Тепло от аэс. Атомная станция теплоснабжения

Cтраница 1

Атомные станции теплоснабжения (ACT) предназначаются для отпуска теплоты на отопление, вентиляцию и горячее водоснабжение и выполняются по трехконтурной схеме. В первом (реакторном) контуре и в теплосети поддерживается давление 1 5 - 2 МПа, а в промежуточном контуре оно составляет 1 2 МПа. При этом исключаются перетечки как радиоактивной воды в теплосеть, так и минерализованной сетевой воды в реакторный контур. Водный режим промежуточного контура поддерживается его продувкой в сочетании с очисткой продувочной воды.

Разработанные отечественные атомные станции теплоснабжения (ACT) состоят из двух блоков общей тепловой мощностью 1000 МВт с реакторами АСТ-500. Для того чтобы устранить возможность попадания радиоактивных веществ в поток горячей воды, направляемый к потребителю теплоты, схема ACT выполнена трехонтурной. В первом контуре (реакторном) теплообмен происходит при естественной циркуляции воды, давление здесь поддерживается равным 1 6 - 2 МПа. Во втором и третьем контурах циркуляция, конечнс, принудительная.

Ведется строительство первых атомных станций теплоснабжения (АСТ) тепловой мощностью по 3600 ГДж / ч (860 Гкал / ч) в Горьком и Воронеже.

В настоящее время разрабатываются атомные станции промышленного теплоснабжения для снабжения предприятий технологическим паром с давлением 2 МПа и горячей водой.

С целью покрытия промышленных и смешанных промышленно-отопительных нагрузок необходимо создание специальных атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ), на которых можно получать тепло в виде технологического пара и горячей воды.

Энергетическая программа СССР предусматривает создание атомных теплоэлектроцентралей, атомных станций теплоснабжения и атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ), которые обеспечат значительную экономию дорогостоящего органического топлива, на котором в настоящее время работает большинство ТЭЦ.

В качестве источников теплоты в ближайшие годы, по-видимому, начнут широко внедряться атомные станции теплоснабжения (ACT), представляющие собой по существу атомные парогенераторы. В настоящее время уже сооружаются две головные ACT - под Горьким и Воронежем, каждая с двумя реакторами (из-соображений резервирования) по 500 МВт. Строительные площадки находятся на расстоянии 1 5 - 2 км от города. Эти ACT будут обеспечивать теплом районы городов, насчитывающие примерно по 300 - 400 тыс. жителей. К 1990 г. строительство таких станций будет экономически оправдано для сотен населенных пунктов СССР. ACT позволят сэкономить большое количество нефти, равное трети ее сегодняшней добычи в стране. Предполагается, что атомная теплота будет вдвое дешевле, чем та, ко -, торую дают котельные на органическом топливе.

Описываются конструкции атомных электростанций (АЭС), атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) и атомных станций теплоснабжения (ACT) с корпусными, канальными и другими типами ядерных реакторов. Рассматриваются принципиальные вопросы технологии работы, оборудование и основы эксплуатации. Основное внимание уделяется выбору площадок для строительства, конструкциям зданий и сооружений комплекса АЭС, защите от излучения, организации производства строительных работ.

В 1978 - 1980 гг. проводились первоначальные технические и экономические исследования в направлении создания атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ), предназначаемых для подачи потребителям как горячей воды, так и пара разных параметров для технологических целей, что могло бы дополнительно расширить возможность замены органического топлива ядерным. В одиннадцатой пятилетке соответствующие разработки будут продолжены и при благоприятных технических и экономических результатах решится вопрос о строительстве первых АСПТ.

Конструктивные особенности корпусов реакторов, специфические условия эксплуатации и повышенные требования к надежности и безопасности атомных станций промышленного теплоснабжения требуют проведения комплекса НИР и ОКР по созданию норм расчета на прочность, разработке правил устройства и безопасной эксплуатации, общих положений по сварке и правил контроля сварных соединений многослойных корпусов атомных реакторов.

Предусматривается дальнейшая централизация теплоснабжения за счет сооружения преимущественно мощных ТЭЦ на органическом и ядерном топливе, атомных станций теплоснабжения и крупных котельных.

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

Сибирская АЭС, поставлявшая тепло в Северск и Томск.
Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате, с 1964 года до его остановки в 2010-м поставлявший тепловую и электрическую энергию для города Железногорска .

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

Воронежская АСТ (не путать с Нововоронежской АЭС)
Горьковская АСТ
Ивановская АСТ (только планировалась)

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

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

[править] Достоинства и недостатки

Главное преимущество - практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива, например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1-1,5 года (для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых до 165 000 на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще . Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС . Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС - тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД (не более 35 %), однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД .

Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство АЭС находятся примерно на таком же уровне, как и строительство ТЭС, или несколько выше.

Главный недостаток АЭС - тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуляционного контура реактора).

Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства.

По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Обзор по материалам СМИ

Предпосылки

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

Основные технические характеристики РУ АСТ-500: тепловая мощность реактора - 500 МВт, отпуск тепловой энергии - 430 Гкал/ч; вид используемого топлива - диоксид урана UO 2 .

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 150 О С. 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 О С при температуре на входе в обратном трубопроводе 70 О 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 О С, в летний - 90 О С;

2. последовательное включение (отключение) и изменение тепловой мощности ПК при уровнях теплопотребления более 1000 МВт при температурах наружного воздуха ниже +3 О 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 м 3) 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.

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.

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.

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.

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 (см. также статью Е.Г Гашо на стр. 36-38), 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

P.S. 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 редакцией журнала НТ 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.

5. Сайт Министерства ЖКХ и ТЭК Нижегородской области - www.mingkh.nnov.ru.

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.

9. www.rosenergoatom.ru.

10. www.ru.wikipedia.org.

Редакция журнала НТ благодарит И.М. Сапрыкина, принимавшего участие в разработке системы ЦТ от Горьковской АСТ, за ценные замечания и дополнения к представленной выше статье.

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.

- 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.

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.

Горьковская АСТ.

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.

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.

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).

Воронежская АСТ.

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».

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.

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.