Атомная станция теплоснабжения.

Россия — одна из немногих стран, 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».
На Украине от АЭС отапливается ряд городов в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе.

На производство горячей воды и пара (низкотемпературного тепла) для нужд городов и промышленности расходуется в полтора раза больше топлива, чем для выработки электроэнергии, при этом значительную часть тепла вырабатывают мелкие, малоэффективные установки, сжигающие наиболее ценные виды топлива — нефть и газ.
Предполагается, что уже в ближайшее время ежегодное потребление низкотемпературного тепла (его еще называют низкопотенциальным) достигнет весьма внушительной цифры — 6 млрд. Гкал. Для выработки такого количества тепла пришлось бы, например, сжечь около 600 млн. т нефти, то есть практически всю нашу годовую добычу 1981 г., и это лишь при условии стопроцентного использования ее теплосодержания, чего в действительности, конечно, нет.
Около 30—40% всех видов топлива расходуется именно для производства горячей воды и технологического пара.
Параметры и режимы их работы рассчитаны так, что станции вписываются в существующие сети как дополнительный источник тепла. Создание таких новых мощных централизованных источников позволит демонтировать устаревшие установки, работающие на органическом топливе, а достаточно технически совершенные, но мелкие использовать в режиме пиковых нагрузок, которые наиболее часто возникают в холодное время года. Сами же ACT возьмут на себя базовую часть нагрузки.
По управляемости ACT — весьма гибкий агрегат, который не накладывает никаких специфических требований к управлению тепловыми сетями в смысле регулирования распределением тепла, что очень важно. В принципе ACT может покрывать и пиковую нагрузку, но для атомной станции, как для всякого капиталоемкого оборудования (капиталовложения велики, а топливная составляющая мала), наиболее экономичен режим максимально возможной постоянной мощности, то есть базовый.
Ясно, что использование атомной энергии для получения низкотемпературного тепла должно дать огромный эффект.
С применением атомной энергии для получения высокотемпературного тепла также связаны большие надежды многих отраслей промышленности.

Однако, есть и существенный недостаток. Дело в том, что если электрическую энергию можно без существенных потерь передавать на десятки и даже сотни километров, что невозможно для тепловой энергии (горячей воды). А это значит, что станция должна находиться практически в черте города.
И действительно, в экологическом плане атомные станции самые чистые, конечно если не будет серьезной аварии.
в Советском Союзе была запланирована серия подобных станций, и уже начаты работы по первой очереди. Но, как говорят: "если хочешь насмешить бога, расскажи ему о своих планах".

Специфика работы ACT — непосредственная близость к городу — заставляет учитывать даже и эти предельно редкие повреждения. Для этого надо создать технические средства, которым под силу обеспечить требуемые санитарные условия работы ACT не только при разрыве трубопровода, но и при повреждении корпуса реактора.
Особенности реактора ACT (применение естественной циркуляции и интегральной компоновки, а также низкого давления внутри корпуса) позволяют эту задачу успешно решить на уровне приемлемых затрат. И сводится это к созданию довольно простой конструкции: второго, страховочного корпуса, который не исключал бы возможности осмотра основного, несущего корпуса, никак не ослаблял бы наших требований н его надежности как главного элемента установки, но позволял бы при самых крайних, непредвиденных нарушениях полностью удержать в своем объеме всю начинку реактора и весь теплоноситель, содержащий радиоактивные вещества.
Вот модель такого крайнего события. При разрыве основного корпуса внутренний объем, занимаемый теперь теплоносителем, несколько увеличится, соответственно упадет давление, примерно на 30%, уровень воды хотя и понизится, но она по-прежнему будет охватывать всю активную зону и обеспечивать ее охлаждение. Благодаря такому соответствию характеристик работающего и защитного оборудования обеспечивается надежное охлаждение активной зоны.

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.

Реактор предназначался для проекта атомных станций теплоснабжения, предназначенных для генерации тепловой энергии, обеспечения горячего водоснабжения и отопления жилых и промышленных объектов.

