do dalszego rozwoju miasta. Podobnie jak GAST, Woroneż AST stał się mapą politycznej walki o władzę, która toczyła się w mieście i regionie w okresie „pierestrojki”.

Budowę VAST wstrzymano w 1990 r. z inicjatywy władz lokalnych Woroneża (decyzja Miejskiej Rady Delegatów Ludowych z dnia 05.06.1990 r.), biorąc pod uwagę wyniki referendum miejskiego w sprawie zaopatrzenia w ciepło do miasta Woroneż. Do czasu wstrzymania budowy utworzono bazę budowlano-instalacyjną z niezbędną infrastrukturą, ścieżkami i komunikacją, wykonano ponad 50% przewidywanego wolumenu prac budowlano-montażowych na budowę VAST, zespół reaktorów do stacji dostarczono wyposażenie pierwszego bloku energetycznego i częściowo drugiego, wykonano rdzeń. Od 1992 r. do chwili obecnej, zgodnie z Dekretem Rządu Federacji Rosyjskiej z dnia 28 grudnia 1992 r., nr 1026 i późniejszymi dokumentami administracyjnymi Ministerstwa Energii Atomowej Rosji, zarządzeniem Rosatom Federacji Rosyjskiej z dnia 1 grudnia 2002 r. Nr 5, 2006 nr 589, obiekt znajduje się w stanie konserwatorskim (ryc. 4). Nieukończona stacja jest własnością federalną; Dyrekcja Woroneża AST, która jest w budowie, jest oddziałem koncernu Rosenergoatom OJSC.

Na konserwację Woroneża AST koncern Rosenergoatom corocznie przeznacza znaczne środki z rezerwy rozwojowej. Dział budowy kapitału koncernu Rosenergoatom OJSC nadzoruje konserwację obiektów AST w Woroneżu. Teren stacji jest strzeżony.

Zgodnie z Dekretem Rządu Federacji Rosyjskiej z dnia 28 grudnia 1992 r., nr 1026, w 1994 r. przeprowadzono publiczne oględziny projektu i istniejącego postępu budowy przy udziale 28 specjalistów i naukowców z miasta Woroneż, aw 1995 r. - egzamin państwowy Ministerstwa Zasobów Naturalnych Federacji Rosyjskiej. Wyniki obu badań potwierdziły możliwość i wykonalność budowy VAST.

Wniosek Instytutu Państwa i Prawa Rosyjskiej Akademii Nauk z dnia 7 września 1998 r. Nr 14202-24-2115-4 otrzymano w sprawie prawnego badania decyzji podjętych w ramach VAST. Potwierdziła, że ​​decyzja władz miasta Woroneża z 1990 r. o zakończeniu budowy VAST z powołaniem się na referendum nie ma mocy prawnej, a także potwierdziła, że ​​spełnione są wszystkie warunki, aby Rząd Federacji Rosyjskiej mógł podjąć decyzję w sprawie ponowne otwarcie i zakończenie budowy VAST. W latach 2008-2010 przygotowano kilka propozycji rozwiązania problemu VAST, w tym: ukończenie VAST, przekształcenie AST w ATPP z reaktorami VBER-300 (opracowany przez JSC „Afrikantov OKBM”) lub VK-300 (opracowany przez JSC „NIKIET”), utworzenie na miejscu wielofunkcyjny innowacyjny kompleks energetyczno-medyczny oparty na instalacji RUTA-70 (opracowany przez Państwowe Centrum Naukowe Federacji Rosyjskiej-IPPE) itp.

Przez lata od rozpoczęcia budowy sytuacja w zakresie zaopatrzenia w ciepło w Woroneżu tylko się pogorszyła, a nie opracowano alternatywnych możliwości zaopatrzenia miasta w energię cieplną dla Woroneża AST.

Jednak wiosną i latem 2006 roku zdemontowano kilkadziesiąt kilometrów rurociągów sieci ciepłowniczej dostarczającej ciepło do obwodów sowieckiego i kominternowskiego, ułożonych niemal na całej proponowanej trasie.

Artykuł 29 Prawo federalne z dnia 21 listopada 1995 r. Nr 170-FZ „O wykorzystaniu energii atomowej” stwierdza się, że we wszystkich przypadkach zakończenia budowy obiektu jądrowego niezwiązanych z obniżeniem poziomu jego bezpieczeństwa, pogorszeniem stanu środowisko lub inne niekorzystne skutki, należy rozwiązać kwestię odszkodowań za straty związane z zakończeniem budowy, a także źródła rekompensat za te straty.

Artykuł powstał w oparciu o poniższe materiały

• 1. Pół wieku w inżynierii jądrowej. N. Nowogród: KiT-izdat, 1997.
• 2. Historia JSC NIAEP w dokumentach i wspomnieniach weteranów (1951-2008) / Zbiór artykułów. N. Nowogród: Litera, 2008.
• 3. Co to jest elektrownia jądrowa / O.B. Samojłow, V.S. Kuul, BA Averbakh i in., wyd. O. Samoilova, V.S. Kuulya. - M.: Energoatomizdat, 1989. - 96 s.
• 4. G. Yuryeva. Unikalny kompleks nuklearny został zaprojektowany 30 lat temu (wywiad z V.N. Czistyakowem) // „Rosja: Projekt Atomowy”, nr 1, 2013. 8, 2010. Zaopatrzenie w ciepło ze źródeł jądrowych
• 5. Strona internetowa Ministerstwa Mieszkalnictwa i Usług Komunalnych oraz Kompleksu Paliw i Energii Obwodu Niżnego Nowogrodu.
• 6. Zinger N.M., Yeshe G.G., Gilevich A.I. i inne // Elektroenergetyka, 1982. nr 8. s. 27-30.
• 7. Vostokov V.S., Drumov V.V., Yeshe G.G. i inne. O zwiększaniu efektywności wykorzystania AST // Pytania nauki i technologii atomowej, 1983, wydanie 6.
• 8. O. Aleksandrowa. Akcja „Rekonserwacja” // gazeta „Kommersant” (Woroneż), nr 48 z 25.03.2008.

