Vasilisa Yaviks akıllı bir arama motorudur. yarın zaten burada! Voronej Nükleer Isı Tedarik Tesisi

Nükleer ısı tedarik istasyonu.

Rusya, nükleer ısı tedarik tesisleri inşa etme seçeneklerinin ciddi şekilde değerlendirildiği birkaç ülkeden biri. Bu, Rusya'da binalar için merkezi bir su ısıtma sisteminin bulunmasıyla açıklanmaktadır; bu sistemin varlığında nükleer santrallerin yalnızca elektrik değil aynı zamanda termal enerji üretmek için kullanılması da tavsiye edilir. Bu tür istasyonların ilk projeleri 20. yüzyılın 70'li yıllarında geliştirildi, ancak 80'li yılların sonlarında meydana gelen ekonomik çalkantılar ve şiddetli halk muhalefeti nedeniyle hiçbiri tam olarak hayata geçirilemedi. Bunun istisnası, Kuzey Kutbu'ndaki Bilibino köyüne (10 bin nüfuslu) ve yerel madencilik işletmelerine ve ayrıca savunma reaktörlerine (asıl görevi enerji üretimi olan) ısı ve elektrik sağlayan küçük kapasiteli Bilibino nükleer santralidir. plütonyum):

• Seversk ve Tomsk'a ısı sağlayan Sibirya Nükleer Santrali.
• Krasnoyarsk Madencilik ve Kimya Kombinesindeki ADE-2 reaktörü, 1964'ten 2010'da kapatılmasına kadar Zheleznogorsk şehrine termal ve elektrik enerjisi sağladı.

Prensip olarak VVER-1000'e benzer reaktör bazlı aşağıdaki AST'lerin yapımına da başlandı:

• Voronej AST (Novovoronej NPP ile karıştırılmamalıdır)
• Gorki AST
• Ivanovo AST (yalnızca planlanmıştır)

Üç AST'nin de inşaatı 1980'lerin ikinci yarısında veya 1990'ların başında durduruldu.
Şu anda (2006), Rosenergoatom endişesi Arkhangelsk, Pevek ve diğer kutup şehirleri için nükleer buz kırıcılarda kullanılan KLT-40 reaktör tesisine dayalı yüzen bir nükleer enerji santrali inşa etmeyi planlıyor. Elena reaktörünü temel alan küçük, gözetimsiz bir AST ve mobil (demiryoluyla) Angstrem reaktör ünitesi seçeneği mevcut.
Ukrayna'da, Avrupa'nın en büyük nükleer santrali tarafından ısıtılan Energodar da dahil olmak üzere birçok şehir nükleer santrallerden ısıtılıyor.

Şehirlerin ve sanayinin ihtiyaçlarına yönelik sıcak su ve buhar (düşük sıcaklıkta ısı) üretmek için elektrik üretmekten bir buçuk kat daha fazla yakıt tüketilirken, ısının önemli bir kısmı da küçük, verimsiz, yakıcı tesisler tarafından üretiliyor. en değerli yakıt türleri - petrol ve gaz.
Yakın gelecekte düşük sıcaklıktaki ısının (düşük potansiyel olarak da adlandırılan) yıllık tüketiminin çok etkileyici bir rakama - 6 milyar Gcal'e ulaşması bekleniyor. Bu kadar ısı üretmek için örneğin yaklaşık 600 milyon ton petrolün, yani 1981 yılındaki yıllık üretimimizin neredeyse tamamının yakılması gerekir ve bu da ancak enerjinin %100'ünün kullanılması şartıyla mümkündür. ısı içeriği, gerçekte durum elbette böyle değil.
Tüm yakıt türlerinin yaklaşık %30-40'ı özellikle sıcak su ve proses buharı üretimi için tüketilmektedir.
Çalışma parametreleri ve modları, istasyonların ek bir ısı kaynağı olarak mevcut ağlara sığacak şekilde tasarlanmıştır. Bu kadar güçlü yeni merkezi kaynakların yaratılması, fosil yakıtlarla çalışan eski tesislerin sökülmesine ve teknik olarak gelişmiş ancak küçük olanların, çoğunlukla soğuk mevsimde meydana gelen pik yük modlarında kullanılmasına olanak tanıyacaktır. ACT, yükün temel kısmını üstlenecek.
Kontrol edilebilirlik açısından ACT, çok önemli olan ısı dağılımının düzenlenmesi açısından ısıtma ağlarının yönetimine herhangi bir özel gereksinim getirmeyen çok esnek bir ünitedir. Prensip olarak ACT pik yükü karşılayabilir ancak bir nükleer enerji santrali için, sermaye yoğun ekipmanlarda olduğu gibi (sermaye yatırımları büyüktür ve yakıt bileşeni küçüktür), en ekonomik mod mümkün olan maksimum sabit güçtür, yani , temel olan.
Düşük sıcaklıkta ısı üretmek için nükleer enerji kullanımının çok büyük bir etkiye sahip olması gerektiği açıktır.
Yüksek sıcaklıkta ısı üretmek için nükleer enerjinin kullanılması birçok endüstri için de büyük umut vaat ediyor.

Ancak önemli bir dezavantaj da var. Gerçek şu ki, eğer elektrik enerjisi önemli kayıplar olmadan onlarca hatta yüzlerce kilometre boyunca aktarılabiliyorsa, termal enerji (sıcak su) için bu imkansızdır. Bu, istasyonun neredeyse şehrin içinde olması gerektiği anlamına gelir.
Aslında çevre açısından nükleer santraller, tabii ki ciddi bir kaza olmadığı sürece, en temiz olanlardır.
Sovyetler Birliği'nde bir dizi benzer istasyon planlandı ve ilk aşamadaki çalışmalar çoktan başladı. Ama dedikleri gibi: "Tanrıyı güldürmek istiyorsanız, ona planlarınızdan bahsedin."

ACT'in çalışmasının özelliği şehre yakınlığıdır.- bizi bu son derece nadir yaralanmaları bile hesaba katmaya zorluyor. Bunu yapmak için, yalnızca boru hattının yırtılması durumunda değil, aynı zamanda reaktör kabının hasar görmesi durumunda da ACT için gerekli sıhhi çalışma koşullarını sağlayabilecek teknik araçların oluşturulması gerekmektedir.
ACT reaktörünün özellikleri (doğal sirkülasyon ve entegre yerleşimin yanı sıra kap içindeki düşük basıncın kullanılması), bu sorunun kabul edilebilir bir maliyetle başarılı bir şekilde çözülmesini mümkün kılar. Ve bu, oldukça basit bir tasarımın yaratılmasına geliyor: Ana, yük taşıyan gövdenin muayene olasılığını dışlamayacak olan ikinci bir güvenlik muhafazası, ana unsur olarak güvenilirliğine ilişkin gereksinimlerimizi hiçbir şekilde zayıflatmayacaktır. tesisin hacmini, reaktörün tüm dolumunu ve radyoaktif maddeler içeren tüm soğutucuyu tamamen kısıtlamamıza izin verecektir.
İşte böylesine ekstrem bir olayın modeli. Ana gövdenin yırtılması halinde, soğutucunun kapladığı iç hacim bir miktar artacak ve buna bağlı olarak basınç da yaklaşık %30 düşecek; su seviyesi düşse de yine de tüm çekirdeği kaplayacak ve soğumasını sağlayacaktır. İşletim ve koruyucu ekipmanın özellikleri arasındaki bu uyum sayesinde çekirdeğin güvenilir bir şekilde soğutulması sağlanır.

