Ядерная котельная. Тепло от аэс

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.

Реактор предназначался для проекта атомных станций теплоснабжения, предназначенных для генерации тепловой энергии, обеспечения горячего водоснабжения и отопления жилых и промышленных объектов.

Вопрос о строительстве АСТ был рассмотрен в ЦК КПСС и Правительстве СССР, после чего было принято решение о начале проектирования. Перед Минсредмашем и Минэнерго была поставлена задача спроектировать АСТ с гарантированной безопасностью для размещения её вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Африкантов»), разработчиком технико-экономического обоснования головных станций в Горьком и Воронеже был назначен ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось Курчатовским институтом. По указанию Правительства проектирование АСТ лично курировал Президент Академии наук СССР Анатолий Александров .

Институтом ГоТЭП были выполнены технико-экономического обоснования и проект строительства АСТ в Воронеже, Брянске, Архангельске, Хабаровске, а также проекты на строительство атомных ТЭЦ в Одессе и Минске. В 1978 года был создан технический проект реакторной установки АСТ-500, а в марте 1979 года вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. Генеральным проектировщиком Горьковской АСТ был назначен Головной институт ВНИПИЭТ , подчинявшийся Минсредмашу, а Воронежской АСТ - ГоТЭП, входивший в структуру Минэнерго. Сооружение головных АСТ было начато в 1982 и 1983 гг. в Горьком и Воронеже, соответственно.

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...

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 *С при температуре на входе в обратном трубопроводе 70 *С.
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 *С, в летний - 90 *С;
2. последовательное включение (отключение) и изменение тепловой мощности ПК при уровнях теплопотребления более 1000 МВт при температурах наружного воздуха ниже +3 *С;
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.

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».

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 подобных станций были разработаны еще в 70‑х годах прошлого века, однако из‑за наступивших в конце 80‑х экономических потрясений и жесткого противодействия общественности до конца ни один из них реализован не был.

Вопросы технологии

Вместе с тем, рациональное зерно в такой идее есть. На производство горячей воды и пара (низкотемпературного тепла) для нужд городов и промышленности расходуется в полтора раза больше топлива, чем для выработки электроэнергии, при этом значительную часть тепла вырабатывают мелкие, малоэффективные установки, сжигающие наиболее ценные виды топлива – нефть и газ.

По некоторым подсчетам, предполагается, что уже в ближайшее время ежегодное потребление низкотемпературного тепла (его еще называют низкопотенциальным) достигнет весьма внушительных цифр. Для выработки такого количества тепла придется сжигать огромное количество топлива.

Решением проблемы могли бы стать атомные станции теплоснабжения – АСТ. Главная их особенность – здесь не требуется такого высокого температурного потенциала теплоносителя первого контура, как на АЭС, потому что в АСТ не нужно получать электроэнергию, получать пар на турбине, нужно только тепло. Это, естественно, упрощает реактор, удешевляет его эксплуатацию. Если говорить о водо охлаждаемых реакторах, то в них снижается давление: нужно уже не 160 атмосфер, например, а 30, то есть значительно меньше. Это первая отличительная особенность.

Кроме того, в АСТ должно быть такое число теплоотводящих контуров, чтобы радиоактивный теплоноситель никаким образом не мог бы попасть в теплосеть. Для этого строятся промежуточные теплообменники и т. д. Параметры и режимы их работы рассчитаны так, что станции вписываются в существующие сети как дополнительные источники тепла. Создание подобных мощных централизованных источников позволяет демонтировать устаревшие установки, работающие на органическом топливе, а достаточно технически совершенные, но мелкие использовать в режиме пиковых нагрузок, которые наиболее часто возникают в холодное время года. Сами же ACT могут взять на себя базовую часть нагрузки.

По управляемости ACT – весьма гибкий агрегат, который не предъявляет никаких специфических требований к управлению тепловыми сетями в смысле регулирования распределения тепла, что очень важно. В принципе, ACT может покрывать и пиковую нагрузку, но для атомной станции, как для всякого капиталоемкого оборудования (капиталовложения велики, а топливная составляющая мала), наиболее экономичен режим максимально возможной постоянной мощности, то есть базовый.

Как отмечают специалисты, когда в 70‑х годах XX века обсуждался этот вопрос, все были в большом воодушевлении. Ясно, что использование атомной энергии для получения низкотемпературного тепла способно дать огромный эффект. Однако у таких проектов был и есть существенный недостаток. Дело в том, что если электрическую энергию можно без существенных потерь передавать на десятки и даже сотни километров, то для горячей воды это невозможно: потери тепла в теплотрассах (особенно в наших) очень велики. А это значит, что АСТ целесообразно строить в непосредственной близости от городов или даже в их черте. Отсюда вытекает важное требование: АСТ должны обладать гораздо более высоким уровнем безопасности, чем АЭС.