Istota wynalazku: stacja zaopatrzenia w ciepło jądrowe wyposażona jest w zespół turbiny parowej zawierający wytwornice pary wysokiego 18 i niskiego 19 połączone szeregowo po stronie ciepłowniczej, turbinę parową 20 z generatorem elektrycznym, skraplacz, w którym zastosowano jako podgrzewacze wody uzupełniającej 11, 13 sieci ciepłowniczej. Wytwornice pary są włączone do obwodu pośredniego równolegle do sieciowego wymiennika ciepła 3. W celu głębszego chłodzenia chłodziwa obiegu przemysłowego, pomiędzy sieciowym wymiennikiem ciepła 3 a ssaniem pompy obiegowej instaluje się dodatkowy sieciowy wymiennik ciepła 22 5. Do zapewnienia wykorzystywana jest uzyskana energia elektryczna w turbogeneratorze zespołu turbiny parowej własne potrzeby stacji i odbiorców zewnętrznych. 1 chory.

Wynalazek dotyczy energii jądrowej, a dokładniej elektrowni jądrowych dostarczających ciepło. Znane są elektrownie jądrowe wytwarzające energię elektryczną i energia cieplna i składający się z reaktora jądrowego, zespołu turbiny parowej (STU) i obwodu sieciowego. Znane są także nuklearne stacje zaopatrzenia w ciepło (HSP), które wytwarzają energię cieplną na potrzeby zaopatrzenia w ciepło i składają się z reaktora jądrowego z naturalnym obiegiem, obwodu pośredniego, obwodu sieciowego i stacji uzdatniania wody zasilającej obwód sieciowy. Wadą tego AST jest zużycie zewnętrzne energia elektryczna w celu zapewnienia stacyjnych odbiorników elektrycznych tj. zaspokojenie własnych potrzeb. Celem wynalazku jest wytwarzanie energii elektrycznej na potrzeby własne AST oraz odbiorców zewnętrznych. Osiąga się to poprzez wyposażenie AST w dodatkowy sieciowy wymiennik ciepła, podłączony od strony grzewczej do obiegu przemysłowego wejściem na wyjście głównego wymiennika sieciowego, a wyjściem do rury ssawnej kotła. pompę obiegową, a po stronie ogrzewanej swoim wejściem do rury ciśnieniowej pompy sieciowej, a jej wyjściem - na wejściu głównego sieciowego wymiennika ciepła i jest wyposażony w parowy wymiennik ciepła, w tym górną i dolną wytwornicę pary (SG), połączone szeregowo i podłączone do obiegu przemysłowego, przy czym górny SG swoim wejściem podłączony jest do rurociągu zasilającego obiegu przemysłowego, a dolny SG swoim wyjściem podłączonym do wejścia dodatkowego wymiennika ciepła, na stronie ogrzewanej, wytwornice pary przyłącza się swoim wejściem do pomp zasilających, a wyjściami - turbiną, przy czym górna wytwornica pary jest połączona z głównym przedziałem turbiny wzdłuż strumienia pary, a dolna wytwornica pary jest połączona z przedział turbiny o odpowiednim ciśnieniu pary, turbina wraz ze swoją mocą jest podłączona do podgrzewaczy wody wstępnej i chemicznie oczyszczonej. Montaż PTU i dodatkowego sieciowego wymiennika ciepła na AST z otwarty system zaopatrzenie w ciepło umożliwi wytwarzanie energii elektrycznej na potrzeby własne stacji oraz na potrzeby odbiorców zewnętrznych. Rysunek przedstawia AST. Składa się z reaktora jądrowego z wbudowanym wymiennikiem ciepła 2, obiegu pośredniego zawierającego sieciowy wymiennik ciepła 3, rurociągu zasilającego obiegu przemysłowego 4, pompy obiegowej 5, rurociągu powrotnego obiegu przemysłowego 6, sieci obwód obejmujący rurociąg powrotny wody sieciowej 7, pompę sieciową 8, zawór regulacyjny 9, rurociąg zasilający wodę sieciową 10, instalację uzupełniającą obejmującą podgrzewacz wody źródłowej 11, stację uzdatniania wody 12, podgrzewacz wody oczyszczonej chemicznie 13, próżnię odgazowywacz 14, zbiornik akumulacyjny 15, pompa uzupełniająca 16, regulator ciśnienia 17, zespół turbiny parowej, w tym górna wytwornica pary 18, dolna wytwornica pary 19, turbina z generatorem elektrycznym 20, pompy zasilające 21, dodatkowy wymiennik sieciowy 22. Sieć dodatkowa wymiennik ciepła 22 przeznaczony jest do głębszego chłodzenia chłodziwa obiegu pośredniego. AST działa w następujący sposób. Energia cieplna wytworzona w reaktorze jądrowym 1 wchodzi poprzez wbudowany wymiennik ciepła 2 do obiegu pośredniego, gdzie jest rozdzielana na dwa strumienie. Jeden strumień wpływa do górnej wytwornicy pary 18, gdzie zamienia wodę zasilającą w parę niskie ciśnienie, następnie strumień miesza się z drugim strumieniem. Drugi strumień kierowany jest do sieciowego wymiennika ciepła 3, gdzie podgrzewa wodę sieciową, a następnie miesza się z pierwszym strumieniem za SG 19. Następnie czynnik chłodzący z obiegu pośredniego trafia do dodatkowego sieciowego wymiennika ciepła 22, gdzie jest chłodzony przez wodę sieciową, a następnie przesyłaną pompą 5 do wbudowanego wymiennika ciepła 2. Powstała para w PG 18 kierowana jest do górnej części turbiny. Po wykonaniu pewnej pracy w turbinie para mokra miesza się z parą niskociśnieniową. Po zmieszaniu dwóch strumieni pary zawartość wilgoci w powstałej parze jest zmniejszana przez bardziej suchą parę o niskim ciśnieniu. Całkowity strumień pary wypływającej z turbiny trafia do podgrzewaczy 11, 13, gdzie jest skraplany i pompowany do wytwornic pary 18, 19 za pomocą pomp zasilających. Strumień ciepła, na podstawie którego wytwarzana jest energia elektryczna, przekazywany jest do producenta -w górę wody. Woda uzupełniająca mieszana jest z wodą sieciową rurociągu powrotnego i podgrzewana w sieciowych wymiennikach ciepła 22 i 3. Zawór regulacyjny 9 jest tak zaprojektowany, aby każdorazowo dopasować wytworzoną i zużytą moc cieplną. Energia elektryczna wytwarzana w turbogeneratorze wykorzystywana jest na potrzeby własne stacji oraz odbiorców zewnętrznych. Temperatura pary wytwarzanej w SG jest określona przez temperaturę chłodziwa grzewczego na wylocie SG. W rezultacie para uzyskana w SG 18 ma większą wydajność niż para uzyskana w SG 19, co znacznie zwiększa całkowite straty ciepła pary i moc elektryczną turbiny. Zwiększanie liczby SG połączonych szeregowo po stronie grzewczej zwiększa Średnia temperatura dostarczać Przepływ ciepła do obiegu turbiny parowej, zwiększając w ten sposób ogólny współczynnik cieplny przydatna akcja Szkoła zawodowa. Optymalną liczbę gazów cieplarnianych należy wybrać w oparciu o względy techniczne i ekonomiczne. Zwiększenie niezawodności AST osiąga się poprzez zwiększenie niezawodności zasilania, zorganizowanie dodatkowego kanału do awaryjnego chłodzenia reaktora, np. w przypadku nagłego zatrzymania cyrkulacji w obwodzie sieciowym, poprzez podgrzanie wody uzupełniającej w zbiornikach baterii. Jądrowy elektrownia, wyposażony w gaz ziemny, może być wykorzystywany do zasilania energią cieplną i elektryczną kompleksów odsalania jądrowego, a także innych energochłonnych gałęzi przemysłu, zużywających energię cieplną o niskim potencjale.

