Введение.
Атомная теплофикация с позиций потребителя
Вырабатываемое реактором тепло отбиралось водой под давлением 130 атм при температуре на входе в реактор 275 ОС и на выходе — 300 ОС. Через теплообменник тепловая энергия передавалась рабочему телу — воде. Образовавшийся пар приводил в движение турбину генератора. Электрическая мощность ТЭС-3 равна 1500 кВт, все основное оборудование размещено на четырех самоходных гусеничных транспортерах… Читать ещё >
Введение. Атомная теплофикация с позиций потребителя (реферат, курсовая, диплом, контрольная)
В самых различных формах обсуждения мы видим широчайший диапазон предложений по решению проблем теплоснабжения потребителей: от вихревых теплогенераторов или квантовых структурных преобразователей в каждом доме — до теплоснабжения сразу городов-«миллионников» от АЭС на расстоянии свыше 70 км (в данном случае эти границы обозначены не как полярные: от лучшего к худшему или наоборот, а просто для наглядности).
Все предложения, что естественно, декларированы как самые лучшие… но для кого: для потребителя? Скорее, с позиций автора предложения. А что же нужно потребителю? Рассмотрим, как это было «в первоисточнике», когда потребителем являлось государство.
Что было сделано и предполагалось сделать
Можно сказать, что если государством была поставлена задача, то она решалась (атомная бомба, ракета, АПЛ). И предпосылкой для создания и развития атомной энергетики были другие государственные задачи, требующие в тот момент решения. На рис. 1 представлена выдержка из Постановления Совета Министров ССР от 9 сентября 1952 г., в котором поставлена задача по созданию первой АПЛ и сроки по ее строительству [2]. Стоит обратить на них внимание — технически в то время это было, несомненно, сложнее создания сегодня (спустя почти 60 лет!) первой российской плавучей АЭС. В последующем сменилось несколько поколений АПЛ и их ядерных энергетических установок. Три отечественные подводные лодки вошли в книгу рекордов Гиннесса: как самая большая в мире (ТК-208 проекта № 941, сдана в 1981 г.); самая глубоководная в мире (К-278 проекта № 685, сдана в 1983 г) и самая быстроходная в мире (К-162 проекта № 661, сдана в 1969 г).
Успехи мирной атомной энергетики во многом связаны с Физико-энергетическим институтом (ФЭИ) в г. Обнинск (ныне это Государственный научный центр Российской Федерации «Физико-энергетический институт им. Лейпунского»), где первая в мире АЭС была создана и безаварийно проработала почти 50 лет. С 1956 г под научным руководством ФЭИ проводились работы по созданию АЭС малой мощности для энергоснабжения удаленных и труднодоступных районов.
Малоизвестны работы по созданию других объектов малой атомной энергетики. Эскизный проект станции появился в 1957 г., а уже два года спустя было произведено специальное оборудование для постройки опытных образцов ТЭС-3 (транспортируемой электростанции). В 1961 г. в ФЭИ введена в эксплуатацию опытнодемонстрационная АЭС ТЭС-3 с водо-водяным корпусным реактором (рис. 2).
Вырабатываемое реактором тепло отбиралось водой под давлением 130 атм при температуре на входе в реактор 275 ОС и на выходе — 300 ОС. Через теплообменник тепловая энергия передавалась рабочему телу — воде. Образовавшийся пар приводил в движение турбину генератора. Электрическая мощность ТЭС-3 равна 1500 кВт, все основное оборудование размещено на четырех самоходных гусеничных транспортерах (на усиленной базе тяжелого танка Т-10 с дополнительными катками и более широкими гусеницами). Эта установка успешно отработала демонстрационный цикл, активная зона исчерпала проектный ресурс. В 1965 г. установка остановлена и затем выведена из эксплуатации.
Работы выполнялись по разным направлениям — так в середине 1980;х гг. в Белоруссии был реализован колесный вариант малой АЭС «Памир» (рис. 3), базирующийся на шасси МАЗ-537 «Ураган». Требования для создания такой мобильной АЭС были следующими: необходимо было сконструировать компактный и легкий энергетический реактор мощностью 630 кВт с автономной системой охлаждения и при этом способный работать в диапазоне температур от -50 до +50 ОС. В охлаждающем контуре в качестве теплоносителя впервые была применена четырехокись азота. Обычные реакторы охлаждаются водой или натрием, для чего необходима, как минимум, двухконтурная схема охлаждения, а в реакторной установке «Памир» использовался газожидкостный термодинамический цикл по одноконтурной схеме. Эти технические решения позволили АЭС работать в требуемом диапазоне наружной температуры. Заправки ядерным топливом хватало на 5 лет, по истечению этого срока малая АЭС «Памир» должна была направляться на плановое обслуживание в Минск. Всего было выпущено два комплекта «Памира», один из которых прошел все испытания (отработка в режиме испытаний составила более 3500 часов), а второй был абсолютно новым. После аварии на Чернобыльской АЭС эти уникальные образцы были утилизированы — разрезаны автогеном.