Bilim ve Yaşam Sayı 1 1981

ÖZEL ÖNEMLİ GÖREV
  Muhabir. Yakın zamanda yayınlanan makalelerinden birinde, SSCB Bilimler Akademisi Başkanı Akademisyen A.P. Aleksandrov şunları yazdı: “Nükleer enerji kaynaklarına dönüştürülebilecek teknolojik süreç türlerinin geliştirilmesi ve kapsamlı bir şekilde genişletilmesi, en önemli pratiklerden biridir. bizim neslimizin karşı karşıya olduğu görevler.
  Nükleer fisyon enerjisini kullanma fırsatının ortaya çıkmasıyla birlikte, uygulamasının ilk yönü belirlendi - elektrik enerjisi. Ancak tüm enerji santralleri nükleer yakıta dönüştürülse bile, etki çok önemli olmayacak: Doğal yakıt tüketimi yalnızca yüzde 20 oranında azalacak, petrol ve gaz tüketimi ise daha da az, yalnızca yüzde 10 oranında (enerjinin yaklaşık yarısı kadar) azalacak. kömürle çalışan tesisler).
  Bu nedenle atom enerjisinin diğer uygulama alanlarını düşünmenin zamanı geldi. Endüstriyel ve ısıtma ısısı üretimi, nükleer enerjinin metalurji ve kimya endüstrisine dahil edilmesi, elektrik enerjisi endüstrisinden çok daha büyük ölçekli bir iştir. Önümüzdeki yıllarda insanlık elbette nükleer enerjinin bu alanlara da girdiğine şahit olacak” dedi.
  İnsanların büyük çoğunluğu için, bir atomun ana mesleğinin elektrik üretimi, nükleer santrallerde çalışmak olduğuna inanmak gelenekseldir. Dolayısıyla nükleer enerjinin yapacak daha büyük işleri olduğu iddiasını kabul etmek çok zor.
  V. Sidorenko. Ve yine de öyle. Termik santraller en büyük yakıt tüketicisi olmaktan uzaktır. Örneğin şehirlerin ve sanayinin ihtiyaçlarına yönelik sıcak su ve buhar (düşük sıcaklıkta ısı) üretmek için bir buçuk kat daha fazla yakıt tüketilirken, ısının önemli bir kısmı küçük, En değerli yakıt türlerini (petrol ve gaz) yakan verimsiz tesisler.
  Düşük sıcaklıkta ısı üretmek için nükleer enerji kullanımının çok büyük bir etkiye sahip olması gerektiği açıktır.
  Başta metalurji ve kimya olmak üzere sanayiye yüksek sıcaklıkta ısı (800-1000°C ve üzeri) sağlanmasından bahsetmeyeceğiz. Bu ayrı, bağımsız, büyük bir konudur. Nükleer enerjinin yüksek sıcaklıkta ısı üretmek için kullanılmasının da birçok endüstri için büyük umutlar taşıdığını belirtmekle yetineceğim.

ÜLKE ÖLÇEĞİNDE
  Muhabir. Konut ve toplumsal hizmetler sektörünün ve sanayinin düşük sıcaklıkta ısıya yönelik ihtiyaçları nelerdir?
  V. Sidorenko. Öncelikle şehirlere ısıtma ve sıcak su temini amaçlı ana soğutucunun maksimum 150 ° C sıcaklıktaki su (öncelikle yılın zamanına bağlı olarak) olduğunu açıklığa kavuşturayım. endüstriyel ısı temini için burada ayrıca sıcak su (yaklaşık %30) ve 3 ila 40 atm (0,3-4 megapaskal - MPa) basınçta doymuş buhar (yaklaşık %70) kullanılır. Endüstride düşük sıcaklıktaki ısının tüketici yelpazesi çok geniştir: Sonuçta, çok sayıda teknolojik süreç, çalışma ortamını ısıtmak için gerekli olan sıcak su veya buhar olmadan ilerleyemez.
  Şimdi ülkemizde düşük sıcaklıktaki ısı tüketiminin ölçeği hakkında.
  Düşük sıcaklıktaki ısıya olan ihtiyaç gerçekten çok büyük. Örneğin nüfusu 300-400 bin olan bir şehrin ev içi kullanım için saatte ortalama 800-1000 Gcal ısıya (gigakalori (Gcal) - milyar kalori) ihtiyacı vardır. Bu kadar fazla ısı elde etmek için (kaçınılmaz kayıplar da hesaba katılırsa) saatte 300-400 ton akaryakıt yakmak gerekecektir.
  Yakın gelecekte (15-20 yıl içinde) SSCB'de yıllık düşük sıcaklıktaki ısı tüketiminin (düşük dereceli ısı olarak da bilinir) çok etkileyici bir rakama - 6 milyar Gcal'e ulaşacağı varsayılmaktadır. Bu kadar ısı üretebilmek için örneğin yaklaşık 600 milyon ton petrolün, yani yıllık üretimimizin neredeyse tamamının yakılması gerekir ki, bunun da ancak %100 olması şartıyla mümkün olduğunu unutmayın. ısı içeriğinin kullanılması, gerçekte elbette durum böyle değildir.
  Tüm yakıt türlerinin yaklaşık %30-40'ının özellikle sıcak su ve proses buharı üretimi için tüketildiğini bir kez daha vurgulamak isterim.

  Muhabir. Nükleer enerjinin ısı temini için kullanılması ile nükleer santrallerde geleneksel enerji üretim planı arasındaki fark nedir?
  V, Sidorenko. Bu iki süreç arasındaki farklarla değil, benzerlikleriyle başlayalım. Her iki durumda da ısı üreticisi nükleer bir reaktördür. Size çekirdeğinde, örneğin uranyum-235 gibi çekirdeklerin fisyonunun kontrollü bir zincirleme reaksiyonunun meydana geldiğini hatırlatmama izin verin. Ortaya çıkan fisyon parçaları yüksek hızlarda uçup gidiyor; frenlendiklerinde tüm kinetik enerji ısıya dönüşür ve bu ısı, çekirdeğin içinde dolaşan soğutucu tarafından onu soğutmak için alınır. Bu ısının daha fazla kullanılmasına yönelik şemalar farklı olabilir: ya ikinci devrede dolaşan suyu bir ısı eşanjöründe ısıtın ve buhara dönüştürün ya da doğrudan reaktörün içindeki suyu aşırı ısıtın ve gerekli parametrelerde buhar elde edin.
  Bir nükleer reaktörde düşük sıcaklıkta ısı üretme sürecinin özelliklerini anlamak için nükleer enerji kaynağının bazı özellikleri üzerinde duralım.
  İlk olarak, böyle bir enerji kaynağının, nükleer enerji geliştirme konusundaki tüm uygulamaların gösterdiği gibi, yalnızca oldukça büyük birim kapasitelerde ekonomik olarak karlı olduğunu not ediyoruz. Bu nedenle, şehirlere evsel ısı temini söz konusu olduğunda, bazen bu durumda kullanılan “nükleer kazan dairesi” teriminin bir anlamda çok koşullu olarak değerlendirilmesi gerektiğini burada belirteceğim. Sonuçta, "kazan dairesi" kelimesiyle oldukça küçük enerji kaynaklarını da ilişkilendirebiliriz, oysa istemsiz olarak üç aylık veya ev kazan daireleriyle ilişkiler ortaya çıkar. Ekonomik gereksinimler dikkate alındığında nükleer bir ısı kaynağının ölçeği bu kadar küçük olamaz.
  Bu oldukça büyük bir istasyon olmalı - toplam kapasitesi 1000 MW olan nükleer reaktörlere sahip (yedeklik nedeniyle, her biri 500 MW'lık iki bloktan monte edilmiştir). Böyle bir istasyon 300-400 bin nüfuslu bir şehre ısı sağlayabilecek.
  “Kazan dairesi” terimini kullanırken ortaya çıkan belirsizliği önlemek için başka bir isim kullandık: nükleer ısı tedarik istasyonu - ACT. Biz de onu böyle adlandırmaya devam edeceğiz.
  Bir nükleer reaktörün ikinci önemli özelliği, içinde gelişen sıcaklık seviyesine duyarlılığıdır. Isı temini için nükleer yakıtın kullanılmasına yönelik en uygun teknik çözümlerin seçimini büyük ölçüde belirleyen şey budur.
  Merkezi ısı temininin Sovyet termal enerji mühendisliğinin gelişiminin karakteristik bir özelliği haline geldiğini hatırlayalım. Bu durum ülkemizde dallı ısıtma şebekelerinin yaygınlaşmasına yol açmıştır. Ve uzun yıllardır yeni şehirler ve yeni yerleşim alanları tam olarak merkezi ısı temini temelinde gelişiyor. Ve eğer öyleyse, o zaman ısı tedarik yöntemi seçimine bilimsel ve teknik optimizasyon temelinde akıllıca yaklaşma fırsatı ortaya çıktı.
  Termal güç döngüsünün optimizasyonu dikkate alındığında, eş zamanlı ısı ve elektrik üretiminin en uygun maliyetli olduğu sonucu çıkmaktadır. Bu nedenle kombine ısı ve enerji santralleri, ısı tedarik kaynaklarının geliştirilmesinde ana stratejik yön haline gelmiştir.
  Yeni bir yakıt türüne (nükleer) geçerken benzer bir çözüme, yani yaratıma yönelmek oldukça doğal olacaktır. nükleer kombine ısı ve enerji santralleri (LATES). Ancak teknoloji tarihi, yeni bir enerji kaynağının özelliklerinin her zaman başka optimal çözümleri de beraberinde getirdiğini göstermektedir.
  Muhabir. Muhtemelen nükleer enerjinin gelişim tarihi zaten bu konumu doğruluyor mu?
  V. Sidorenko. Evet elbette. Nükleer santraller için buhar parametrelerinin seçimiyle ilgili bir örnek vereceğim.
  Gelişmeye başladıklarında, geleneksel termik santrallerin enerji döngüsünü iyileştirmenin ana yönü oldukça açık bir şekilde tanımlanmıştı: buharın aşırı ısıtılması. Bu da süperkritik parametrelere sahip birimlerin oluşturulmasına yol açtı. Ve böylece, nükleer enerji santrali için buhar çevrimi için en iyi seçeneği seçme zamanı geldiğinde, aşırı ısıtılmış buhar yerine doymuş buhar üzerinde karar kıldık; bunun, klasik termik enerji mühendisliği için çok alışılmadık bir durum olduğunu vurguluyorum. kızgın buharla bir döngü uygulamak için çok çaba harcıyor ve parametrelerini daha da arttırmaya çalışıyor.
  Nükleer santral tasarımcıları neden bu kararı verdi? Bir yandan, buharın doymuş bir durumdan, doğal olarak yüksek sıcaklıklar gerektiren aşırı ısıtılmış bir duruma geçişi sırasında, buhar, ısı içeriğini arttırır, ancak bu artış, buhar tarafından halihazırda birikmiş olanla karşılaştırıldığında nispeten küçüktür. suyun buharlaşması sonucu. Öte yandan, bir enerji santralinin tasarım özellikleri, işletiminin güvenilirliği ve nükleer yakıt kullanmanın verimliliği, büyük ölçüde nükleer reaktörde elde etmek istediğimiz sıcaklık seviyesine bağlıdır. Daha yüksek sıcaklıkların kullanılması, ısıya daha dayanıklı malzemelerin kullanılmasını zorlar ve bu, kural olarak, fisyon işlemi sırasında üretilen nötronların daha az ekonomik tüketimine yol açar (absorbsiyonları artar). Ve tüm bunlar, nükleer yakıt kullanımına ilişkin ekonomik göstergelerde bir zincirleme bozulmaya ve santralin maliyetinin artmasına yol açıyor.
  Tüm bu maliyetleri nükleer santralde buharın aşırı ısınmasının sağlayacağı faydalarla karşılaştırırsak, karşılaştırmanın aşırı ısınma lehine olmadığı ortaya çıkar. Esasen, bu durumda onu etkileyen şey tam olarak yeni termal birimin (nükleer reaktör) özgüllüğüdür. Nükleer santraller için, günümüz için en uygun teknolojinin (elbette esas olarak mevcut malzemeler dikkate alınarak), ortalama parametrelere sahip doymuş buharla geleneksel enerji için eski bir teknoloji olduğu ortaya çıktı; Aynı zamanda, nükleer santralin termal döngüsünün verimliliği oldukça iyi bir seviyede kalıyor -% 30-34.