Prawo

Elektrociepłownia jądrowa składająca się z reaktora jądrowego z wbudowanym wymiennikiem ciepła, obiegu pośredniego składającego się z sieciowego wymiennika ciepła połączonego rurociągiem zasilającym, którego wejście po stronie ciepłowniczej z wyjściem wbudowanego wymiennika ciepła oraz pompa obiegowa połączona rurociągiem powrotnym z rurą ssącą do wylotu sieciowego wymiennika ciepła po stronie grzewczej i rurą tłoczną do wlotu wbudowanego wymiennika ciepła, obieg sieciowy, w którym znajduje się powrót połączony szeregowo rurociąg, pompa sieciowa, zawór regulacyjny, strona podgrzewana sieciowego wymiennika ciepła, rurociąg zasilający oraz układ uzupełniania obiegu sieci, w skład którego wchodzi podgrzewacz wody źródłowej, stacja uzdatniania wody, podgrzewacz wody chemicznie oczyszczonej, odgazowywacz próżniowy, zbiornik akumulacyjny, pompa uzupełniająca, regulator ciśnienia, znamienny tym, że wyposażony jest w dodatkowy sieciowy wymiennik ciepła, podłączony od strony grzewczej do obiegu pośredniego, którego wejście jest podłączone do wyjścia głównego wymiennika sieciowego, a jego wyjściem na króciec ssawny pompy obiegowej, po stronie ogrzewanej - wlotem do rury tłocznej pompy sieciowej i wylotem na wlot głównego sieciowego wymiennika ciepła i wyposażony jest w zespół turbiny parowej, w skład którego wchodzi górne i dolne wytwornice pary połączone szeregowo i podłączone do obiegu pośredniego, przy czym górna wytwornica pary jest połączona swoim wejściem z rurociągiem zasilającym obiegu pośredniego, a dolna wytwornica pary jest połączona swoim wyjściem z wejściem dodatkowego wymiennik ciepła; po stronie ogrzewanej wytwornice pary połączone są wejściami do pomp zasilających i wyjściami do turbiny, przy czym górna wytwornica pary jest połączona z głównym przedziałem turbiny wzdłuż strumienia pary, a dolna jest połączona do przedziału turbiny o odpowiednim ciśnieniu pary, wyjście turbiny jest podłączone do źródła i chemicznie oczyszczonych podgrzewaczy wody.

Elektrociepłownia jądrowa Gorkiego jest jedną z dwóch AST w naszym kraju, której budowę rozpoczęto na początku lat 80. XX wieku, ale nigdy nie ukończono z wielu powodów, w tym z powodu protestów społecznych i oczywiście upadku Unii.
Nie ukończono stacji, nie zmontowano instalacji reaktora, nawet nie pomyślano o dowiezieniu paliwa… Dlatego zwiedzanie obiektu jest całkowicie bezpieczne z punktu widzenia obawy przed promieniowaniem
Oczywiście o ile nie stracicie zdrowego rozsądku... bo i tak udało nam się znaleźć coś radioaktywnego =)

Osobiście uważam, że protesty miały znacznie mniejszy wpływ na decyzję o wstrzymaniu budowy niż banalne „skończyły się pieniądze”, które jest charakterystyczne dla dziesiątek tysięcy niedokończonych budynków w całej Rosji i byłe republiki ZSRR. Ponieważ budowa była bardzo aktywna właśnie w latach po Czarnobylu (sądząc po licznych napisach pozostawionych przez budowniczych), a część pomieszczeń administracyjnych i laboratoryjnych stacji została już oddana do użytku i funkcjonowała do początku lat 90-tych ( kalendarze i plakaty na ścianach)

Wyobrażałem sobie, że GAST to klasyczny niedokończony budynek w klasycznym tego słowa znaczeniu: metal, beton i monotonne korytarze ze schodami (lub bez schodów). Jednak podczas wizyty wszystko okazało się nie do końca prawdą.

Budowa Gorkiego AST (GAST) rozpoczęła się w 1982 roku.
Stacja została zbudowana według projektu VNIPIET i składała się z dwóch bloków energetycznych z blokami reaktorowymi AST-500 o jednostkowej mocy cieplnej 500 MW. Każda jednostka musiała zapewnić dostawę ciepła w ilości 430 Gcal/h w postaci gorącej wody o ciśnieniu do 1,6 MPa i temperaturze do 150°C. Planowano, że GAST będzie dostarczał energię cieplną do Górnej części Gorkiego. W momencie uruchomienia GAST-u planowano zamknąć w Wyżynnej części miasta około 300 niskosprawnych kotłowni o różnej mocy.