Так, для обеспечения потребителей электрои теплоэнергией планировалась блочно-модульная АТЭЦ «Ангстрем» (электрической мощностью — 6 МВт, тепловой мощностью — 12 Гкал/ч), проект которой разработан ОКБ «Гидропресс» под научным руководством ФЭИ. АТЭЦ «Ангстрем» предназначена для использования в любых климатических условиях — от крайнего севера до засушливых безводных районов, монтируется на железнодорожных платформах.
В свое время ФЭИ руководил созданием государственной программы по масштабному внедрению атомных станций малой мощности (АСММ) в удаленных изолированных районах. Непосредственно вел эту работу ныне покойный Ю. А. Сергеев, заслуженный энергетик России, начавший свой путь в малой атомной энергетике с поста заместителя научного руководителя проекта ТЭС-3. Он инициировал аналитическую работу по изучению потребностей рынка атомных энергетических установок малой мощности, был организатором и участником ряда экспедиций в удаленные районы Севера и Северо-востока.
Была разработана программа, в которой рассматривалось около 100 точек для возможного размещения малых АЭС. Впоследствии, это количество было сокращено до 30, и в таком виде программа прошла в середине 1980;х гг согласование в Госплане СССР. В ней фигурировало несколько типов атомных станций с различными реакторными установками, в том числе типа АБВ (Атомная Блочная Водяная).
В результате этих работ выяснилось, что для масштабного внедрения АСММ необходимо продвигать установки небольшой мощности. Разработаны, обоснованы и практически реализованы такие важные технические решения как саморегулирование реактора и естественная циркуляция теплоносителя первого контура на всех уровнях мощности. Наиболее продвинутыми были проекты атомных станций с реакторными установками типа АБВ. Главной особенностью АБВ является интегральная конструкция: в корпусе реактора размещается не только активная зона, но и парогенератор. Это радикально уменьшает разветвленность радиоактивных контуров, а также дает возможность отказаться от циркуляционного насоса и обеспечить работу реактора на полной мощности при естественной циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора, что дает преимущества с точки зрения и экономики, и безопасности. В начале 70-х гг. прошлого века под научным руководством ФЭИ был разработан советско-венгерский проект АЭС «Север-2» с двумя реакторами АБВ-1,5, а в 1994 г. был завершен проект плавучей атомной электростанции «Волнолом- 3» с двумя реакторами АБВ-6. Главным конструктором реакторной установки было одно из сильнейших конструкторских предприятий отрасли — ОКБМ им. И. И. Африкантова (г. Нижний Новгород). Технический проект этой станции выполнила судостроительная организация «Балтсудопроект» (г. Санкт-Петербург). Балтийский завод в Санкт-Петербурге был готов принять заказ на изготовление, но заказчик прекратил финансирование, и строительство такой плавучей станции пришлось тогда отложить [3].
С возрастанием роли атомной энергетики в топливно-энергетическом балансе страны были связаны и надежды на ее участие в решении проблем теплоснабжения.
Большой практический эффект достигнут Билибинской АТЭЦ с энергоблоками электрической мощностью 12 МВт и тепловой до 25 Гкал/ч. Четыре блока этой станции обеспечивают около 80% потребности региона в электроэнергии и надежно снабжают тепловой энергией г. Билибино Чукотского автономного округа, заменяя годовую потребность в органическом топливе в объеме свыше 200 тыс. т у.т. Эквивалентное для выработки такого же количества энергии ядерное топливо весит всего 50 т и доставляется авиатранспортом один раз в год. Станция отработала уже свыше 35 лет, и возможно обоснование продления ее дальнейшей эксплуатации. Билибинская АТЭЦ — также детище ФЭИ.
В 70−80-х гг. прошлого века было начато проектирование (и частично строительство) Минской и Одесской АТЭЦ, Горьковской и Воронежской атомных станций теплоснабжения. Вследствие чернобыльской катастрофы и последующих событий эти проекты не реализованы.