ÜÇ YOL
  Muhabir. Bir nükleer santral için buhar parametrelerinin seçilmesinin mantığını ortaya koyan verdiğiniz örnek, açıkçası bir nükleer reaktörün neden yüksek sıcaklıkta ısı üretmek için henüz uygulama alanı bulamadığı sorusuna cevap olabilir. Yüksek sıcaklık reaktörünün verimli çalışması için gerekli malzemeler oluşturulduğunda, bu tür reaktörlerin metalurji ve kimya endüstrisinde kullanılmasının yanı sıra ısı temini açısından da kullanılmasını engelleyen tüm sorunlar muhtemelen ortadan kalkacaktır.
  V. Sidorenko. Kesinlikle doğru. Ve burada asıl soruya geliyoruz: Tartışılan tüm özellikleri hesaba katarak, ısı temini için bir nükleer reaktörün en rasyonel şekilde nasıl kullanılacağı?
  Bir nükleer enerji kaynağından merkezi ısı temininin üç yolu düşünülebilir.
  İlk olarak, enerji sektörümüz için kombine ısı ve enerji santrali (CHP) kullanılarak eş zamanlı elektrik ve ısı üretimine yönelik geleneksel yöntemin tekrarlanması, yani. bizim durumumuzda bu bir nükleer enerji santrali olacak - ATPP. Burada çalışma ısısı – buhar, ısısını ısıtma şebekesine bırakmadan önce öncelikle türbindeki potansiyelini harekete geçirerek elektrik üretmektedir. Aslında bu, böyle bir kombine yöntemin termodinamik verimliliğini, yani termal döngünün yüksek verimliliğini belirler.
  Hayal edilebilecek bir başka yol da şudur: Tüketiciye giden ısı, buhar türbini çevriminin buharından değil, doğrudan nükleer reaktörün ana soğutucusundan ısı alınarak elde edilir. Böylece, reaktör sınırında iki bağımsız ısı akışı vardır: biri yalnızca elektrik üretimi için, diğeri ise yalnızca ısı temini için (bu, sayfa 52'deki şemalarda açıkça açıklanmıştır).
  Isı kaynağının kendisini ayırırsak, üçüncü bir yöntem elde ederiz: birbirinden bağımsız ve bağımsız çalışan iki reaktör - biri elektrik üretmek için (nükleer enerji santrali), diğeri ise özellikle ısı temini için.
  Bu, yalnızca ısı üreten tek amaçlı bir nükleer ısı tedarik istasyonudur.
  Isı temini amacıyla, bazı durumlarda (bunlar hakkında daha sonra konuşacağız), çift amaçlı istasyonlar - ATPP değil, tek amaçlı istasyonlar - ACT inşa etmenin daha uygun olduğu ortaya çıktı. Bunu ne açıklıyor? Nükleer termik santraller söz konusu olduğunda, nükleer santraller için kullandığımız buhar parametrelerini aynı seviyede tutmak zorunda kalıyoruz. Termal enerji mühendisliğine göre önemli ölçüde daha düşük sıcaklıkların kullanılması (bu, daha önce de belirtildiği gibi, nükleer reaktörün özelliklerine bağlıdır), ısının çift amaçlı kullanımının verimliliğinin temelini baltalamaktadır. Sonuçta, geleneksel bir kombine ısı ve enerji santrali, aşırı ısıtılmış buhar döngüsüne dayanmaktadır. Isıtma amacıyla kazandaki suyu ısıtmak için türbinden alınan buharın bir kısmı, halihazırda elektrik üretimi potansiyelinin önemli bir kısmını kullanmıştır. Ancak bir nükleer santralde kullanılan ortalama parametrelerin doymuş buharı daha az başlangıç ​​​​enerji rezervine sahiptir, dolayısıyla katılımıyla elde edilen elektrik miktarı da daha azdır.
  Tek bir ünitede elektrik ve ısının birleşik üretiminin temel faydası hakkındaki genel görüş elbette yürürlüktedir, ancak ATPP'yi fosil yakıtlarla çalışan birleşik ısı ve enerji santrali ile karşılaştırırken, bugünün avantajı şu taraftadır: ikincisi.