Struktura instalacji centralnego ogrzewania oparta na głównym źródle ciepła GAST przedstawiała się następująco:
▪ podstawowe źródło ciepła – GAST o zainstalowanej mocy cieplnej 1000 MW (2x500 MW);
▪ kotłownie szczytowe (PB) – pięć istniejących kotłowni przemysłowych i ciepłowniczych o mocy cieplnej od 35 do 750 MW;
▪ główne sieci ciepłownicze – pierścieniowe z ślepymi odgałęzieniami;
▪ stacje ciepłownicze (HDS) do przyłączenia głównych sieci ciepłowniczych według schematów zależnych i niezależnych.
Całkowite obciążenie cieplne górskiej części miasta dostarczane przez system ciepłowniczy wyniosło około 2380 MW.
Zaplanowano dostawę ciepła w systemie centralnego ogrzewania w oparciu o GAST w ilości około 7,4 GWh, w tym 5,8 GWh z GAST (78%).
Dostawę energii cieplnej z systemu ciepłowniczego do tranzytowych sieci ciepłowniczych zapewniał czynnik chłodniczy – woda sieciowa o maksymalnej temperaturze 150°C z temperaturą wejściową na rurociągu powrotnym 70°C.
Duże komputery PC zaprojektowano jako „półszczytowe” z możliwością dostarczania darmowej energii cieplnej do tranzytowych sieci ciepłowniczych równolegle do AST
Całkowita długość tranzytowych sieci ciepłowniczych z GAST wynosi około 30 km. Ukształtowanie terenu jest zmienne, wzniesienia bezwzględne wahają się od 90 do 200 m. Średnice rurociągów tranzytowych wynoszą 800, 1000 i 1200 mm. Stacje wspomagania pomp zlokalizowano na terenie PCT.
Przy opracowywaniu instalacji centralnego ogrzewania w oparciu o GAST zastosowano kilka nowych rozwiązań technologicznych, m.in.:
1. ilościowa regulacja dostaw ciepła w tranzytowych sieciach ciepłowniczych przy stałej temperaturze chłodziwa w rurociągach zasilających: w okresie grzewczym – 150°C, latem – 90°C;
2. sekwencyjne załączanie (wyłączanie) i zmiana mocy cieplnej komputera PC przy poziomach zużycia ciepła powyżej 1000 MW i temperaturze zewnętrznej poniżej +3°C;
3. schemat podłączenia komputera do AST poprzez tranzytowe sieci ciepłownicze - równoległe, a nie tradycyjne sekwencyjne dla zaopatrzenia w ciepło na duże odległości;
4. akumulacja ciepła w zbiornikach wody uzupełniającej (2 zbiorniki po 10 000 m3 każdy) dla stabilnej pracy GAST-u.

Warto w tym miejscu zauważyć, że w przypadku dostaw ciepła do transrzecznej części miasta Gorki, biorąc pod uwagę fakt, że w pobliżu znajduje się kilka małych miast przemysłowych, proponowano budowę elektrowni jądrowej z reaktorami WWER-1000 do zasilania nie tylko nadrzecznej części miasta, ale także Dzierżyńska, Obwodu Zawołżańskiego, Prawdinska, Bałachny i ​​innych miejscowości. Przyjęto trzy warianty lokalizacji elektrowni jądrowej i we wszystkich trzech lokalizacjach przeprowadzono pełen zakres prac rozpoznawczych. Odpowiednie studium wykonalności zostało opracowane przez GoTEP w 1986 r., ale plany te pozostały na papierze.

Decydujące etapy budowy GAST zbiegły się z wydarzeniami w Czarnobylu, późniejszym „rozbiciem” struktur władzy i zaciętą walką polityczną w okresie „pierestrojki”.
W połowie 1988 r. w Gorkach rozpoczął się ruch społeczny na rzecz wstrzymania budowy GAST (artykuły w lokalnej prasie, demonstracje i wiece pod hasłami o zakazie budowy GAST, żądania zorganizowania referendum).
Nie można było zmienić ogólnego nastroju w stosunku do GAST i pozytywne zakończenie międzynarodowych badań projektu i samej stacji, przeprowadzonych przez MAEA w 1989 roku., chociaż badanie to przeprowadzono na wniosek społeczeństwa.
Obwodowa Rada Deputowanych Ludowych w Niżnym Nowogrodzie, biorąc pod uwagę opinię ludności, sprzeciwiła się kontynuacji budowy stacji iw sierpniu 1990 r. przyjęła decyzję „O zakończeniu budowy GAST”.

W latach 2006 i 2008 obecny Rząd Obwodu Niżnego Nowogrodu podjął kilka nieudanych prób zainicjowania budowy elektrociepłowni obiegowo-parowej (moc elektryczna 900 MW (2x450 MW), moc cieplna 825 Gcal/h) w oparciu o niedokończona AST.
Do chwili obecnej ciepło dla Górskiej części miasta, stanowiącej połowę Niżnego Nowogrodu, zapewnia jedna duża kotłownia o wydajności cieplnej około 700 Gcal/h, dwie kotłownie o wydajności 150 Gcal/h każda (co planowano przejść w tryb szczytowy wraz z wprowadzeniem GAST) oraz wiele małych kotłowni. W związku z intensywną budownictwem mieszkaniowym w ostatnich latach, w tej części miasta występują niedobory energii cieplnej.

Ale niemal natychmiast zaczynasz natrafiać na drzwi antywłamaniowe – dziesiątki różnych drzwi antywłamaniowych, od małych włazów po pełnowymiarowe, masywne hermukhi

Niektóre pokoje witają gości zupełną pustką lub kilkoma samotnymi rurami gdzieś w rogach, ale inne są wypełnione po brzegi.

Każde kolejne drzwi zdają się prowadzić do nowego miejsca, ale nagle łapie Cię déjà vu. Czy naprawdę wróciliśmy do punktu wyjścia, czy tylko tak nam się wydaje?