Вопрос о строительстве АСТ был рассмотрен в ЦК КПСС и Правительстве СССР, после чего было принято решение о начале проектирования. Перед Минсредмашем и Минэнерго была поставлена задача спроектировать АСТ с гарантированной безопасностью для размещения её вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Африкантов»), разработчиком технико-экономического обоснования головных станций в Горьком и Воронеже был назначен ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось Курчатовским институтом. По указанию Правительства проектирование АСТ лично курировал Президент Академии наук СССР Анатолий Александров .

Институтом ГоТЭП были выполнены технико-экономического обоснования и проект строительства АСТ в Воронеже, Брянске, Архангельске, Хабаровске, а также проекты на строительство атомных ТЭЦ в Одессе и Минске. В 1978 года был создан технический проект реакторной установки АСТ-500, а в марте 1979 года вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. Генеральным проектировщиком Горьковской АСТ был назначен Головной институт ВНИПИЭТ , подчинявшийся Минсредмашу, а Воронежской АСТ - ГоТЭП, входивший в структуру Минэнерго. Сооружение головных АСТ было начато в 1982 и 1983 гг. в Горьком и Воронеже, соответственно.

Наука и жизнь №1 1981

С того знаменательного дня, когда в Советском Союзе дала промышленный ток первая я мире атомная электростанция (АЭС), прошло более четверти века. За это время атомная электроэнергетика, ставшая генеральным направлением использовании ядерной энергии, достигла немалых успехов. В одиннадцатой пятилетке намечается дальнейший рост мощностей АЭС, увеличение их доли в общей выработке электроэнергии. Это позволит более рационально строить топливно-энергетический баланс страны, экономить такие ресурсы, как нефть, газ. Но атомная электроэнергетика но единственный путь использования энергии деления ядер. За последние годы получает развитие новое направление: атомное теплоснабжение, широкое внедрение которого должно дать в экономии дефицитных топливных ресурсов еще более существенный эффект, чем атомные электростанции.
Наш корреспондент С. Кипнис попросил ответить на ряд вопросов об атомном теплоснабжении одного из ведущих ученых в этой области, профессора, доктора технических наук, лауреата Государственной премии СССР Виктора Алексеевича СИДОРЕНКО, директора отделения Института атомной энергии имени И. В. Курчатова.

ЗАДАЧА ОСОБОЙ ВАЖНОСТИ
Корреспондент. В одной из недавно опубликованных статей президент Академии наук СССР академик А. П. Александров писал: «Разработка и всемерное расширение видов технологических процессов, которые могут быть переведены на ядерные энергоресурсы, являются одной из важнейших практических задач, стоящих перед нашим поколением.
С появлением возможности использовать энергию деления ядер определилось и первое направление ее применения- электроэнергетика. Но даже если все электростанции перевести, на атомное горючее, эффект был бы не очень значительным: потребление природного топлива уменьшилось бы лишь на 20 процентов, а расход нефти и газа и того меньше - лишь на 10 процентов (поскольку около половины электростанций работает на угле).
Поэтому наступило время подумать и о других сферах применения атомной энергии. Выработка промышленного и отопительного тепла, включение атомной энергетики в металлургию и химическую промышленность являются задачей значительно более крупного масштаба, чем электроэнергетика. В ближайшие годы человечество, конечно, станет свидетелем проникновения ядерной энергетики в эти области».
Для подавляющего большинства людей привычно считать, что основная профессия атома - производство электроэнергии, работа на атомных электростанциях. И очень трудно поэтому воспринимается утверждение, что у атомной энергии есть дела и помасштабнее.
В. Сидоренко. И тем не менее это так. Тепловые электростанции далеко не самый крупный потребитель топлива. Достаточно сказать, что, например, на производство горячей воды и пара (низкотемпературного тепла) для нужд городов и промышленности расходуется в полтора раза больше топлива, при этом значительную часть тепла вырабатывают мелкие, малоэффективные установки, сжигающие наиболее ценные виды топлива - нефть и газ.
Ясно, что использование атомной энергии для получения низкотемпературного тепла должно дать огромный эффект.
Мы не будем говорить о снабжении промышленности, в первую очередь металлургии и химии, высокотемпературным теплом (800-1000° С и выше). Это отдельная, самостоятельная большая тема. Замечу лишь, что с применением атомной энергии для получения высокотемпературного тепла также связаны большие надежды многих отраслей промышленности.