ANA KRİTER VERİMLİLİK
  Muhabir. Ancak nükleer santrallerde elektriğin ayrı, ACT'de ise ısının ayrı üretilmesi planını kabul edersek, türbinde daha fazla ısının kaybolması nedeniyle nükleer santralin verimliliğini kaybetmez miyiz? kondansatörler, her zaman bir nükleer santralinkinden daha mı azdır?
  V. Sidorenko Belirli bir yöntemin toplam verimliliğini değerlendirmek, bunları bazı ekonomik göstergelere göre karşılaştırmak için yalnızca verimlilik değerine güvenmek yeterli değildir: sonuçta döngünün yalnızca termodinamik verimliliğini karakterize eder. Sadece nihai enerji türünün üretimi için spesifik yakıt tüketimini değil aynı zamanda diğer bileşenleri de dikkate alan daha genel bir ekonomik göstergenin alınması gerekmektedir.
  Bu bileşenler nelerdir? Her şeyden önce, enerji kaynağının kendisini inşa etmenin sermaye maliyetleri. Bu seçenekler için önemli ölçüde veya her durumda gözle görülür derecede farklı olabilirler. Özellikle, bir nükleer santralin nükleer santral ile aynı reaktör parametrelerine sahip olması, ancak elektriğe ek olarak ısı üretmesi için biraz daha karmaşık olması gerektiğinden, nükleer santralden biraz daha pahalı olacaktır. spesifik göstergeler açısından santral. Öte yandan, ACT, özellikleri (düşük sıcaklıklarda çalışma) nedeniyle, belirli sermaye maliyeti göstergeleri açısından ATPP'den daha ucuz olacaktır. Isı tedarikini düzenlemek için farklı seçenekleri karşılaştırmak için zaten açık bir fırsat var: daha ucuz bir ACT ve ortalama maliyetli bir nükleer enerji santrali veya daha yüksek maliyetli bir ATPP, ancak daha iyi çevrim verimliliği, yani maksimum yakıt kullanımı sağlıyor.
  ATPP'nin seçeneklerin karşılaştırılmasına önemli katkı sağlayan bir teknik özelliği daha dikkate alınmalıdır. Isıyı enerji kaynağından tüketiciye ulaştırmak için ağ kurmanın maliyetlerinden bahsediyoruz.
  Uygulamamızda nükleer santraller sıhhi standartlara uygun olarak büyük yerleşim alanlarına en az 20 km uzaklıkta bulunmaktadır. Ve onlarca kilometrelik ek rota inşa etme ihtiyacı elbette ATPP'den ısı temini maliyetlerini artırıyor.
  Mevcut bilgi düzeyi ve teknolojinin gelişmesiyle, herhangi bir nükleer enerji kaynağı kullanıldığında, çekirdeğin herhangi bir ısı ve enerji yoğunluğunda ve herhangi bir parametrede gerekli sıhhi gereksinimleri karşılayabiliyoruz. Her şey doğal olarak maliyet miktarına inecek. Aynı zamanda daha düşük sıcaklık seviyesine ve daha düşük çekirdek yoğunluğuna sahip bir enerji kaynağı, bunun için daha ucuz teknik çözümler gerektirir. Bu nedenle, ACT durumunda, en beklenmedik dış ve iç hasarlara karşı güvenilir bir şekilde sigortalamamıza olanak tanıyan makul, uygun maliyetli teknik araçları kullanabiliriz. Sonuç olarak, bir nükleer ısı kaynağı kaynağını nüfuslu bir bölgeye yaklaştırmak mümkün hale gelir. Sonuç olarak termal yollar kısalmakta ve dolayısıyla ekonomik maliyetlerin başka bir bileşenini etkilemek mümkün olmaktadır.
  Şimdiye kadar sadece ısıtma şebekesinin maliyetlerini hesaba kattık, ancak bunlar sadece parayı değil aynı zamanda toprağı da "yutuyor". Bu nedenle, döşeme yolları için arazi tahsisindeki zorluklar, bu ısıtma şebekelerinin maliyetinden daha az önemli bir faktör olmayabilir.
  Belirli bir durumda, belirli bir alana elektrik ve ısı arzının oranları gibi bir faktör de önemli olabilir. Önceki yıllarda geliştirilen enerji arzının özellikleri nedeniyle, bir bölge, elektrikle oldukça iyi bir şekilde beslenmesine rağmen, örneğin akut bir termal enerji sıkıntısı yaşayabilir. Bu koşullar altında çift amaçlı bir istasyonun, özellikle de bir ACHPP'nin inşası, fazla miktarda elektriğin dışarıya aktarılması gerekmesine yol açacak ve bu aynı zamanda bu ısı tedarik yönteminin maliyetini de artıracaktır.
  Muhabir. Çeşitli seçeneklerin etkinliğine ilişkin hesaplamalar ve bunların karşılaştırılması neyi gösteriyor?
  V. Sidorenko. Ülkemizin çeşitli bölgelerindeki enerji tüketiminin özelliklerini, enerji kaynaklarının sağlanmasını ve diğer birçok faktörü dikkate alan tüm teknik ve ekonomik çalışmalar, önümüzdeki on yılda hem ACT'nin hem de ACT'nin kullanılacağı alanlar ve alanlar olduğunu ikna edici bir şekilde göstermektedir. ve ATPP mümkündür ve bu tür nükleer ısı tedarikinin maksimum düzeyde geliştirilmesi gerekir, bu özellikle SSCB'nin Avrupa kısmı için geçerlidir.

GÜVENİLİRLİK...
  V. Sidorenko . Diğer tüm kararları belirleyen ana koşulun, reaktörün maksimum güvenilirliği ve en katı sıhhi gerekliliklere uygunluk olduğunu bir kez daha vurgulamak isterim. Tasarımın basitliği bu sorunları çözmenin anahtarıdır. Bir yandan tasarımın basitliği, reaktörün bir enerji kaynağı olarak güvenilirliğini büyük ölçüde belirlerken, diğer yandan diğer birçok önemli sorunun ekonomik çözümünün önünü açıyor.
  Reaktörün tasarımını basitleştirme olasılığı, kullanım fikrinde yatmaktadır: yalnızca düşük potansiyelli ısı üretimi için. Tek amaçlı reaktörün, güç reaktörüne kıyasla çok daha düşük sıcaklıklarda çalıştığını hatırlatmama izin verin. Ayrıca çekirdeğinin termal yoğunluğu önemli ölçüde daha düşük olacak şekilde seçilmiştir. Bu tür basitleştirilmiş çalışma koşulları, soğutucunun birincil devrede, yani reaktör çekirdeği boyunca zorla hareket etmesinin önlenmesini mümkün kılar. Ve eğer öyleyse, sirkülasyon pompalarına, bunların güç kaynağı sistemlerine ve diğer yardımcı ekipmanlara gerek yoktur; bunun amacı, tüm bu mekanizmaların, aletlerin ve cihazların güvenilir şekilde çalışmasını sağlamaktır.
  Muhabir. Pompa yoksa hangi kuvvetler suyu reaktör çekirdeğinde dolaşmaya zorlayacak?
  V. Sidorenko. Çekirdeğin üst kısmından çıkan sıcak suyun yoğunluğu, ısı eşanjöründe soğutulan (burada ısısının bir kısmını başka bir devredeki suya aktaran) ve çekirdeğe alttan giren suyun yoğunluğundan daha azdır. Yoğunluktaki bu farklılık sayesinde suyun dışarıdan yardım almadan aşağıdan yukarıya doğru doğal hareketi gerçekleşir.
  Doğal dolaşıma geçiş, ilk olarak, söylediğim gibi, mekanizmalar olmadan yapılmasına izin verir, bunların yokluğu kendi içinde kurulumun güvenilirliğini artırır ve bakımını kolaylaştırır ve ikincisi, doğal dolaşımın dış güç kaynaklarından bağımsızlığı ortadan kaldırır. Güç kaynağı sisteminde meydana gelebilecek her türlü hasar.
  Burada sadece ısı üretmek üzere tasarlanmış bir nükleer enerji kaynağının özellikleri açıkça ortaya konulmaktadır. Hepsi tek bir düğüm halinde toplanmış gibi görünüyor. Reaktörün enerji yoğunluğunu azaltarak tasarımı basitleştirmeyi başardık: son derece hantal ve karmaşık zorunlu sirkülasyon sisteminin tamamını ortadan kaldırdık.
  Bu karar bir sonraki önemli adımın yolunu açtı.

YENİDEN GÜVENİLİRLİK...
  Bir nükleer santraldeki ekipmana gelen her türlü hasarın ana kaynağı, genellikle dallanmış bir sirkülasyon devresi ve reaktör tesisinin çalışmasını sağlayan kapsamlı bir yardımcı boru hattı sistemi ile ilişkilidir. Bu nedenle, potansiyel kaza oranını azaltmak ve böylece güvenilirliği artırmak isteyerek, ikincil boru hattı ağını "yok etmeye" çalışıyorlar. Böylece zorunlu sirkülasyondan vazgeçerek bu sorunun çözümünü kolaylaştırmış olduk. Harici sirkülasyon döngüsü çıkarılabilir ve ısı değiştiricinin reaktör kabı içerisine yerleştirilmesiyle doğal sirkülasyon düzenlenebilir.
  Böylece benimsenen tasarım çözümleri sayesinde reaktörün entegre yerleşimini uygulamak mümkündür. Bu şema ile, yalnızca ısının ısıtma ağına aktarılacağı ikinci ara devrenin boru hatlarının ve düzenleme ve koruma sisteminin kontrol mekanizmalarının reaktör kabının dışına çıkarılması gerekir.
  Muhabir. Böyle bir reaktörün büyüklüğü ne olacak? Sonuçta, basınçlı su güç reaktörünün gövdesi zaten oldukça büyük, örneğin 440 MW gücünde, çapı 4 m'ye ve yüksekliği yaklaşık 20 m'ye ulaşıyor?
  V, Sidorenko. Elbette entegre düzen, kasanın boyutlarında hafif bir artışa yol açıyor. Ancak bu tür kasaların üretimi teknolojik bir görev haline gelmiyor. Bunun nedeni, düşük sıcaklıkta ısı üretmek için bir reaktörün kullanılmasının, mahfaza içindeki basıncın on kat azaltılarak 150-160 atm'den (15-16 MPa) maksimum 15'e düşürülmesini mümkün kılmasıdır. 20 atmosfer (1,5-2 MPa) . Bu, kazan duvarının kalınlığının yüksek güçlü reaktörlerde olduğu gibi 150-200 mm değil, 30-40 mm olabileceği anlamına gelir. Bu sayede üretim teknolojisi büyük ölçüde basitleştirilmiştir. 500 MW gücündeki reaktör kabının çapı - yani 1000 MW ACT'nin monte edildiği bu tür iki bloktan - 6 m'yi geçmiyor Ve bu, izin verilen demiryolu boyutlarının (yaklaşık 4,5 m) ötesine geçse de, orada. ulaşımda özel bir zorluk ortaya çıkmıyor mu? Duvar kalınlığının daha küçük olması nedeniyle reaktörün ağırlığı çok büyük değildir ve karayolu ve su yoluyla taşınabilir.
  ACT reaktörünün tasarım özelliklerine dönelim.
  Bünyesindeki doğal dolaşım ve entegre yerleşim, ACT'nin güvenilirliğini artırmak için bir adım daha atmayı oldukça kolaylaştırıyor.