Znów przestronna sala wypełniona plątaniną zardzewiałych rur, włókna szklanego oraz błyszczących zbiorników i zaworów ze stali nierdzewnej

Nagła jasna plama na tle szaro-rdzawych korytarzy

I znowu blask stali nierdzewnej

Wiele korytarzy, przywodzących na myśl gigantyczną kotłownię (choć w rzeczywistości tak właśnie jest), prowadzi do tej części kompleksu, która w momencie zamrożenia projektu była już oddana do użytku

Cóż, w takim razie są dziesiątki pokoi do różnych celów: od pomieszczeń gospodarczych i biur po warsztaty, laboratoria i hale z niekończącymi się rzędami wypatroszonych szaf komputerowych. Na ścianach wiszą plakaty z tamtych lat, na oknach suszone kwiaty, pod nogami pocztówki i sowiecka propaganda.

Filmowanie w nocy nie jest zbyt wygodne ze względu na ryzyko wykrycia z ulicy: w końcu wszystkie biura mają szerokie okna... Dlatego zatrzymuję się, żeby filmować tylko panele sterowania, mając nadzieję, że wrócę jeszcze raz i wszystko sprawdzę tutaj szczegółowo.

Następnie mijając plakaty informujące o potrzebie i bezpieczeństwie dworca, docieramy do jego centralnego węzła

Hala reaktora to plac budowy w klasycznym tego słowa znaczeniu: wiadomo, że miało tu zostać zmontowane coś skomplikowanego i uciążliwego, jednak prace ustały na etapie, gdy w całej hali faktycznie rozmieszczano różne elementy reaktora i instalacji cieplnych.

Nie mając dobrego pomysłu na projekt właśnie takiej instalacji, dość trudno jest zorientować się, która z nich jest która, jakie ma przeznaczenie i do czego jest przykręcona.

Ale tutaj znajduje się szereg wygodnych platform widokowych, które pozwalają rzucić okiem (i snobem latarki) na całą dostępną przestrzeń

Niektóre części są jeszcze w opakowaniu - przykryte polietylenem lub plandeką, przyciągają jeszcze więcej uwagi, niż gdyby po prostu leżały bezładnie

To, co zwiedzający zwykle mylą z samym reaktorem, to nic innego jak pokrywa spoczywająca na dziwnym, ale dość konstrukcyjnym stojaku (można podejść do niego od dołu i zobaczyć to)

Jest to tzw. głowica defektoskopu typu „gammarid” – jest to stalowy pojemnik, w środku którego znajduje się wydrążony cylinder ze zubożonego uranu (o grubości 45 mm), w którym należy umieścić izotop irydu. Urządzenie wytwarza sporo hałasu i zdecydowanie nie zaleca się dotykania go rękami (nie mówiąc już o przeciąganiu go do domu).

Gammaridy są nadal wykorzystywane (w nieco bardziej organicznej konstrukcji) przy budowie takich obiektów jak elektrownie i ciepłownie do konstrukcji „świecących” oraz spoiny, do wczesnego wykrywania usterek

Tak więc, będąc w pełni usatysfakcjonowani, a nawet znajdując „coś śmierdzącego”, ale wciąż pozostawiając mocny zamiar powrotu, grupa wspinaczy bezpiecznie, wśród szczekania psów i szperającego gdzieś ochroniarza, opuszcza kompleks niedokończonego Gorkiego ciepłowni jądrowej, dziękując sobie nawzajem za towarzystwo i dobrą zabawę.

Dziękuję za uwagę!

Jądrowa stacja zaopatrzenia w ciepło (HSP) składa się z kilku autonomicznych jednostek o mocy jednostkowej 500 MW każda i jest w stanie wytworzyć 860 Gcal/h ciepła w postaci wody o temperaturze 150°C i ciśnieniu 20 atm. na ogrzewanie i zaopatrzenie w ciepłą wodę obszaru mieszkalnego liczącego 350 tys. mieszkańców. Elektrociepłownia jądrowa wykorzystuje ciśnieniowy reaktor wodny, w którym zwykła woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem.

Wykorzystanie reaktora jako źródła ciepła niskotemperaturowego pozwala na znaczne obniżenie jego parametrów

• trójobwodowy schemat wymiany ciepła z reaktora do odbiorcy;
• pierwszy obwód jest całkowicie szczelny i znajduje się wewnątrz zbiornika reaktora, cyrkulacja wzdłuż obwodu jest naturalna;
• drugi obwód jest uszczelniony, cyrkulacja w obwodzie jest wymuszona normalna operacja i naturalne – w trybach awaryjnych. Zawiera kompensator objętości pary z urządzeniem zabezpieczającym;
• wymuszony jest obieg przez trzeci obwód (sieciowy). Obieg sieciowy wyposażony jest w obejście z zaworem regulacyjnym umożliwiającym zmianę parametrów wody sieciowej;
• ciśnienie w obwodzie sieciowym jest wyższe niż w obwodzie drugim w porównaniu do parametrów reaktora WWER: ciśnienie operacyjne obwód pierwotny zmniejsza się 8 razy (20 atm), temperatura wody spada z 300 do 200 ° C, energochłonność rdzenia zmniejsza się 4 razy - ze 110 do 27 MW/m 3.

Cechą konstrukcyjną reaktora AST jest umieszczenie wymienników ciepła obwodu pierwotnego i wtórnego w szczelinie pomiędzy silnie uszczelnionym zbiornikiem reaktora a szybem wewnętrznym, oddzielając strumienie gorącej wody z rdzenia i przepływy schłodzonej wody po wymianie ciepła ( Ryc. 3.43). Nagrzana w rdzeniu woda, będąc lżejsza, unosi się wewnątrz szybu do górnej części reaktora, kierowana jest do wymienników ciepła i schładzana poprzez oddanie ciepła do wody obiegu wtórnego, opada w szczelinę pomiędzy szybem a statku aż do wejścia do rdzenia.

Wszystkie rdzeniowe kasety paliwowe wyposażone są w rurki ssące, które stanowią ich kontynuację. Zapewnia to rozdział przepływu wody przez rdzeń pomiędzy kasety paliwowe zgodnie z ich mocą. Ciągłe i niezależne od zewnętrznych źródeł energii naturalny obieg woda w zbiorniku reaktora zapewnia niezawodne odprowadzanie ciepła z rdzenia w normalnych warunkach pracy, jego chłodzenie w stanach awaryjnych oraz pozwala na rezygnację z stosowania głównego pompy obiegowe w pierwotnym obiegu chłodziwa.