В МАСШТАБАХ СТРАНЫ
Корреспондент. Каковы же потребности жилищно-коммунального сектора и промышленности в низкотемпературном тепле?
В. Сидоренко. Прежде всего уточню, что основной теплоноситель для целей отопления и горячего водоснабжения городов - вода при температуре максимум 150° С (в зависимости прежде всего, конечно, от времени года), а что касается промышленного теплоснабжения, то здесь используются и горячая воде (около 30%) и насыщенный пар (примерно 70%) давлением от 3 до 40 атм (0,3-4 мегапаскаля - МПа). Диапазон потребителей низкотемпературного тепла в промышленности очень широк: ведь подавляющее число технологических процессов не может идти без горячей воды или пара, которые нужны для подогрева рабочих сред.
Теперь о масштабах потребления в нашей стране низкотемпературного тепла.
Потребности в низкотемпературном тепле действительно огромные. Например, городу с населением 300-400 тысяч человек для бытовых целей требуется в среднем 800-1000 Гкал тепла в час (гигакалория (Гкал) - миллиард калорий). Чтобы получить столько тепла (с учетом неизбежных потерь), пришлось бы ежечасно сжигать 300-400 т мазута.
Предполагается, что уже в ближайшее время (через 15-20 лет) в СССР ежегодное потребление низкотемпературного тепла (его еще называют низкопотенциальным) достигнет весьма внушительной цифры - 6 млрд. Гкал. Для выработки такого количества тепла пришлось бы, например, сжечь около 600 млн. т нефти, то есть практически всю нашу годовую добычу, и, учтите, это лишь при условии стопроцентного использования ее теплосодержания, чего в действительности, конечно, нет.
Еще раз подчеркну, что около 30-40% всех видов топлива расходуется именно для производства горячей воды и технологического пара.