VE YENİDEN GÜVENİLİRLİK
  Muhabir. Oldukça sık - ve bu oldukça doğal - güvenilirlik sorununa yöneliyorsunuz. Değerlendirmek için hangi kriterler kullanılıyor?
  V. Sidorenko. Bir nükleer santral için dahili teknik nedenlerden kaynaklanan maksimum hasarın genellikle birincil veya ikincil devrenin en büyük çaplı boru hattının kopması olduğu kabul edilir. Buna dayanarak istasyon, hasarı etkisiz hale getirebilecek ve bu tür hasarın olası tüm sonuçlarını yerelleştirebilecek gerekli tüm teknik araçlarla donatılmıştır.
  Reaktör kabının veya diğer ekipmanın patlaması, nükleer enerji santralleri için genellikle dikkate alınmaz çünkü bunlar son derece olası olmayan olaylar olarak kabul edilir.
  ACT'in çalışmasının özelliği şehre yakınlığıdır.- bizi bu son derece nadir yaralanmaları bile hesaba katmaya zorluyor. Bunu yapmak için, yalnızca boru hattının yırtılması durumunda değil, aynı zamanda reaktör kabının hasar görmesi durumunda da ACT için gerekli sıhhi çalışma koşullarını sağlayabilecek teknik araçların oluşturulması gerekmektedir.
  ACT reaktörünün özellikleri (doğal sirkülasyon ve entegre yerleşimin yanı sıra kap içindeki düşük basıncın kullanılması), bu sorunun kabul edilebilir bir maliyetle başarılı bir şekilde çözülmesini mümkün kılar. Ve bu, oldukça basit bir tasarımın yaratılmasına geliyor: Ana, yük taşıyan gövdenin muayene olasılığını dışlamayacak olan ikinci bir güvenlik muhafazası, ana unsur olarak güvenilirliğine ilişkin gereksinimlerimizi hiçbir şekilde zayıflatmayacaktır. tesisin hacmini, reaktörün tüm dolumunu ve radyoaktif maddeler içeren tüm soğutucuyu tamamen kısıtlamamıza izin verecektir.
  İşte böylesine ekstrem bir olayın modeli. Ana gövdenin yırtılması halinde, soğutucunun kapladığı iç hacim bir miktar artacak ve buna bağlı olarak basınç da yaklaşık %30 düşecek; su seviyesi düşse de yine de tüm çekirdeği kaplayacak ve soğumasını sağlayacaktır. İşletim ve koruyucu ekipmanın özellikleri arasındaki bu uyum sayesinde çekirdeğin güvenilir bir şekilde soğutulması sağlanır.

ÖNEMLİ KATKI
  Muhabir. Bu tür reaktörlere sahip ACT'ler ne zaman ve nerede inşa edilecek? Nükleer ısı tedarikinin geliştirilmesine yönelik acil beklentiler nelerdir?
  V. Sidorenko. İki ana ACT'nin inşaatı halihazırda başladı: Gorki ve Voronej yakınında. Her biri iki bloktan oluşuyor; her biri 500 MW'lık iki reaktör, yani toplam 1000 MW kapasite. Şantiyeler şehrin dışında, 1,5-2 km uzaklıkta bulunuyor. ACT, her birinde yaklaşık 300-400 bin kişinin yaşadığı Gorki ve Voronej bölgelerine ısı sağlayacak. Bu istasyonların birkaç yıl içinde faaliyete geçmesi bekleniyor.
  Nükleer ısı temini beklentilerinden bahsederken, ACT'nin bir diğer önemli özelliğine dikkat çekmek istiyorum. Çalışma parametreleri ve modları, istasyonların ek bir ısı kaynağı olarak mevcut ağlara sığacak şekilde tasarlanmıştır. Bu tür yeni güçlü merkezi kaynakların oluşturulması, fosil yakıtlarla çalışan eski tesislerin sökülmesine ve teknik olarak gelişmiş ancak küçük olanların, çoğunlukla soğuk mevsimde meydana gelen pik yük modlarında kullanılmasına olanak tanıyacaktır. ACT, yükün temel kısmını üstlenecek.
  Kontrol edilebilirlik açısından ACT, çok önemli olan ısı dağılımının düzenlenmesi açısından ısıtma ağlarının yönetimine herhangi bir özel gereksinim getirmeyen çok esnek bir ünitedir. Prensip olarak ACT pik yükü karşılayabilir ancak bir nükleer enerji santrali için, sermaye yoğun ekipmanlarda olduğu gibi (sermaye yatırımları büyüktür ve yakıt bileşeni küçüktür), en ekonomik mod mümkün olan maksimum sabit güçtür, yani , temel olan. ***   Sonuç olarak bir açıklama yapacağım SSCB Bilimler Akademisi Başkan Yardımcısı, Akademisyen A.P. Aleksandrov nükleer ısı tedarikinin geliştirilmesine yönelik beklentiler üzerine. ACT'nin bu konudaki rolünü değerlendirerek, yeni beş yıllık planda “1990 yılına kadar bu tür istasyonların inşasının SSCB'nin birkaç yüz yerleşim yerinde anlamlı olacağını, çünkü ACT'nin tasarruf edeceğini” yazıyor. Ülkedeki mevcut üretimin üçte birine eşit miktarda petrol. Bu, ülke ekonomisine önemli bir katkı sağlayacak ve en önemlisi atom ısısı, fosil yakıtlarla çalışan kazan dairelerinin sağladığı ısıdan iki kat daha ucuz olacak.” ***
  yazar hakkında.
  (d. 1929) - Rus bilim adamı, Rusya Bilimler Akademisi'nin ilgili üyesi (1991; 1981'den beri SSCB Bilimler Akademisi'nin ilgili üyesi).
  Rusya Federasyonu Atom Enerjisinden Sorumlu Bakan Yardımcısı (1993-1996)
  "Atom Enerjisi", "Doğa" dergilerinin yayın kurulu üyesi;
  IAEA Genel Direktörüne bağlı Uluslararası Nükleer Güvenlik Danışma Grubu üyesi.
  SSCB Devlet Ödülü'nün iki kez sahibi.
  Nükleer santraller için reaktörlerin oluşturulmasına yönelik ana çalışmalar.
***
Nükleer ısı tedarik istasyonları hakkında modern bilgiler.
  Voronej AST(Novoronezh NPP ile karıştırılmamalıdır) - her biri 500 MW kapasiteli iki güç ünitesinden oluşan bir nükleer ısı tedarik istasyonu (VAST), merkezi ısı tedarik sisteminde temel modda yıl boyunca çalışmak üzere tasarlanmıştır. Şehirdeki mevcut ısı sıkıntısını karşılamak için Voronezh (VAST'ın şehrin yıllık ısı ve sıcak su ihtiyacının% 23'ünü sağlaması gerekiyordu). İstasyonun inşaatı 1983'ten 1990'a kadar sürdü ve şu anda donmuş durumda.
  Vikipedi

  Nükleer ısı tedarik istasyonu.
  25.07.2010
  Rusya, nükleer ısı tedarik istasyonları inşa etme seçeneklerinin ciddi şekilde değerlendirildiği tek ülkedir. Bu, Rusya'da binalar için merkezi bir su ısıtma sisteminin bulunmasıyla açıklanmaktadır; bu sistemin varlığında nükleer santrallerin yalnızca elektrik değil aynı zamanda termal enerji üretmek için kullanılması da tavsiye edilir.

Bu tür istasyonların ilk projeleri 20. yüzyılın 70'li yıllarında geliştirildi, ancak 80'li yılların sonlarında meydana gelen ekonomik çalkantılar ve şiddetli halk muhalefeti nedeniyle hiçbiri tam olarak hayata geçirilemedi. Bunun istisnası, Kuzey Kutbu'ndaki Bilibino köyüne (10 bin nüfuslu) ve yerel madencilik işletmelerine ve ayrıca savunma reaktörlerine (asıl görevi enerji üretimi olan) ısı ve elektrik sağlayan küçük kapasiteli Bilibino nükleer santralidir. plütonyum):

Seversk ve Tomsk'a ısı sağlayan Sibirya Nükleer Santrali.
  1964'ten beri Zheleznogorsk şehrine termal ve elektrik enerjisi sağlayan Krasnoyarsk Madencilik ve Kimya Kombinesindeki ADE-2 reaktörü.
  Prensip olarak VVER-1000'e benzer reaktör bazlı aşağıdaki AST'lerin inşaatına da başlandı:

Voronej AST (Novovoronej NPP ile karıştırılmamalıdır)
  Gorki AST
  Ivanovo AST (yalnızca planlanmıştır)
  Üç AST'nin de inşaatı 1980'lerin ikinci yarısında veya 1990'ların başında durduruldu.