Instalacja reaktora jądrowej stacji zaopatrzenia w ciepło przekazuje ciepło odbiorcy za pomocą trójobwodowego schematu wymiany ciepła. Pierwszy obieg chłodziwa wewnątrz zbiornika reaktora ma za zadanie przekazywać ciepło z rdzenia do wody obiegu wtórnego. Obwód drugi (pośredni) przeznaczony jest do przekazywania ciepła do obwodu trzeciego (sieciowego) i wyposażony jest w wymuszony obieg chłodziwa. Trzeci obwód (sieciowy) dostarcza ciepło do odbiorcy, a woda sieciowa jest rozprowadzana za pomocą pomp (ryc. 3.44).

Zintegrowany układ wewnętrznych konstrukcji reaktora z wymiennikami ciepła pierwszego i drugiego obwodu cyrkulacji chłodziwa umożliwił wdrożenie czegoś zasadniczo nowego dla reaktorów wodnych ciśnieniowych rozwiązanie techniczne– umieścić reaktor w drugim naczyniu ciśnieniowym (rys. 3.45). Umożliwia to utrzymanie rdzenia reaktora poniżej poziomu wody i zapobieganie jego przegrzaniu w przypadku rozhermetyzowania głównego zbiornika reaktora lub jego układów, a także lokalizację radioaktywnego chłodziwa obwodu pierwotnego. Dzięki system wielopoziomowy Aby zapewnić bezpieczną pracę AST, można je umieszczać w odległości ~5 km od dużych miast.

Obecnie energię jądrową wykorzystuje się praktycznie do produkcji energii elektrycznej, chociaż istnieją stacje dostarczające ciepło do odbiorców (np. Bilibino ATPP na Czukotce) lub odsalające wodę (Szewczenko, Kazachstan). Najpopularniejszy i rozwinięty w produkcja przemysłowa Reaktory jądrowe szeroko stosowane w elektrowniach jądrowych to reaktory z wodą pod ciśnieniem bez wrzącej wody (VVER (za granicą PWR - Pressured Water Reactor).

Elektrownia jądrowa Bilibino (48 MW) to pierworodna elektrownia jądrowa w Arktyce, unikalny obiekt w centrum Czukotki. ATPP działa w izolowanym ośrodku energetycznym Chaun-Bilibino i jest połączona z tym systemem linią elektroenergetyczną o długości 1000 km. Oprócz BiNPC, centrum zasilania zawiera pływający elektrownia diesla„Zorza polarna” (24 MW) i CHPP Chaunskaya (30,5 MW). Ogólny moc zainstalowana Systemy o mocy 80 MW.

Zastosowanie nuklearnych źródeł ciepła w systemach zaopatrzenia w ciepło pozwoli znacząco zaoszczędzić deficytowe paliwo organiczne. Jednocześnie osiąga się poprawę sytuacji ekologicznej na obszarach zużywających ciepło z elektrowni jądrowych, wzrost konkurencyjności scentralizowanych systemów zaopatrzenia w ciepło dzięki niskim kosztom ciepła w elektrowniach jądrowych oraz wzrost niezawodności systemów zaopatrzenia w ciepło w związku z wypieraniem przestarzałego sprzętu.

Elektrownie jądrowe można podzielić na:

Elektrownie jądrowe(elektrownie jądrowe) przeznaczone wyłącznie do wytwarzania energii elektrycznej

Elektrociepłownie jądrowe (CHP), wytwarzające zarówno energię elektryczną, jak i energię cieplną

Stacje dostarczania ciepła jądrowego (HSP) produkujące wyłącznie energię cieplną

Wszystkie elektrownie jądrowe w Rosji posiadają ciepłownie przeznaczone do podgrzewania wody sieciowej.

Elektrownie jądrowe w Rosji.

Obecnie w Federacja Rosyjska W 10 czynnych elektrowniach jądrowych pracuje 31 bloków energetycznych o łącznej mocy 23 243 MW, w tym 15 reaktorów wodnych ciśnieniowych – 9 WWER-440, 15 kanałowych reaktorów wrzących wodnych – 11 RBMK-1000 i 4 EGP-6, 1 reaktor na neutronach szybkich.

Informacje o stacjach zaopatrzenia w ciepło jądrowe. Woroneż AST (nie mylić z elektrownią jądrową Nowoworoneż) to jądrowa stacja zaopatrzenia w ciepło (VAST), składająca się z dwóch bloków energetycznych o mocy 500 MW każdy, przeznaczona do całorocznej pracy w trybie podstawowym w scentralizowanym systemie zaopatrzenia w ciepło Woroneża w celu pokrycia istniejącego niedoboru ciepła w mieście (VAST miał pokrywać 23% rocznego zapotrzebowania miasta na ciepło i ciepłą wodę). Budowa stacji trwała od 1983 do 1990 roku i obecnie jest zamrożona.

Rosja jest jedynym krajem, w którym poważnie rozważa się możliwość budowy elektrowni jądrowych. Wyjaśnia to fakt, że w Rosji jest system scentralizowany podgrzewanie wody w budynkach, w przypadku których wskazane jest wykorzystanie elektrowni jądrowych do produkcji nie tylko energii elektrycznej, ale także cieplnej. Pierwsze projekty takich stacji powstały już w latach 70. XX wieku, jednak ze względu na wstrząsy gospodarcze, jakie miały miejsce pod koniec lat 80. i ostry sprzeciw społeczeństwa, żaden z nich nie został w pełni zrealizowany. Wyjątkiem jest mała elektrownia jądrowa Bilibino, która dostarcza ciepło i energię elektryczną do wsi Bilibino w Arktyce (10 tys. mieszkańców) oraz lokalnych przedsiębiorstw górniczych, a także reaktorów obronnych ( główne zadanie czyli produkcja plutonu):

Syberyjska Elektrownia Jądrowa, która dostarczała ciepło do Siewierska i Tomska.

