Централизованное теплоснабжение от АЭС.

Использование в системах теплоснабжения атомных источников тепла позволит значительно экономить дефицитное органическое топливо. При этом достигается улучшение экологической обстановки в районах теплопотребления от АЭС, повышение конкурентоспособности централизованных систем теплоснабжения, вследствие низкой себестоимости тепла на АЭС, увеличение надёжности систем теплоснабжения за счёт вытеснения устаревшего оборудования.

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии

Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

Атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие только тепловую энергию

На всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.

Атомные станции в России.

В настоящее время в Российской Федерации на 10 действующих АЭС эксплуатируется 31 энергоблок общей мощностью 23243 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением — 9 ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов — 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6, 1 реактор на быстрых нейтронах.

Информация об атомных станциях теплоснабжения. Воронежская АСТ (не путать с Нововоронежской АЭС) — атомная станция теплоснабжения (ВАСТ), в составе двух энергоблоков мощностью по 500 МВт предназначена для круглогодичной работы в базовом режиме в системе централизованного теплоснабжения г. Воронежа с целью покрытия существующего в городе дефицита тепла (ВАСТ должна была обеспечить 23% годовой потребности города в тепле и горячей воде). Строительство станции велось с 1983 по 1990 год и в настоящее время заморожено.

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 г. поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.[4]

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». Источник: ЭнергАтом (www.abkord.com).

Решение вопросов, связанных с учетом роли атомных станций в теплоснабжении (в первую очередь — паровым) промышленных потребителей, находится на начальной стадии. Обусловлено это тем, что пароснабжение от атомных источников сопряжено с более значительными трудностями, чем отпуск теплоты в горячей воде.

Трудности эти определяются главным образом требованиями ядерной безопасности, существенной разнохарактерностью промышленных технологий, особенностью транспортировки пара и т.д. и поэтому более жесткими требованиями к атомным энергоисточникам, как в части схемных решений, так и по режиму отпуска теплоты. Принципиально атомные источники теплоснабжения, как и источники, применяемые в традиционной «огневой» энергетике, могут предназначаться либо для производства теплоты, либо для комбинированного производства тепловой и энергетической энергии. В последнее время начаты проработки проектов атомных станций промышленного теплоснабжения, предназначенных для снабжения потребителей, как горячей водой, так и паром; тем не менее, принимая во внимание более высокую энергетическую и технико-экономическую эффективность комбинированного производства тепловой и электрической энергии, экономически более целесообразным представляется строительство специализированных промышленно-отопительных АТЭЦ.

Отличительной способностью атомных источников, используемых для обеспечения потребностей промпредприятий в технологическом паре, является необходимость удовлетворения двух трудно совместимых требований. С одной стороны, по условиям транспорта пара источник теплоты должен быть максимально приближен к потребителям. Предельное расстояние от источника до потребителей определяется технико-экономическими расчетами и зависит от параметров пара, необходимых по техническим условиям производства, параметров пара, отпускаемого источником, и других показателей и не превышает 8–15 км, даже при значительной расчетной нагрузке района (1500 МДж/с). С другой стороны, желательно расположение источника на значительном расстоянии от потребителей, поскольку, чем ближе источник к району теплоснабжения, тем более жесткими являются требования радиационной безопасности и, соответственно, тем сложнее технически и дороже их обеспечение. Указанные требования делают практически невозможным отпуск значительного количества пара традиционным способом от намечаемых к сооружению и действующих АЭС первого поколения.

В России отпуск пара в небольших количествах на нужды промплощадки и стройбазы производится от действующих АЭС. Однако санитарными правилами [СТ ТАС 84. Санитарные требования к проектированию и эксплуатации систем централизованного теплоснабжения от атомных станций. — М., 1984.] и общими положениями обеспечения безопасности атомных станций [ОПБ 82. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации. — М., 1982.] регламентируется отпуск теплоты в паре внешним потребителям. Так, на АЭС с реакторами ВВЭР отпуск пара может производиться из коллектора собственных нужд или непосредственно из отбросов турбин, что находится в противоречии с п. 3.7 санитарных правил: «…Отпуск пара из отборов турбин и редукционных установок для внешних потребителей (промышленной зоны, жилищно-коммунального сектора и др. потребителей) не допускается…». На АЭС с реакторами РБМК отпуск пара производится через промежуточный контур от генератора «чистого» пара, подключенного к первому нерегулируемому отбору цилиндра высокого давления. От парогенератора в номинальном режиме работы турбины может быть обеспечен отпуск 16 МДж/с теплоты и пара давлением 0,6 МПа. В этом случае нарушается п/п. 4.4.3.1.3 общих положений обеспечения безопасности: «…Давление греющей среды должно быть не ниже давления сетевого теплоносителя…». В современных двухконтурных АЭС такими свойствами обладает основной поток пара в турбоагрегате после прохождения сепараторов — пароперегревателей (СПП). Однако использование его в качестве греющей среды приводит к значительной недовыработке электроэнергии, поэтому целесообразность создания таких схем пароснабжения неочевидна, и необходимо проведение детальных технико-экономических исследований.