Şu anda (2006), Rosenergoatom endişesi Arkhangelsk, Pevek ve diğer kutup şehirleri için nükleer buz kırıcılarda kullanılan KLT-40 reaktör tesisine dayalı yüzen bir nükleer enerji santrali inşa etmeyi planlıyor. Elena reaktörünü temel alan küçük, gözetimsiz bir AST ve mobil (demiryoluyla) Angstrem reaktör ünitesi seçeneği mevcut.

Gorki nükleer ısı tedarik tesisi, inşaatı 1980'lerin başında başlayan, ancak halk protestoları ve elbette Birliğin çöküşü de dahil olmak üzere bir dizi nedenden dolayı hiçbir zaman tamamlanamayan ülkemizdeki iki AST'den biridir.
İstasyon tamamlanmadı, reaktör kurulumu tamamlanmadı, yakıt getirmeyi bile düşünmediler…

Gorki AST'nin (GAST) inşaatı 1982'de başladı.
İstasyon, GI VNIPIET'in tasarımına göre inşa edildi ve birim termal gücü 500 MW olan AST-500 reaktör ünitelerine sahip iki güç ünitesini içeriyordu. Her ünitenin, 1,6 MPa'ya kadar basınç ve 150 °C'ye kadar sıcaklıkta sıcak su şeklinde 430 Gcal/saat miktarında ısı kaynağı sağlaması gerekiyordu. GAST'ın Gorki'nin Nagorny kısmına termal enerji sağlaması planlandı. GAST faaliyete geçtiğinde şehrin Yayla kesiminde çeşitli kapasitelerde yaklaşık 300 düşük verimli kazan dairesinin kapatılması planlandı.

Ana ısı kaynağı GAST'a dayalı merkezi ısıtma sisteminin yapısı aşağıdaki gibidir:
■ temel ısı kaynağı - 1000 MW (2x500 MW) kurulu termal güce sahip GAST;
■ tepe kazan daireleri (PB) - termal kapasitesi 35 ila 750 MW arasında olan beş mevcut endüstriyel ve ısıtma kazan dairesi;
■ ana ısıtma ağları - çıkmaz dallara sahip halka;
■ bağımlı ve bağımsız şemalar kullanarak ana ısıtma ağlarını bağlamak için ısı tedarik dağıtım istasyonları (HDS).
Kentin yüksek kesimlerindeki bölgesel ısıtma sistemi tarafından sağlanan toplam ısı yükü yaklaşık 2380 MW'tır.
GAST esaslı merkezi ısıtma sisteminde ısı temini, 5,8 GWh'i GAST'tan (%78) olmak üzere yaklaşık 7,4 GWh tutarında planlandı.
Termal gücün ısıtma sisteminden transit ısıtma ağlarına iletilmesi, dönüş boru hattındaki 70 * C giriş sıcaklığında maksimum 150 * C sıcaklığa sahip bir soğutucu - şebeke suyu ile sağlandı.
Büyük PC'ler, AST'ye paralel transit ısıtma ağlarına ücretsiz termal güç sağlama olanağıyla "yarı tepe" olacak şekilde tasarlandı
GAST'ın transit ısıtma ağlarının toplam uzunluğu yaklaşık 30 km'dir. Arazi, mutlak yükseklikleri 90 ila 200 m arasında değişkendir. Transit boru hatlarının çapları 800, 1000 ve 1200 mm'dir. Pompa hidrofor istasyonları PCT'de bulunuyordu.
GAST'a dayalı bir merkezi ısıtma sistemi geliştirirken, aşağıdakiler de dahil olmak üzere birçok yeni teknolojik çözüm kullanıldı:
1. tedarik boru hatlarındaki soğutucunun sabit sıcaklığı ile transit ısıtma ağlarında ısı tedarikinin niceliksel düzenlenmesi: ısıtma döneminde - 150 *C, yaz aylarında - 90 *C;
2. +3 * C'nin altındaki dış sıcaklıklarda 1000 MW'ın üzerindeki ısı tüketim seviyelerinde bilgisayarın sıralı açılması (kapatılması) ve termal gücünün değiştirilmesi;
3. PC'yi transit ısı ağları aracılığıyla AST'ye bağlama şeması - uzun mesafeli ısı tedariki için geleneksel sıralı değil paralel;
4. GAST'ın stabil çalışması için ilave su depolama tanklarında (her biri 10.000 m3'lük 2 tank) ısı birikmesi.

Burada, Gorki şehrinin nehir ötesi kısmına ısı sağlamak için, yakınlarda birkaç küçük sanayi şehrinin bulunduğu göz önüne alındığında, güç sağlamak için VVER-1000 reaktörlerine sahip bir ATPP inşa edilmesinin önerildiğini belirtmekte fayda var. sadece şehrin nehir ötesi kısmına değil, aynı zamanda Dzerzhinsk, Zavolzhye, Pravdinsk, Balakhna ve diğer yerleşim yerlerine de. Nükleer enerji santralinin yerini belirlemek için üç seçenek benimsendi ve her üç tesiste de kapsamlı bir araştırma çalışması yürütüldü. İlgili fizibilite çalışması 1986 yılında GoTEP tarafından geliştirildi, ancak bu planlar kağıt üzerinde kaldı.

GAST'ın inşasının belirleyici aşamaları Çernobil olaylarıyla, ardından güç yapılarının "kırılmasıyla" ve "perestroyka" dönemindeki şiddetli siyasi mücadeleyle çakıştı.
1988 yılının ortalarında, Gorki'de GAST inşaatını durdurmak için bir halk hareketi başladı (yerel basında çıkan makaleler, GAST inşaatının yasaklanmasıyla ilgili sloganlı gösteriler ve mitingler, referandum talepleri).
IAEA tarafından 1989 yılında proje ve istasyon hakkında gerçekleştirilen uluslararası incelemenin olumlu sonucu, bu inceleme kamuoyunun talebi üzerine yapılmış olmasına rağmen, GAST'a karşı genel havayı değiştiremedi.
Nijniy Novgorod Bölge Halk Temsilcileri Konseyi, halkın görüşünü dikkate alarak istasyonun inşaatının devamına karşı çıktı ve Ağustos 1990'da “GAST inşaatının sona erdirilmesine ilişkin” bir karar aldı.

Rusya, nükleer ısı tedarik istasyonları inşa etme seçeneklerinin ciddi şekilde değerlendirildiği tek ülkedir. Bu, Rusya'da binalar için merkezi bir su ısıtma sisteminin bulunmasıyla açıklanmaktadır; bu sistemin varlığında nükleer santrallerin yalnızca elektrik değil aynı zamanda termal enerji üretmek için kullanılması da tavsiye edilir. Bu tür istasyonların ilk projeleri 20. yüzyılın 70'li yıllarında geliştirildi, ancak 80'li yılların sonlarında yaşanan ekonomik çalkantılar ve halkın şiddetli muhalefeti nedeniyle hiçbiri tam olarak hayata geçirilemedi. Bunun istisnası, Kuzey Kutbu'ndaki Bilibino köyüne (10 bin nüfuslu) ve yerel madencilik işletmelerine ve ayrıca savunma reaktörlerine (asıl görevi enerji üretimi olan) ısı ve elektrik sağlayan küçük kapasiteli Bilibino nükleer santralidir. plütonyum):

• Seversk ve Tomsk'a ısı sağlayan Sibirya Nükleer Santrali.
• Krasnoyarsk Madencilik ve Kimya Kombinesindeki ADE-2 reaktörü, 1964'ten 2010'da kapatılmasına kadar Zheleznogorsk şehrine termal ve elektrik enerjisi sağladı.

Prensip olarak VVER-1000'e benzer reaktör bazlı aşağıdaki AST'lerin yapımına da başlandı:

• Voronej AST (Novovoronej NPP ile karıştırılmamalıdır)
• Gorki AST
• Ivanovo AST (yalnızca planlanmıştır)

Üç AST'nin de inşaatı 1980'lerin ikinci yarısında veya 1990'ların başında durduruldu.

Şu anda (2006), Rosenergoatom endişesi Arkhangelsk, Pevek ve diğer kutup şehirleri için nükleer buz kırıcılarda kullanılan KLT-40 reaktör tesisine dayalı yüzen bir nükleer enerji santrali inşa etmeyi planlıyor. Elena reaktörünü temel alan küçük, gözetimsiz bir AST ve mobil (demiryoluyla) Angstrem reaktör ünitesi seçeneği mevcut.

[değiştir] Avantajlar ve dezavantajlar

Ana avantaj, kullanılan küçük yakıt hacmi nedeniyle yakıt kaynaklarından pratik bağımsızlıktır; örneğin, 1-1,5 yılda bir VVER-1000 reaktörü ile güç ünitesi başına toplam 41 ton kütleye sahip 54 yakıt düzeneği (karşılaştırma için Troitskaya) 2000 MW kapasiteli GRES tek başına günde iki tren dolusu kömür yakıyor). Nükleer yakıtın taşınmasının maliyeti, geleneksel yakıtın aksine ihmal edilebilir düzeydedir. Rusya'da bu özellikle Avrupa kısmında önemlidir, çünkü Sibirya'dan kömür teslimatı çok pahalıdır.