Reaktor ADE-2 w Krasnojarskim Kombinacie Górniczo-Chemicznym, który od 1964 roku dostarcza energię cieplną i elektryczną miastu Żeleznogorsk.

Rozpoczęto także budowę następujących AST opartych na reaktorach, w zasadzie podobnych do WWER-1000:

Woroneż AST (nie mylić z elektrownią jądrową Nowoworonież )

Gorki AST 

Iwanowo AST (tylko planowane).

Budowa wszystkich trzech AST została wstrzymana w drugiej połowie lat 80. lub na początku lat 90.

Obecnie (2006 rok) koncern Rosenergoatom planuje budowę pływającej elektrowni jądrowej dla Archangielska, Peveku i innych miast polarnych w oparciu o reaktor KLT-40 wykorzystywany na lodołamacze nuklearne. Dostępna jest opcja małego bezobsługowego AST opartego na reaktorze Elena oraz mobilnego (kolejowego) bloku reaktora Angstrem. Źródło: EnergAtom (www.abkord.com).

Rozwiązaniem kwestii związanych z uwzględnieniem roli elektrowni jądrowych w dostawie ciepła (przede wszystkim pary) do odbiorców przemysłowych jest m.in. etap początkowy. Wynika to z faktu, że dostarczanie pary ze źródeł jądrowych wiąże się z większymi trudnościami niż uwalnianie ciepła w gorącej wodzie.

Trudności te wynikają głównie z wymogów bezpieczeństwa jądrowego, znacznego zróżnicowania technologie przemysłowe, cechy transportu parowego itp. a co za tym idzie bardziej rygorystyczne wymagania dla źródeł energii jądrowej, zarówno pod względem konstrukcji obwodów, jak i sposobu dostarczania ciepła. Zasadniczo jądrowe źródła zaopatrzenia w ciepło, podobnie jak źródła wykorzystywane w tradycyjnej energii „ogniowej”, mogą być przeznaczone albo do wytwarzania ciepła, albo do skojarzonego wytwarzania energii cieplnej i energetycznej. W ostatnim czasie rozpoczęto prace nad projektami elektrowni jądrowych zajmujących się ciepłownictwem przemysłowym, przeznaczonych do zasilania odbiorców, m.in gorąca woda i prom; mając jednak na uwadze wyższą efektywność energetyczną i techniczno-ekonomiczną skojarzonej produkcji energii cieplnej i elektrycznej, ekonomicznie bardziej opłacalna wydaje się budowa wyspecjalizowanych ciepłowni przemysłowych.

Cechą charakterystyczną źródeł jądrowych wykorzystywanych do zaspokojenia potrzeb przedsiębiorstw przemysłowych w zakresie pary technologicznej jest konieczność spełnienia dwóch trudnych do pogodzenia wymagań. Z jednej strony, zgodnie z warunkami transportu pary, źródło ciepła musi znajdować się jak najbliżej odbiorców. Maksymalna odległość od źródła do odbiorców jest określana na podstawie obliczeń techniczno-ekonomicznych i zależy od parametrów pary wymaganych przez techniczne warunki produkcji, parametry pary wydzielanej przez źródło oraz inne wskaźniki i nie przekracza 8–15 km , nawet przy znacznym obciążeniu obliczeniowym powierzchni (1500 MJ/s). Z drugiej strony pożądane jest umiejscowienie źródła w znacznej odległości od odbiorców, ponieważ im bliżej obszaru zaopatrzenia w ciepło znajduje się źródło, tym surowsze są wymagania dotyczące bezpieczeństwa radiacyjnego, a co za tym idzie, tym jest to trudniejsze technicznie i droższe aby je zapewnić. Wymagania te sprawiają, że uwolnienie znacznych ilości pary jest prawie niemożliwe. tradycyjny sposób od planowania po budowę i eksploatację elektrowni jądrowych pierwszej generacji.

W Rosji para dostarczana jest w niewielkich ilościach na potrzeby obiektów przemysłowych i baz budowlanych z działających elektrowni jądrowych. Jednakże zasady sanitarne[ST TAS 84. Wymagania sanitarne do projektowania i eksploatacji scentralizowanych systemów zaopatrzenia w ciepło z elektrowni jądrowych. - M., 1984.] oraz ogólne przepisy dotyczące zapewnienia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych [OPB 82. Ogólne przepisy dotyczące zapewnienia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych w fazie projektowania, budowy i eksploatacji. - M., 1982.] Dopływ ciepła w parze do odbiorców zewnętrznych jest regulowany. Zatem w elektrowniach jądrowych wyposażonych w reaktory WWER para może być uwalniana z kolektora pomocniczego lub bezpośrednio z odpadów turbinowych, co jest sprzeczne z klauzulą ​​3.7 zasady sanitarne: „...Niedozwolone jest uwalnianie pary z wyciągów turbin i jednostek redukcyjnych dla odbiorców zewnętrznych (strefa przemysłowa, sektor mieszkalno-komunalny i inni odbiorcy)...”. W elektrowniach jądrowych wyposażonych w reaktory RBMK para uwalniana jest poprzez obieg pośredni z wytwornicy pary „czystej” podłączonej do pierwszego nieregulowanego wyciągu cylindrycznego wysokie ciśnienie. Z wytwornicy pary w nominalnym trybie pracy turbiny można dostarczyć 16 MJ/s ciepła i pary o ciśnieniu 0,6 MPa. W tym wypadku klauzula zostaje naruszona. 4.4.3.1.3 Postanowienia ogólne zapewnienie bezpieczeństwa: „...Ciśnienie czynnika grzewczego nie może być niższe od ciśnienia chłodziwa sieciowego...”. We współczesnych dwuprzewodowych elektrowniach jądrowych takie właściwości posiada główny strumień pary w zespole turbinowym po przejściu przez separatory – przegrzewacze pary (SSC). Jednakże wykorzystanie jej jako czynnika grzewczego prowadzi do znacznej niedostatecznej produkcji energii elektrycznej, dlatego też wykonalność stworzenia takich schematów zaopatrzenia w parę nie jest oczywista i konieczne są szczegółowe studia wykonalności.

