I.1.3. Атомные электростанции

В общем балансе электроэнергии России выработка электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС) составляет 15-16 %, на Северо-западе России – 40 % и в ее европейской части – 30 %.

С энерготехнологической точки зрения любая АЭС является аналогом обычной тепловой электростанции, использующей паровую турбину. Несмотря на сходство термодинамических схем атомных и тепловых энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономические преимущества АЭС: отсутствие в потребности в кислороде, большая удельная теплота сгорания, значительные ресурсы и минимальные расходы на транспортировку и обращение ядерного горючего, отсутствие загрязнения окружающей среды токсичными дымом и газами.

При соблюдении правил безопасного производства электрической энергии на АЭС их реальное воздействие на окружающую среду незначительно: при индексе ущерба от использования твердого и жидкого сернистого топлива в единицу, ущерб от использования природного газа равен 0,35, а ущерб от ядерного горючего приближается к нулю.

Экономические показатели АЭС почти не зависят от климатических и территориальных факторов.

На фоне ухудшающейся экологической безопасности, роста населения и истощении запасов углеродосодержащего сырья (нефти, угля, газа) за атомной энергетикой сохраняются большие перспективы.

Первая АЭС пущена в СССР в 1954 г. (г. Обнинск). Массовое развитие началось во второй половине 60-х годов ХХ века. В настоящее время в мире действует АЭС общей мощностью более 300 млн. кВт. В России распространены АЭС конденсаторного типа.

Главная часть электростанции – ее энергетический реактор, в активной зоне которого осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер. Ядерное топливо находится в расположенных внутри активной зоны ТВЭЛах – тепловыделяющих элементах, отдающих образующуюся в реакциях тепловую энергию теплоносителю, прокачивающемуся через активную зону и уносящему тепло. Большинство электростанций использует реакторы, работающие на тепловых нейтронах. Начинают также применяться и реакторы на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах используется вода, в реакторах на быстрых нейтронах – жидкий натрий, нагревающие через теплообменник воду паровой турбины. Система циркуляции воды образует теплообменные контуры, увеличение числа которых обеспечивает рост безопасности реактора.

В состав активной зоны входят замедлитель для уменьшения энергии быстрых нейтронов (в реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует) и регулирующие стержни для изменения числа активных нейтронов путем их поглощения.

Влияние радиоактивного излучения на человека и природу является наиболее вредной, а иногда и неприемлемой особенностью ядерной энергетики. Результаты выполненных исследований, в том числе и под контролем Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), свидетельствуют о том, что при соблюдении правил безопасного производства электрической энергии на атомных электростанциях негативное влияние станции (рассчитанное на единицу электрической мощности) относительно невелико и во много раз меньше влияния тепловых электростанций.

Атомной энергетике отводится ведущая роль в развитии энергетики мира и России. Атомные станции помогают снизить парниковый эффект, связанный с работой тепловых электростанций, уменьшить потребление кислорода, нефти, угля и газа, значительно сэкономить расходы на транспортировку горючего. В России до 2020 г. предполагается увеличение общей мощности АЭС до 27 - 29 млн. кВт.

Область использования энергоисточников малой мощности – это, прежде всего, производство электричества, промышленного и бытового тепла в изолированных и труднодоступных регионах, испытывающих трудности с доставкой топлива. В России это обширные районы Крайнего Севера, Северо-Востока, Камчатского полуострова и Дальнего Востока, целиком зависящие от тяжелого в организационном плане и дорогостоящего «северного завоза». За рубежом к числу таких территорий могут быть отнесены островные государства и развивающиеся страны, не имеющие достаточных собственных энергоресурсов.

Очевидно, что появление там современных источников относительно недорогой энергии дает возможность коренным образом изменить социальные и экономические условия жизни в этих регионах.

Наиболее многообещающим оказывается плавучее исполнение энергоблока малой мощности, позволяющее получить целый ряд совершенно новых потребительских качеств. Плавучий энергоблок – это автономный энергоисточник, в котором один или два ядерных реактора вместе с паротурбинной установкой и всем необходимым оборудованием размещены на судне стоечного типа. В этом случае заказчику поставляется полностью законченный, испытанный в заводских условиях и готовый к эксплуатации энергетический объект – подобно тому, как обычно строятся и сдаются атомные ледоколы. Реализуется наиболее удобная для заказчика схема сдачи объекта «под ключ». Такое решение позволяет свести к минимуму объемы и стоимость капитального строительства в районе размещения плавучей станции, так как требуется лишь оборудование места его стоянки и создание минимально необходимой береговой инфраструктуры. Отсутствует необходимость в отчуждении больших участков земли под строительную площадку и транспортную инфраструктуру, минимизируется экологический ущерб для территории размещения.