Корреспондент. В чем отличие использования атомной энергии для теплоснабжения от традиционной схемы производства энергии на АЭС?
В, Сидоренко. Начнем не с различия этих двух процессов, а с их сходства. В обоих случаях производителем тепла служит атомный реактор. Напомню, что в его активной зоне происходит регулируемая цепная реакция деления ядер, например, урана-235. Образующиеся при этом осколки деления разлетаются с большими скоростями; при торможении их вся кинетическая энергия переходит в тепло, которое и отбирается теплоносителем, циркулирующим через активную зону для ее охлаждения. Схемы дальнейшего использования этого тепла могут быть разные: либо нагревать теплообменнике воду, циркулирующую во втором контуре, и превращать ее в пар, или непосредственно в самом реакторе перегревать воду и получать пар нужных параметров.
Чтобы понять специфику процесса производства низкотемпературного тепла в атомном реакторе, остановимся на некоторых особенностях ядерного источника энергии.
Во-первых, отметим, что такой источник энергии экономически выгоден, как показывает вся практика освоения атомной энергетики, только при довольно больших единичных мощностях. Поэтому замечу здесь, что когда речь идет о бытовом теплоснабжении городов, то применяемый иногда в этом случав термин «атомная котельная» нужно в некотором смысле рассматривать как весьма условный. Ведь со словом «котельная» мы можем связывать и довольно мелкие энергоисточники, при этом невольно возникают ассоциации с квартальными или домовыми котельными. Атомный же источник тепле по своим масштабам не может быть, исходя из требований экономики, столь мелким.
Это должна быть достаточно крупная станция - с атомными реакторами общей мощностью 1000 МВт (по соображениям резервирования ее компонуют из двух блоков по 500 МВт каждый). Такая станция сможет обеспечить теплом город с населением 300-400 тысяч человек.
Чтобы избежать нечеткости, которая возникает при пользовании термином «котельная», мы пустили в обиход другое название: атомная станция теплоснабжения -- ACT . Так мы ее и будем дальше именовать.
Вторая существенная особенность атомного реактора - чувствительность к уровню температур, которые в нем развиваются. Именно этим в значительной степени определяется и выбор наиболее целесообразных технических решений использования ядерного топлива для теплоснабжения.
Вспомним, что характерной чертой развития советской теплоэнергетики стало централизованное теплоснабжение. Это привело к тому, что у нас широко распространились разветвленные тепловые сети. И уже многие годы все новые города, новые жилые массивы развиваются именно на базе централизованного теплоснабжения. А раз так, то появилась возможность разумно, на основе научно-технической оптимизации подойти и к выбору способа снабжения теплом.
Из соображений оптимизации теплосилового цикла следует, что наиболее экономически эффективна одновременная выработка тепла и электроэнергии. Вот почему теплоэлектроцентрали стали основным стратегическим направлением в разработке источников теплоснабжения.
Вполне естественно было бы и, переходя к новому виду топлива - ядерному, обратиться к аналогичному решению, то есть созданию атомных теплоэлектроцентралей (ЛАТЭЦ) . Однако история техники свидетельствует, что специфика нового источника энергии всегда тянет за собой и какие-то другие оптимальные решения.
Корреспондент. Наверное, уже и история развития атомной энергетики подтверждает это положение?
В. Сидоренко. Да, конечно. Приведу пример, который касается выбора параметров пара для атомных электростанций.
К тому времени, когда они начали развиваться, достаточно четко определилось основное направление совершенствования энергетического цикла традиционных тепловых электростанций: перегрев пара. Это, свою очередь, привело к созданию агрегатов на сверхкритические параметры. И вот когда настала пора выбирать для АЭС оптимальный вариант по паровому циклу, то остановились на насыщенном паре, а не на перегретом, хотя это было, подчеркну, очень непривычным для классической теплоэнергетики, которая затратила немало усилий, чтобы реализовать цикл с перегретым паром, и стремится к дальнейшему увеличению его параметров.
Почему же конструкторы атомных электростанций приняли такое решение? С одной стороны, при переходе от насыщенного состояния пара к перегретому, для чего, естественно, и нужны высокие температуры, пар увеличивает свое теплосодержание, правда, эта прибавка относительно мала По сравнению с тем, что уже накоплено паром в результате испарения воды. С другой стороны, конструктивные особенности энергетической установки, надежность ее эксплуатации, экономичность использования ядерного топлива сильно зависят от того уровня температур, который мы хотим получить в атомном реакторе. Использование более высоких температур вынуждает применять и более жаростойкие материалы, а это, как правило, приводит к менее экономичному расходованию нейтронов, рождающихся в процессе деления (увеличивается их поглощение). И все это тянет за собой цепочку ухудшения экономических показателей использования ядерного топлива и удорожания самой энергоустановки.
Если сопоставить все эти издержки с теми выгодами, которые даст перегрев пара в условиях АЭС, то сравнение оказывается не в пользу перегрева. По существу, в данном случае как раз и сказывается специфика нового теплового агрегата - атомного реактора. Для атомных электростанций.оптимальной на сегодня (конечно, с учетом главным образом имеющихся материалов) оказалась отжившая для традиционной энергетики технология с насыщенным паром средних параметров; при этом кпд теплового цикла АЭС остается еще на довольно приличном уровне - 30-34%.