Nükleer santralin büyük bir avantajı göreceli çevre temizliğidir. Termik santrallerde, 1000 MW kurulu güç başına kükürt dioksit, azot oksitler, karbon oksitler, hidrokarbonlar, aldehitler ve uçucu küllerden oluşan zararlı maddelerin yıllık toplam emisyonu, gaz yakıtlı termik santralde yılda yaklaşık 13.000 ton arasında değişmektedir. toz kömürlü termik santrallerdeki tesis sayısı 165.000'e çıktı. Nükleer santrallerde böyle bir emisyon yoktur. 1000 MW kapasiteli bir termik santral, yakıtı oksitlemek için yılda 8 milyon ton oksijen tüketirken, nükleer santraller ise hiç oksijen tüketmemektedir. Ek olarak, bir kömür istasyonu daha büyük miktarda spesifik (üretilen elektrik birimi başına) radyoaktif madde salınımına neden olur. Kömür her zaman doğal radyoaktif maddeler içerir; kömür yakıldığında neredeyse tamamen dış ortama karışır. Aynı zamanda termik santrallerden kaynaklanan emisyonların spesifik aktivitesi nükleer santrallerden birkaç kat daha yüksektir. Nükleer santrallerin çevre açısından geleneksel CPP'lere göre daha düşük olmasının tek faktörü, türbin kondansatörlerini soğutmak için proses suyunun yüksek tüketiminden kaynaklanan termal kirliliktir; bu, nükleer santrallerde daha düşük verimlilik nedeniyle biraz daha yüksektir (%35'ten fazla değil) ancak bu faktör su ekosistemleri için önemlidir ve modern nükleer santrallerin çoğunlukla yapay olarak oluşturulmuş kendi soğutma rezervuarları vardır, hatta soğutma kuleleri tarafından soğutulurlar. Ayrıca, bazı nükleer santraller şehirlere ısıtma ve sıcak su temini ihtiyaçları için ısının bir kısmını uzaklaştırır, bu da verimsiz ısı kayıplarını azaltır; enerji-biyolojik komplekslerde (balık) “fazla” ısının kullanılmasına yönelik mevcut ve ümit verici projeler vardır. çiftçilik, istiridye yetiştiriciliği, seraların ısıtılması vb.). Ayrıca gelecekte nükleer santralleri gaz türbin üniteleriyle birleştiren, mevcut nükleer santrallere “eklentiler” de dahil olmak üzere, termik santrallere benzer verimlilik elde edilmesini sağlayacak projelerin hayata geçirilmesi mümkündür.

Rusya da dahil olmak üzere çoğu ülke için nükleer santrallerde elektrik üretmek, toz kömürden ve özellikle de gaz-petrol termik santrallerinden daha pahalı değil. Nükleer santrallerin üretilen elektriğin maliyetindeki avantajı özellikle 70'li yılların başında başlayan sözde enerji krizleri sırasında fark ediliyor. Düşen petrol fiyatları nükleer santrallerin rekabet gücünü otomatik olarak azaltıyor.

Nükleer santral kurmanın maliyeti termik santrallerin inşasıyla hemen hemen aynı seviyede veya biraz daha yüksek.

Nükleer santrallerin ana dezavantajı, kazaların ciddi sonuçlarıdır; nükleer santraller, maksimum tasarıma dayalı kaza durumunda bile çekirdek erimesinin hariç tutulmasını sağlayan çoklu rezervlere ve fazlalıklara sahip oldukça karmaşık güvenlik sistemleriyle donatılmıştır ( reaktör sirkülasyon devresi boru hattının yerel olarak tamamen enine yırtılması).

Nükleer santraller için ciddi bir sorun, kaynakları tükendikten sonra devre dışı bırakılmalarıdır; tahminlere göre bu, inşaat maliyetinin %20'sine kadar çıkabilmektedir.

Bir dizi teknik nedenden ötürü, nükleer santrallerin manevra modlarında çalışması, yani elektrik yükü çizelgesinin değişken kısmını kapsaması son derece istenmeyen bir durumdur.

Elektrik ve termal enerji üreten düşük güçlü kanallı uranyum-grafit reaktörleri ile. İlk nesil konuşmacılara aittirler.

Rusya'nın ilk endüstriyel nükleer termik santraline (CHP), yakıt kanallarında kaynar su ve doğal soğutucu sirkülasyonuna sahip bir su-grafit reaktörü kuruldu. Doğal sirkülasyon devresi, bir ayırıcı tambura kapatılmış altı döngüden oluşur. Buhar, ayırıcı tamburlardan 12 MW'lık bir türbine ve ardından kazan ünitelerine girer. Bağlantılı ısı yükünün artmasıyla birlikte termik santral için spesifik sermaye yatırımları ve göreceli seviyelendirilmiş maliyetler azalır. 1200 MW'ı aşan ısı yüküyle ATPP, fosil yakıtlarla çalışan bir CHPP'den daha verimli hale geliyor. Bu nedenle günümüzde VVER-1000 reaktörlerinin ve yoğuşma-kojenerasyon türbinlerinin kurulumuyla nükleer santrallere yönelik projeler geliştirilmektedir.

Nükleer ısı tedarik istasyonları

Nükleer santrallerin önemli bir kullanım alanı ısı teminidir. Nükleer enerjinin ısıtma ve sıcak su temini için düşük dereceli ısı üretimine dahil edilmesi, fosil yakıt tüketiminin payını azaltma ve böylece hava kirliliği ve su kütlelerinin ısınmasıyla ilişkili çevre sorununun çözümüne katkıda bulunma arzusundan kaynaklanmaktadır.

Konaklama nükleer ısı tedarik tesisi (ACT) Büyük nüfuslu alanların yakınında, ana boru hatlarının yüksek maliyeti nedeniyle kabul edilebilir ekonomik göstergelerin elde edilmesi gerekliliğinden kaynaklanmaktadır. ACT için yüksek güvenlik göstergelerinin sağlanması, bizi reaktör devresinin geleneksel devre, mod ve yerleşim çözümlerini yeniden düşünmeye zorladı. Reaktör tipini seçerken önemli argümanlardan biri, doğal soğutucu sirkülasyonlu evsel kaynar su basınçlı kap reaktörü VK-50'nin uzun vadeli başarılı çalışmasıydı.

Rusya'da Gorki ve Voronej'de iki büyük AST-500 inşa edildi. Ancak Çernobil felaketinden sonra halkın protestoları nedeniyle hiçbir zaman faaliyete geçilmedi. Reaktör tesisinin yüksek güvenilirliğini ve emniyetini sağlamak amacıyla AST-500'e aşağıdaki temel teknik çözümler dahil edilmiştir:

• birincil devrede doğal soğutucu sirkülasyonu, ana sirkülasyon pompasının olmaması;
• üç devreli reaktör tesisi şeması [ilk devredeki basınç 1,6 MPa'dır (VVER'den daha düşük bir büyüklük sırası), ikinci devrede - 1,2 MPa, üçüncüde - 1,6 MPa: ara devredeki basınç, üçüncüsü, ikincil devreden gelen sızıntının tüketiciye sağlanan şebeke suyuna girmesini önleyen];
• birincil devre ekipmanının entegre düzeni, devrenin dallanmasını en aza indirmeyi ve büyük çaplı boru hatlarının kullanımını önlemeyi mümkün kıldı;
• çekirdeğin düşük özgül enerji yoğunluğu, çekirdek soğutmanın güvenilirliğini artırmaya ve acil durum sonuçlarının düzeyini azaltmaya yardımcı olur;
• ana reaktör kabının basıncının düşürülmesi ve çift reaktör kabının kullanılması nedeniyle radyoaktif ürünlerin lokalizasyonu sırasında çekirdeğin su altında korunmasının sağlanması; reaktörün kazalara karşı yüksek derecede korunması, üç döngüden ikisi arızalansa bile artık enerji salınımının ortadan kaldırılmasının mümkün olduğu üç döngülü bir ısı giderme sistemi ve bir dizi başka devre kullanılarak sağlanır. ve yerleşim çözümleri.

AST-500'ün İsveç-Finlandiya projesi ACT Secure ve Fransız ACT Thermos ile karşılaştırıldığında temel özellikleri aşağıdaki tabloda gösterilmektedir. AST-500'ün birinci ve ara devreleri ayrıca soğutucunun temizlenmesi ve yenilenmesi için sistemler, gaz dengeleme sistemleri ve acil ısı giderme bypass'ı içerir. 1,6 MPa'lık bir birincil soğutucu çalışma basıncında, 100 mm çapındaki bir boru hattındaki bir kopma nedeniyle soğutucu sızıntısının tam olarak dengelenmesi sağlanırken, reaktör tesisinin dinamik parametreleri biraz sapmaktadır. Sprinkler tesisatları, dışarı çıkan soğutma sıvısından oluşan buharın yoğunlaşmasıyla kolayca başa çıkarak ACT odalarında basıncın artmasını önler.