W tym względzie szczególne znaczenie ma poszukiwanie nowych rozwiązań umożliwiających wykorzystanie już rozwiniętych źródeł energii jądrowej do celów zaopatrzenia w ciepło przemysłowe. Jednym ze sposobów tworzenia układów jest zastosowanie w obiegu przemysłowym czynnika chłodniczego innego niż woda, np. gaz obojętny Lub związek organiczny. W takim przypadku konieczne jest przeprowadzenie studiów wykonalności i ekonomii w celu określenia ich konkurencyjności w porównaniu opcje alternatywne dostarczanie pary, a także specjalne badania potwierdzające wykonalności technicznej stworzenie i funkcjonowanie określonych systemów uwalniania pary z elektrowni jądrowych.

Innym rozwiązaniem, obecnie najlepiej przygotowanym technicznie, jest wykorzystanie wysokotemperaturowej wody sieciowej do transportu ciepła z elektrowni jądrowych, a następnie produkcji pary w lokalnych wytwornicach pary. Takie wytwornice pary mogą pełnić konwertery wodno-parowe. Zastosowanie tego schematu umożliwia pokrycie znacznej liczby odbiorców, jednak nawet przy wystarczająco wysokiej temperaturze chłodziwa sieciowego uwalnianego ze stacji (≈ 170 ° C) para nasycona o ciśnieniu nie większym niż 0,6 MPa można uzyskać w lokalnym obwodzie przedsiębiorstwa, co znacznie ogranicza możliwości zastosowania takiego schematu zasilania parą. Stosowanie tego schematu dostarczania pary jest obecnie trudne z wielu powodów:

❏ brak wyposażenia technologicznego wymagane pojemności;

❏ niedostateczne opracowanie problematyki reżimowej zaopatrzenia w ciepło z elektrowni jądrowych;

❏ konieczność dobrania odpowiedniego stosunku obciążeń pary do wody w kasie itp.

Wolne od wspomniane niedociągnięcia a obecnie najłatwiejszą do wdrożenia metodą wydaje się metoda pokrycia obciążenia parowego z elektrowni jądrowej według schematu z ogrzewanie „ogniowe”.. Warunkiem rozważenia takich programów jest powszechne zastosowanie kotłów parowych na paliwo kopalne w systemach dostarczania pary dla odbiorców przemysłowych. W tym przypadku elektrownia jądrowa uwalnia ciepło w postaci gorącej wody. Część trafia do miejskiego systemu ciepłowniczego, część do modyfikowanych kotłowni parowych wykorzystujących paliwo organiczne. Tam odparowuje; w razie potrzeby powstałą parę przegrzewa się i dostarcza konsumentom. Przy takiej organizacji kotłowni parowej nie ma konieczności stosowania paliwa organicznego do podgrzewania wody w układach regeneracyjnych i ekonomizerach. W powszechnym użyciu kotły parowe Dostarczanie przez DKVR do kotła wody zasilającej o temperaturze 170°C przy jednoczesnej wymianie ekonomizera na nagrzewnicę powietrza pozwala zaoszczędzić do 25% zużycia paliw kopalnych.

Na ryc. Rysunek 3.2 przedstawia schemat ideowy instalacji obróbki cieplnej elektrowni jądrowej z reaktorem WWER. Pomiędzy reaktorem 17 a przegrzewaczem podłączony jest obwód pośredni. Przegrzewacz wytwarza „czystą” parę. To znacznie upraszcza konstrukcję i wyposażenie instalacji grzewczej ATPP, ponieważ para wydobywająca się z turbiny może być bezpośrednio wykorzystana w sieciowych podgrzewaczach wody 5-7. Ze względu na lokalizację ATPP w znacznych odległościach od miast, ekonomicznie uzasadnione jest znaczne podniesienie temperatury projektowej na linii zasilającej magistrali tranzytowej (kolektor 16) w celu zmniejszenia projektowego przepływu chłodziwa, średnic i liczby rurek cieplnych . Dlatego też w niektórych przypadkach do podgrzewania wody sieciowej wykorzystuje się parę o wyższym ciśnieniu (0,6–0,8 MPa) z przedziału separacyjnego, w którym na głównym strumieniu pary zamontowany jest oddzielacz pary 21 i przegrzewacz pośredni 36.

Ryż. 3.2 Schemat instalacja cieplna elektrociepłowni jądrowej (CHPP) z reaktorem WWER: 1 – wytwornica pary; 2 – turbina parowa; 3 – generator elektryczny; 4 – kondensator; 5 – 7 - grzejniki ciepłownicze odpowiednio dolnego, środkowego i górnego stopnia; 8 – pompa wspomagająca; 9 – pompa sieciowa; 10 – chemiczne uzdatnianie wody; 11 – odgazowywacz wody uzupełniającej; 12 – pompa uzupełniająca; 13 – regulator uzupełniania; 14 – pompa do chemicznego uzdatniania wody; 15, 16 – kolektory powrotne i zasilające wodę sieciową; 17 – reaktor jądrowy; 18 – kompensator głośności; 19 – pompa obiegu pośredniego; 20 – pompa kondensatu; 21 – separator wilgoci; 22 – niskociśnieniowe nagrzewnice regeneracyjne; 23 – odgazowywacz; 24 – pompa zasilająca; 25 - – wysokociśnieniowe grzejniki regeneracyjne; 26 – przegrzewacz pary; 27 – skrzynie biegów; 28 - – średniociśnieniowe grzejniki regeneracyjne.

Schemat ideowy instalacji obróbki cieplnej elektrowni jądrowej dostarczającej ciepło (HSP) pokazano na ryc. 3.3.

Ryż. 3.3. Schemat ideowy instalacji obróbki cieplnej dla elektrowni jądrowej ciepłowniczej (HSP): 1 – reaktor jądrowy; 2 – drugi obwód; 3 – sieciowy podgrzewacz wody; 4 – kompensator głośności; 5 – pompa obiegu wtórnego: 6 – pompa główna; 7 – odgazowywacz wody uzupełniającej; 8 - sieć ciepłownicza; 9 – układ oczyszczania obiegu wtórnego; 10 – podgrzewacz wody oczyszczonej; 11 – chłodnica wody płuczącej; 12 – filtr; 13 – pompa układu odpowietrzającego; 14 – pompa ładująca sieć ciepłowniczą.