В связи с этим особую актуальность приобретает поиск новых решений, позволяющих использовать для целей промышленного теплоснабжения уже освоенные атомные энергоисточники. Одним из путей создания систем является использование в промконтуре теплоносителя, отличного от водяного, например, инертного газа или органического соединения. В этом случае необходимо проведение как технико-экономических исследований по определению их конкурентоспособности по сравнению с альтернативными вариантами пароснабжения, так и специальных исследований, подтверждающих техническую возможность создания и работоспособность указанных систем отпуска пара от АЭС.

Другим решением, наиболее технически подготовленным в настоящее время, является использование высокотемпературной сетевой воды для транспорта теплоты АЭС с последующим получением пара в местных парогенераторах. В роли такого парогенератора могут выступать водопаро-преобразовательные установки. Применение указанной схемы позволяет охватить значительное количество потребителей, однако даже при достаточно высокой температуре сетевого теплоносителя, отпускаемого со станции (≈ 170 °С), в местном контуре предприятия может быть получен насыщенный пар с давлением не более 0,6 МПа, что существенно ограничивает возможности применения такой схемы пароснабжения. Использование этой схемы пароснабжения в настоящее время затруднено по ряду причин:

❏ отсутствие технологического оборудования необходимых мощностей;

❏ недостаточная проработка режимных вопросов отпуска теплоты от АЭС;

❏ необходимость подбора соответствующего соотношения паровой и водяной нагрузок в регистре и т.п.

Свободным от указанных недостатков и наиболее просто реализуемым в настоящее время представляется способ удовлетворения паровой нагрузки от АЭС по схеме с «огневым» догревом. Предпосылкой для рассмотрения таких схем служит широкое распространение паровых котельных на органическом топливе в системах пароснабжения промышленных потребителей. В этом случае АЭС отпускается теплота в виде горячей воды. Часть ее поступает в систему коммунально-бытового теплоснабжения, часть — в модифицированные паровые котельные на органическом топливе. Там она испаряется, при необходимости полученный пар перегревается и поступает к потребителям. При такой организации паровой котельной отпадает необходимость в использовании органического топлива на подогрев воды в системах регенерации и экономайзерах. В широко распространенных паровых котлах ДКВР подача в котельный агрегат питательной воды с температурой 170 °C с одновременной заменой экономайзера воздухоподогревателем позволяет сэкономить до 25 % расхода органического топлива.

На рис. 3.2 показана принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной ТЭЦ с реактором ВВЭР. Между реактором 17 и пароперегревателем включён промежуточный контур. В пароперегревателе вырабатывается «чистый» пар. Это существенно упрощает схему и оборудование теплоподогревательной установки АТЭЦ, так как пар, отработавший в турбине, может напрямую использоваться в подогревателях сетевой воды 5-7. В связи с размещением АТЭЦ на значительных расстояниях от городов экономически оправдано существенное повышение расчётной температуры в подающей линии транзитной магистрали (коллектор 16) с целью снижения расчётного расхода теплоносителя, диаметров и количества теплопроводов. Поэтому в ряде случаев для подогрева сетевой воды используют пар более высокого давления (0,6 0,8МПа) из разделительного отсека, в котором устанавливается сепаратор пара 21 и промежуточный пароперегреватель 36 на основном потоке пара.

Рис. 3.2 Принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной ТЭЦ (АТЭЦ) с реактором ВВЭР: 1 – парогенератор; 2 – паровая турбина; 3 – электрический генератор; 4 – конденсатор; 5 – 7 - теплофикационные подогреватели соответственно нижней, средней и верхней ступеней; 8 – бустерный насос; 9 – сетевой насос; 10 – химводоочистка; 11 – деаэратор подпиточной воды; 12 – подпиточный насосс; 13 – регулятор подпитки; 14 – насос химводоподготовки; 15, 16 – обратный и подающий коллекторы сетевой воды; 17 – ядерный реактор; 18 – компенсатор объёма; 19 – насос промежуточного контура; 20 – конденсатный насос; 21 – сепаратор влаги; 22 – регенеративные подогреватели низкого давления; 23 – деаэратор; 24 – питательный насос; 25 - – регенеративные подогреватели высокого давления; 26 – пароперегреватель; 27 – редукторы; 28 - – регенеративные подогреватели среднего давления.

Принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной станции теплоснабжения (АСТ) приведена на рис. 3.3.

Рис. 3.3. Принципиальная схема теплоподготовительной установки атомной станции теплоснабжения (АСТ): 1 – ядерный реактор; 2 – второй контур; 3 – подогреватель сетевой воды; 4 – компенсатор объёма; 5 – насос второго контура: 6 – сетевой насос; 7 – деаэратор подпиточной воды; 8 – тепловая сеть; 9 – система продувки второго контура; 10 – подогреватель очищенной воды; 11 – охладитель продувочной воды; 12 – фильтр; 13 – насос системы продувки; 14 – подпиточный насос тепловой сети.