Benimsenen tasarım ve devre çözümleri, ACT'nin büyük şehirlere yakın konumlandırılmasına olanak tanıyan bir düzeyde reaktör güvenliği sağlamayı mümkün kıldı.

Dolayısıyla, güvenilirlik teorisi ve sistem teorisi açısından ele alınan nükleer santraller aşağıdaki özelliklere sahiptir:

1. Benzersizlik, düşük hacimli ve yüksek hacimli unsurlar. Farklı tipteki nükleer santral elemanlarının kendine has karakteristik özellikleri olmasına rağmen, genel kalıplar oldukça net bir şekilde görülmektedir. Güvenilirliklerini analiz etmek açısından, nükleer santral elemanlarının tamamının (herhangi bir sınıflandırmanın gelenekselliğine rağmen) üç sınıfa ayrılması tavsiye edilir: benzersiz elemanlar, küçük ölçekli ve seri üretilen elemanlar. reaktör kabı, bir bütün olarak çekirdek, kontrol sistemleri, nükleer santral güvenlik sistemleri gibi ekipmanları içermelidir. Ana sirkülasyon pompaları nükleer santraller için küçük ölçekli ekipmanlar olarak değerlendirilebilir. ısı eşanjörleri, buhar jeneratörleri, ayırıcılar, büyük çaplı boru hatları. Seri üretilen nükleer enerji santrallerinin elemanları arasında yakıt çubukları ve yakıt düzenekleri, yakıt kanalları, kapatma ve kontrol ekipmanları, buhar jeneratörü tüpleri, kontrol sisteminin bileşenleri ve blokları bulunur.

2. Nükleer santrallerin onarılabilirliği ve planlı bakımı. İlk olarak, arızalar meydana geldiğinde bazı elemanlar yenileriyle değiştirilir; kurtarılamazlar. Kurtarılabilir öğeler benzersiz ve düşük hacimli ekipmanları içerirken, yenilenemeyen öğeler seri üretilen öğeleri içerir. İkincisi, nükleer santral ekipmanı kural olarak planlı bakıma sahiptir.

3. Nükleer santral karmaşık bir sistemdir. Modern nükleer santrallerin tasarım diyagramlarının analizi, güvenilirlik araştırmasının bir konusu olarak nükleer santrallerin karmaşık seri-paralel yapılar olduğunu göstermektedir. Sistem teorisi açısından bakıldığında bir nükleer santralin “basit” mi, yoksa “karmaşık” bir sistem mi olduğunun belirlenmesi gerekmektedir. Bu sorunun cevabı nükleer santrallerin güvenilirliğini inceleme metodolojisini kökten değiştiriyor.

Güvenilirlik teorisinde bir sistem, amaçlanan kullanımı sırasında belirli bir görevi yerine getirirken belirli bir etkileşim algoritmasına uygun olarak yapısal veya işlevsel olarak birleştirilen bir dizi öğe (veya alt sistem) olarak anlaşılır. Sistem teorisinde, bir sistem çok sayıda birbirine bağlı ve etkileşimli öğeden (alt sistem) oluşuyorsa ve karmaşık bir işlevi yerine getirebiliyorsa karmaşık olarak kabul edilir. Sistemlerin basit ve karmaşık olarak bölünmesi, işlevsel fazlalığa sahip bir dizi alt sistem içeren sistemlerin ortaya çıkması nedeniyle ortaya çıktı.

Basit bir sistem yalnızca iki durumda olabilir: çalışma durumu (işlevsel) ve arıza durumu. Bir eleman arızalanırsa, basit bir sistem ya işlevini yerine getirmeyi tamamen durdurur ya da arızalı eleman yedekli ise tam olarak yerine getirmeye devam eder. Tek tek öğeler veya hatta tüm alt sistemler arızalandığında, karmaşık bir sistem her zaman işlevselliğini kaybetmez; çoğu zaman verimliliği yalnızca azalır. Karmaşık sistemlerin bu özelliği, işlevsel fazlalıklarından kaynaklanmaktadır ve sistemin "arızası" kavramını formüle etmeyi zorlaştırmaktadır. Karmaşık bir sistemin arızasını, performans özelliklerinin belirlenmiş izin verilen sınırı aşmasından kaynaklanan bir olay olarak tanımlamanız tavsiye edilir. Bu sınırın değeri genellikle sistemin işlevlerini kısmen veya tamamen yerine getirememesiyle ilişkilendirilir.

4. Nükleer santrallerin işlevsel yedekliliği çeşitli tasarım önlemleriyle sağlanmaktadır. VVER, VR ve VTGR tank reaktörleri bir döngü devresine sahiptir. Bir döngünün elemanlarının arızalanması nükleer santralin kapatılmasına yol açmayabilir. Bireysel döngülerin kapatılması yalnızca reaktör tesisinin gücünde bir azalmaya yol açar, yani. Bu durumda nükleer santral çalışabilir ancak daha az verimle çalışabilir. NPP reaktör kapları geniş güvenlik marjlarıyla yapılmıştır; aynı zamanda işlevsel olarak da gereksizdirler. Yakıt elemanlarının bireysel arızaları durumunda, nükleer santraldeki radyasyon durumundaki değişiklikler ilgili gerekliliklerin ve standartların ihlaline yol açmazsa, VVER ve BR reaktörlerinin çekirdeği çalışır durumda kalabilir.

Basınçlı kap reaktörleriyle karşılaştırıldığında, RBMK kanal reaktörleri daha da fazla işlevsel yedekliliğe sahiptir. Her birinde bir dizi parametrenin kontrolü ile birkaç yüz ve hatta binlerce ayrı yakıt kanalının varlığı (RBMK-1000'de yaklaşık 1650 tane vardır), yakıt düzeneklerinin reaktörü durdurmadan ayrı ayrı yeniden yükleme olasılığı yüksek olduğunu gösterir. NPP güç ünitelerinin kanal tipi reaktörlere sahip işlevsel ve yapısal yedeklilik derecesi.

Yapısal ve işlevsel yedekliliğin yanı sıra, nükleer santral ekipman elemanlarında başka yedeklilik türleri de kullanılmaktadır: geçici, bilgilendirici, algoritmik ve yazılım.

5. Çok çeşitli yapısal elemanlar ve nükleer santral ekipmanlarının çeşitli arızaları. Nükleer santrallerin çok sayıda mekanik, hidrolik, elektrik, elektronik ve diğer sistemleri ve bunun sonucunda, bir operasyonel kompleksin etkisi altında çeşitli arızalar (doğası gereği, ekonomik kayıplar, personel ve çevre üzerindeki etki) yükler (güç, termal, radyasyon, elektromanyetik vb.) .d.) nükleer santrallerdeki ekipmanın güvenilirliğini teşhis etme ve analiz etme süreçlerini önemli ölçüde karmaşıklaştırır.

6. Nükleer santraller için çok sayıda kontrol noktası ve kontrol nesnesi. Bu, nükleer santrallerde karmaşık otomatik ve otomatik izleme ve kontrol sistemlerinin (ACS ve ACS) kullanılmasına yol açtı ve bu da ACS ve ACS'nin güvenilirliğini sağlama sorununu ortaya çıkardı.

7. AS EB'nin kontrol döngüsünde bir kişinin bulunması. Nükleer santral ekipmanının yetersiz güvenilirliğini, teknolojik sistemlerin performansını izleme derinliğini artırarak ve acil durum öncesi koşulları teşhis ederek telafi etme girişimleri, büyük miktarda bilginin işlenmesi ihtiyacını doğurmuştur. Böylece elektrik gücü 1000 MW olan modern nükleer santrallerde 20.000 veya daha fazla analog ve ayrık sinyal tek başına proses kontrol sisteminde işlenmektedir. İnsan operatörün yetenekleri (elektrik santralinin kontrol döngüsündeki ana bağlantı olarak), elektrik santralini kontrol etmek için gerekli olan dikkatlice seçilmiş bilgilerin hacmiyle bile açıkça çelişmektedir. Elektronik cihazlarda anormal durumlar ortaya çıktığında, modern teknik araçlar düzeyi ve bir kişinin psikofizyolojik özellikleri dikkate alınarak, otomasyonun çalışma sırasının ve nedenlerinin derhal tanınması, özel sistemler kullanılmadan neredeyse imkansızdır.

Endüstriyel işletmeler de dahil olmak üzere depolarda çalışmak üzere Rusya genelinde teslimatlı 90 marka forklift.