ТРИ СПОСОБА
Корреспондент. Приведенный вами пример, раскрывающий логику выбора параметров пара для АЭС, мог бы, очевидно, служить и ответом на вопрос, почему атомный реактор не нашел пока еще применения для получения высокотемпературного тепла. Когда будут созданы материалы, необходимые для эффективной работы высокотемпературного реактора, наверное, отпадут и все проблемы, не только препятствующие использованию таких реакторов в металлургии, химической промышленности, но и для теплоснабжения.
В. Сидоренко. Совершенно верно. И здесь мы подошли к центральному вопросу: как наиболее рационально использовать для теплоснабжения атомный реактор, учитывая все те его особенности, о которых шла речь?
Можно представить себе три способа централизованного теплоснабжения от атомного источника энергии.
Во-первых, повторение традиционного для нашей энергетики способа одновременной выработки электроэнергии и тепла при помощи теплоэлектроцентрали (ТЭЦ), т.е. нашем случае это будет атомная станция - АТЭЦ . Здесь рабочее тепо - пар, прежде чем отдать тепло в сеть теплоснабжения, предварительно срабатывает свой потенциал в турбине для выработки электроэнергии. Собственно, этим и определяется термодинамическая эффективность такого комбинированного способа, то есть высокий кпд теплового цикла.
Другой способ, который можно себе мыслить, такой: тепло, идущее к потребителю, получают не от пара паротурбинного цикла, а непосредственно отбором тепла от первичного теплоносителя атомного реактора. Таким образом, на границе реактора имеются два независимых потока тепла: один только для получения электроэнергии, а другой только для теплоснабжения (это наглядно поясняют схемы на стр. 52).
Если разделить и сам источник тепла, тогда мы получим третий способ: два самостоятельно и независимо друг от друга работающих реактора - один для производства электроэнергии (атомная электростанция), а другой - специально для теплоснабжения.
Это и есть одноцелевая станция атомного теплоснабжения, которая вырабатывает только тепло.
Оказывается, что для целей теплоснабжения в некоторых условиях (о них мы скажем дальше) целесообразнее сооружать не двухцелевые станции - АТЭЦ, а одно-целевые - ACT. Чем же это объясняется? В случае атомных ТЭЦ мы вынуждены оставаться на том же уровне параметров пара, которые применяем для АЭС. Использование значительно более низких температур, чем в теплоэнергетике (что обусловлено, как уже говорилось, спецификой атомного реактора), подрывает основу экономичности двухцелевого использования тепла. Ведь традиционная теплоэлектроцентраль базируется на цикле перегретого паре. Какая-то часть пара, отбираемого от турбины, чтобы в бойлере нагреть воду для теплоснабжения, значительную долю своего потенциала уже использовала для выработки электроэнергии. А вот у насыщенного пара средних параметров, используемого на АТЭЦ, исходный запас энергии меньше, поэтому и количество электроэнергии, полученной с его участием, тоже меньше.
Общее положение о принципиальной выгодности комбинированной выработки в одном агрегате электроэнергии и тепла, конечно, остается в силе, но при сравнении АТЭЦ с теплоэлектроцентралью на органическом топливе преимущество сегодня на стороне последней.