Впрочем, особенности реактора ACT (применение естественной циркуляции и интегральной компоновки, а также низкого давления внутри корпуса) позволяют успешно решить задачу безопасности без чрезмерных затрат посредством довольно простой конструкции: наличия второго, страховочного корпуса, который не исключает возможности осмотра основного, несущего корпуса, не ослабляет требований к его надежности, но позволяет при крайних, непредвиденных нарушениях полностью удержать в своем объеме всю начинку реактора и весь теплоноситель, содержащий радиоактивные вещества.

Специалисты приводят модель подобного крайнего события: при разрыве основного корпуса внутренний объем, занимаемый теперь теплоносителем, несколько увеличится, соответственно, упадет давление (примерно на 30 процентов), уровень воды хотя и понизится, но она по‑прежнему будет охватывать всю активную зону и обеспечивать ее охлаждение. Благодаря такому соответствию характеристик работающего и защитного оборудования обеспечивается надежное охлаждение активной зоны.

Подобная технология делает АСТ более экологически безопасными источниками теплоснабжения, чем традиционные ТЭЦ. Поэтому в Советском Союзе была запланирована целая серия подобных станций, и уже начинались работы по первой очереди. Однако затем грянул Чернобыль, позже Советский Союз распался, и планы реализовать не удалось.

Нереализованные планы и современные перспективы

Первой атомной станцией, поставлявшей тепло, была Сибирская АЭС в Северске Томской области. С 1961 года она поставляла, кроме электроэнергии, и тепло. По состоянию на 2000‑е годы реакторы давали 30‑35 процентов тепла, необходимого для отопления одного из жилых массивов Томска, и более 50 процентов – для города Северска и Сибирского химического комбината. Кроме того, в нашей стране работал реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате, с 1964 года до его остановки в 2010‑м поставлявший тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

Сегодня как атомный источник теплоснабжения действует лишь маломощная (48 МВт) Билибинская АЭС в Чукотском автономном округе, снабжающая теплом и электричеством город Билибино (около 6 тысяч жителей) и местные горнодобывающие предприятия.

В Советском Союзе было начато строительство еще двух АСТ: Воронежской и Горьковской (в нынешнем Нижнем Новгороде), а также завершен проект Ивановской АСТ, сооружение которой начать не успели. Работы прекратились на рубеже 1980‑х – 1990‑х. Главное, на что упирали при закрытии почти достроенных Воронежской и Нижегородской атомных станций теплоснабжения, – это протесты общественности в условиях послечернобыльской радиофобии. В итоге города остались без нормальных источников тепла. Примечательно, что Нижегородскую АСТ прикрыл теперь уже покойный Борис Немцов, передав часть ее помещений ликероводочному заводу.

Кстати, эти атомные станции теплоснабжения относились к инновационному тогда проекту АСТ-500. В целях обеспечения высокой надежности и безопасности реакторной установки были заложены следующие основные технические решения: естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре и трехконтурная схема реакторной установки. Интегральная компоновка оборудования первого контура позволила свести к минимуму разветвленность контура и избежать применения трубопроводов большого диаметра, а низкая удельная энергонапряженность активной зоны способствовала повышению надежности охлаждения активной зоны и снижению уровня аварийных последствий. Кроме того, технические решения обеспечивали сохранение активной зоны под водой при разгерметизации основного корпуса реактора и локализацию радиоактивных продуктов вследствие использования двойного корпуса. Высокая степень защищенности реактора от аварий обеспечивалась применением новой схемы системы теплоотвода, при которой возможен отвод остаточного энерговыделения даже при выходе из строя двух петель из трех, а также путем ряда других схемных и компоновочных решений.

Реинкарнация идеи

Так что же? Можно ли говорить о том, что от АСТ отказались исключительно из‑за того, что неудачно сложились обстоятельства? Не совсем. Беспристрастный анализ технико-экономических показателей атомных станций теплоснабжения выявил, что они слабо конкурентоспособны с источниками тепла на органическом топливе, потому что цены на тепловую энергию гораздо ниже, чем на электроэнергию. И срок окупаемости такой станции, если строить ее на условиях коммерческого кредита, получается очень большой. В современных российских условиях это серьезный минус. Но нельзя сказать, что от создания атомных станций теплоснабжения в России совсем отказались.
Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена» и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем».

Наконец, сейчас в нашей стране строится головная плавучая атомная станция теплоснабжения «Академик Ломоносов», которую планируют сдать осенью этого года. Разместившись у побережья Чукотки, она заместит мощности Билибинской АЭС, которая в 2019 году будет выведена из эксплуатации. В «Росэнергоатоме» планируют, что «Академик Ломоносов» станет далеко не единственной плавучей энергоустановкой, и в дальнейшем и в других городах Крайнего Севера, Дальнего Востока появятся подобные ПАТЭС. Так что идея атомных станций теплоснабжения живет и развивается и перспективы у этого направления, безусловно есть.

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.