Существующая в нашей стране инфраструктура сервисного обслуживания судов атомного флота в состоянии обеспечить техническое обслуживание при эксплуатации плавучих станций и снятие их с эксплуатации. Плавучий энергоблок может быть передан в аренду (лизинг) на условиях «строю-владею-эксплуатирую» в любую страну мира. Это позволяет преодолеть существующие политические и экономические препятствия, стоящие на пути использования ядерных энерготехнологий в развивающихся странах, так как собственно ядерная технология будет в данном случае находиться под контролем страны-поставщика реакторной установки.

Относительно небольшая капитальная стоимость, короткие сроки строительства (3 - 4 года) позволяют минимизировать инвестиционный риск и делают энергоблоки малой мощности коммерчески привлекательными на рынке энергоисточников этого класса.

В соответствии с Федеральной целевой программой «Энергоэффективная экономика» на 2002 - 2005 годы и на перспективу до 2010 года, разработан проект атомной станции малой мощности (АСММ) на базе плавучего энергетического блока (ПЭБ) с реакторными установками КЛТ-40С.

В 2006 г. руководством концерна «Росэнергоатом» и ФГУП ПО «Севмаш» подписан договор на строительство и поставку плавучего энергоблока с двумя реакторными установками КЛТ-40С для АТЭС ММ. Соответствующие договора подписаны с поставщиками реакторных установок (ФГУП «ОКБМ»), ПТУ (Калужский турбинный завод) и др. Начато изготовление оборудования с длительным циклом для РУ, паротурбинной установки и др.

Головная станция будет размещаться на территории ФГУП ПО «Севмаш» в городе Северодвинске Архангельской области.

Проект головной АТЭС ММ утвержден в установленном порядке. Получены лицензии Ростехнадзора на право размещения и строительства АТЭС ММ с РУ КЛТ-40С в г. Северодвинске. Такой энергоблок может отпускать потребителям:

- электроэнергии 20 - 70 МВт;

- тепла 50 - 146 Гкал/ч.

Интервал работы без перезагрузки 2 -3 года.

Строительство на территории России действующего – демонстрационного образца атомной станции малой мощности является необходимым этапом для коммерциализации данной технологии на мировом рынке.

Плавучий энергоблок представляет собой гладкопалубное несамоходное судно стоечного типа с прямоугольными обводами корпуса и многоярусной надстройкой (рис. I.1).

Рис. I.1. Плавучий энергоблок АТЭС с реакторной установкой КЛТ - 40С

Корпус ПЭБ цельносварной, имеющий ледовые подкрепления и специальные средства для буксировки и раскрепления. Основной корпус и силовые конструкции надстройки выполняются из стали, обладающей высоким сопротивлением разрушению. Центральный энергетический отсек защищен от внешних воздействий (столкновений, посадки на мель) конструктивным противоударным набором. Конструктивная компоновка ПЭБ включает хранилища отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС): хранение ОТВС, жидких (ЖРО) и твердых (ТРО) радиоактивных отходов и собственный комплекс перегрузок реакторов, обеспечивающий перегрузки без привлечения специальных технологических баз перезарядки в течение межремонтного периода. В проекте реализуются технические решения (создание защитной оболочки, защитного ограждения, автономная система вентиляции), существенно ограничивающие выбросы радиоактивности в окружающую среду.

На ПЭБ возможна установка малой атомной станции с реактором типа АБВ-6М, имеющей характеристики:

- тепловая мощность 38,8 МВт;

- электрическая мощность 6 - 10 МВт;

- интервал работы без перезагрузки 10 - 12 лет;

- срок службы 50 лет;

- масса модуля в сборе 600 т.

Сам плавучий блок имеет характеристики, представленные в табл. I.1 и состоит из жилого модуля, расположенного в кормовой части, и энергетического модуля, расположенного в центральной и носовой частях. В состав энергетического модуля входят две РУ КЛТ-40С, две паротурбинные установки и электроэнергетическая система. В основу компоновки оборудования положен блочный принцип (1 реактор+1турбина +1 генератор).

Т а б л и ц а I.1