ГЛАВНЫЙ КРИТЕРИЙ - ЭФФЕКТИВНОСТЬ
Корреспондент. Но если мы примем схему раздельного производства электроэнергии на АЭС, а тепла на ACT, не проигрываем ли мы в итоге, ведь кпд у атомной электростанции из-за того, что больше тепла теряется в конденсаторах турбины, всегда меньше, чем у АТЭЦ?
В. Сидоренко , Чтобы оценить суммарную Эффективность того илииного способа, сравнить их по каким-то экономическим показателям, недостаточно опираться исключительно на значение кпд: ведь он характеризует лишь термодинамическую эффективность цикла. Надо брать более общий экономический показатель, который учитывает не только удельные расходы топлива на выработку конечного вида энергии, а и другие составляющие.
Какие же это составляющие? Прежде всего капитальные затраты на сооружение самого энергоисточника. Они могут оказаться существенно или, во всяком случае, заметно разными для этих вариантов. В частности, из-за того, что АТЭЦ имеет те же параметры по реактору, что и АЭС, но должна быть несколько усложнена, чтобы, помимо электроэнергии, давать тепло, она будет по удельным показателям несколько дороже АЭС. С другой стороны, ACT благодаря своей специфике (работа при более низких температурах) будет по удельным показателям капитальных затрат дешевле АТЭЦ. Появляется уже явная возможность сравнивать различные варианты организации теплоснабжения: более дешевая ACT и средняя по стоимости АЭС или более высокая по стоимости АТЭЦ, но обеспечивающая лучший кпд цикла, то есть максимальное использование топлива.
Следует учесть еще одну техническую особенность АТЭЦ, которая вносит свой существенный вклад в сопоставление вариантов. Речь идет о затратах на сооружение сетей для доставки тепла от энергоисточника к потребителю.
В нашей практике атомные электростанции в соответствии с санитарными нормами размещают на расстоянии не менее 20 км от крупных населенных пунктов. А необходимость сооружения дополнительных десятков километров трасс увеличивает, конечно, расходы на теплоонабжение от АТЭЦ.
При современном уровне знаний, развитии техники мы в состоянии при использовании любого атомного энергоисточника, при любой тепло и энергонапряженности активной зоны, при любых параметрах выполнить необходимые санитарные требования. Все дело сведется, естественно, к величине затрат. При этом источник энергии с меньшим уровнем температур, с меньшей напряженностью активной зоны требует для этого более дешевых технических решений. Поэтому в случае ACT мы можем применить разумные, экономически оправданные технические средства, которые позволяют надежно застраховаться от самых маловероятных и внешних и внутренних повреждений. Следовательно, появляется возможность приблизить атомный источник теплоснабжения непосредственно к населенному пункту. В результате сокращаются тепловые трассы, и тем самым удается повлиять еще на одну составляющую экономических затрат.
До сих пор мы принимали во внимание лишь затраты средств на теплотрассы, А ведь они «пожирают» не только деньги, но и земли. Поэтому трудности с выделением земель для прокладки трасс могут оказаться не менее важным фактором, чем просто расход на эти теплотрассы.
В конкретной ситуации может оказаться важным и такой фактор, как пропорции в обеспеченности данного района электричеством и теплом. По специфике энергоснабжения, которая сложилась в предыдущие годы, район может испытывать, например, острый недостаток в тепловой энергии, будучи достаточно хорошо обеспеченным электроэнергией. Сооружение в этих условиях двухцелевой станции, в частности АТЭЦ, приведет к тому, что избыточное количество электроэнергии придется передавать на сторону, а это тоже удорожает такой способ теплоснабжения.
Корреспондент. О чем же говорят расчеты эффективности различных вариантов, их сопоставление?
В. Сидоренко. Все технико-экономические проработки, учитывающие специфику энергопотребления различных частей нашей страны, обеспеченность их энергоресурсами и многие другие факторы, убедительно свидетельствуют, что существуют районы и области, где в ближайшее десятилетие реально применение как ACT, так и АТЭЦ, и такое атомное теплоснабжение надо развивать максимальным образом, особенно это относится к европейской части СССР.

НАДЕЖНОСТЬ...
В. Сидоренко . Еще раз подчеркну, что главное условие, определяющее все дальнейшие решения,- максимальная надежность реактора и выполнение самых жестких санитарных требований. Простота конструкции - вот ключ к решению этих проблем. С одной стороны, простота конструкции уже сама по себе в значительной степени предопределяет надежность реактора как источника энергии, а с другой - открывает путь для экономичного решения многих других важных вопросов.
Возможности упрощения конструкции реактора заложены в самой идее его использования: только для производства низко-потенциального тепла. Напомню, что по сравнению с энергетическим реактором работа одноцелевого реактора протекает при существенно более низких температурах. Кроме того, величина теплонапряженности его активной зоны выбирается значительно меньшей. Такие облегченные условия эксплуатации позволяют отказаться от принудительного движения теплоносителя в первом контуре, то есть через активную зону реактора. А раз так, то не нужны циркуляционные насосы, системы их энергоснабжения и другое вспомогательное оборудование, назначение которых - обеспечивать надежную работу всех этих механизмов, приборов, устройств.
Корреспондент. А какие силы заставят воду циркулировать через активную зону реактора, если не будет насосов?
В. Сидоренко. Плотность воды горячей, уходящей из верхней части активной зоны, меньше плотности воды, охладившейся в теплообменнике (где она передает часть своего тепла воде другого контура) и поступающей снизу в активную зону. Благодаря этой разнице в плотностях и происходит естественное движение воды снизу вверх, без посторонней помощи.
Переход на естественную циркуляцию, во-первых, позволяет, как я говорил, обходиться без механизмов, отсутствие которых уже само по себе повышает надежность установки, упрощает ее обслуживание, а, во-вторых, независимость естественной циркуляции от внешних источников питания исключает всякого рода повреждения, которые могли бы случиться в системе энергоснабжения.
Здесь наглядно проявляются особенности ядерного источника энергии, рассчитанного только на получение тепла. Они все как бы стягиваются в один узел. Идя на пониженную энергонапряженность реактора, мы тем самым получили возможность упростить конструкцию: отказаться от всей весьма громоздкой и сложной системы принудительной циркуляции.
Это решение открыло путь для следующего важного шага.

ЕЩЕ РАЗ НАДЕЖНОСТЬ...
Основной источник всякого рода повреждений оборудования на АЭС обычно связан с разветвленным контуром циркуляции и с разветвленной системой вспомогательных трубопроводов, которые обеспечивают работу реакторной установки. Поэтому, желая уменьшить ее потенциальную аварийность и тем самым увеличить надежность, стремятся «истребить» вторичную паутину трубопроводов. Так вот, отказавшись от принудительной циркуляции, мы тем самым облегчили решение и этой задачи. Внешний циркуляционный контур можно убрать и естественную циркуляцию через теплообменник организовать, разместив его в пределах корпуса реактора.
Таким образом, благодаря принятым конструктивным решениям удается осуществить интегральную компоновку реактора. При такой схеме за пределы корпуса реактора нужно вывести лишь трубопроводы второго, промежуточного контура, от которого тепло дальше будет передано в тепловую сеть, и механизмы управления системы регулирования и защиты.
Корреспондент. А как с размерами такого реактора? Ведь корпус энергетического водо-водяного реактора и без того достаточно велик, например, при мощности в 440 МВт диаметр его достигает 4 м, а высота - около 20 м?
В, Сидоренко. Конечно, интегральная компоновка приводит к некоторому увеличению габаритов корпуса. Но изготовление таких корпусов не становится слишком трудной технологической задачей. Это опять-таки связано с тем, что использование реактора для выработки низкотемпературного тепла позволило уменьшить давление внутри корпуса раз в десять - со 150-160 атм (15-16 МПа) до, 15, максимум 20 атм (1,5-2 МПа). Значит, толщина стенки корпуса может быть не 150-200 мм, как у энергетических реакторов большой мощности, а 30-40 мм. Благодаря этому сильно упрощается технология изготовления. Диаметр корпуса реактора мощностью 500 МВт - а именно из двух таких блоков и компонуют ACT на 1000 МВт - не превышает 6 м. И хотя это выходит за пределы допустимых железнодорожных габаритов (около 4,5 м), тем не менее особых трудностей с транспортировкой не возникает. Благодаря меньшей толщине стенки масса реактора получается не очень большой и его можно перевозить автотранспортом и водным путем.
Вернемся к особенностям конструкции реактора ACT.
Естественная циркуляция в пределах его корпуса и интегральная компоновка позволяют достаточно просто сделать еще один шаг по повышению надежности ACT.

И ЕЩЕ РАЗ НАДЕЖНОСТЬ
Корреспондент. Вы довольно часто - и это вполне закономерно - обращаетесь к проблеме надежности. Какими же критериями руководствуются при ее оценке?
В. Сидоренко. В качестве максимального повреждения от внутренних технических причин для АЭС обычно рассматривают разрыв наибольшего по диаметру трубопровода первого или второго контуров. Исходя из этого станцию обеспечивают всеми необходимыми техническими средствами, которые в состоянии нейтрализовать повреждение, локализовать все возможные последствия такого повреждения.
Разрывы корпуса реактора или другого оборудования обычно для АЭС не рассматриваются, так как считается, что это крайне маловероятные события.
Специфика работы ACT - непосредственная близость к городу - заставляет учитывать даже и эти предельно редкие повреждения. Для этого надо создать технические средства, которым под силу обеспечить требуемые санитарные условия работы ACT не только при разрыве трубопровода, но и при повреждении корпуса реактора.
Особенности реактора ACT (применение естественной циркуляции и интегральной компоновки, а также низкого давления внутри корпуса) позволяют эту задачу успешно решить на уровне приемлемых затрат. И сводится это к созданию довольно простой конструкции: второго, страховочного корпуса, который не исключал бы возможности осмотра основного, несущего корпуса, никак не ослаблял бы наших требований н его надежности как главного элемента установки, но позволял бы при самых крайних, непредвиденных нарушениях полностью удержать в своем объеме всю начинку реактора и весь теплоноситель, содержащий радиоактивные вещества.
Вот модель такого крайнего события. При разрыве основного корпуса внутренний объем, занимаемый теперь теплоносителем, несколько увеличится, соответственно упадет давление, примерно на 30%, уровень воды хотя и понизится, но она по-прежнему будет охватывать всю активную зону и обеспечивать ее охлаждение. Благодаря такому соответствию характеристик работающего и защитного оборудования обеспечивается надежное охлаждение активной зоны.

ВЕСОМЫЙ ВКЛАД
Корреспондент. Когда и где будут строиться ACT с такими реакторами? Каковы ближайшие перспективы развития атомного теплоснабжения?
В. Сидоренко. Уже начато сооружение двух головных ACT: под Горьким и Воронежем. Каждая из них двухблочная - с двумя реакторами по 500 МВт, то есть общей мощностью 1000 МВт. Строительные площадки находятся за чертой города, на расстоянии 1,5-2 км. ACT будут обеспечивать теплом районы Горького и Воронежа, насчитывающие примерно по 300-400 тысяч жителей. Предполагается, что в строй действующих эти станции войдут через несколько лет.
Говоря о перспективах атомного теплоснабжения, хочу обратить внимание еще на одну существенную особенность ACT. Параметры и режимы их работы рассчитаны так, что станции вписываются в существующие сети как дополнительный источник тепла. Создание таких новых мощных централизованных источников позволит демонтировать устаревшие установки, работающие на органическом топливе, а достаточно технически совершенные, но мелкие использовать в режиме пиковых нагрузок, которые наиболее часто возникают в холодное время года. Сами же ACT возьмут на себя базовую часть нагрузки.
По управляемости ACT - весьма гибкий агрегат, который не накладывает никаких специфических требований к управлению тепловыми сетями в смысле регулирования распределением тепла, что очень важно. В принципе ACT может покрывать и пиковую нагрузку, но для атомной станции, как для всякого капиталоемкого оборудования (капиталовложения велики, а топливная составляющая мала), наиболее экономичен режим максимально возможной постоянной мощности, то есть базовый. *** В заключение приведу высказывание вице президента Академии наук СССР академика А. П. Александрова о перспективах развития атомного теплоснабжения. Оценивая роль в этом деле ACT, он пишет, что в новой пятилетке «можно ожидать их широкое распространение, К 1990 году строительство таких станций будет иметь смысл в нескольких сотнях населенных пунктов СССР, поскольку ACT позволят сэкономить большое количество нефти, равное трети ее сегодняшней добычи в стране. Это будет весомый вклад в народное хозяйство, а главное, атомное тепло будет в два раза дешевле, чем то, которое дают котельные на органическом топливе» BR> ***
Об авторе .
(р. 1929) - российский ученый, член-корреспондент РАН (1991; член-корреспондент АН СССР с 1981).
Заместитель министра РФ по атомной энергии (1993-1996)
Член редколлегии журналов "Атомная энергия", "Природа";
член Международной консультативной группы по ядерной безопасности при генеральном директоре МАГАТЭ.
Дважды лауреат Государственной премии СССР.
Основные труды по созданию реакторов для АЭС.
***
Современная 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.
Википедия

Атомная станция теплоснабжения.
25.07.2010
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 посёлокБилибино 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.
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.

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.