Материал: Атомные станции теплоснабжения. учебное пособие. Мелькумов В.Н., Чуйкин С.В
Продолжение табл. 1.1
Название |
Описание |
Нововоронежская АЭС |
Расположение: близ г. Нововоронеж (Воронежская обл.). Тип реактора: ВВЭР различной мощности. Энергоблоков: 3 (еще 2 выведены из эксплуатации). Год ввода в эксплуатацию: 1964, 1969, 1971, 1972, 1980. Первая в России АЭС с реакторами типа ВВЭР. Каждый из пяти реакторов станции является прототипом серийных энергетических реакторов. Энергоблок № 1 был оснащен реактором ВВЭР-210, энергоблок № 2 – реактором ВВЭР-365, энергоблоки №№ 3, 4 – реакторами ВВЭР-440, энергоблок № 5 – реактором ВВЭР-1000. В настоящее время в эксплуатации находятся три энергоблока (энергоблоки №№ 1, 2 были остановлены в 1988 и 1990 гг.). Нововоронежская АЭС-2 сооружается по проекту АЭС-2006 с использованием реакторной установки ВВЭР-1200 [1, 2]. |
Ростовская АЭС |
Расположение: близ г. Волгодонска (Ростовская обл.). Тип реактора: ВВЭР-1000. Энергоблоков: 2+2 в стадии строительства. Год ввода в эксплуатацию: 2001, 2010. Ростовская АЭС расположена на берегу Цимлянского водохранилища, в 13,5 км от Волгодонска. Она обеспечивает около 15 % годовой выработки электроэнергии в регионе. Энергоблок №2 введен в промышленную эксплуатацию 10 декабря 2010 года. Процесс физического пуска энергоблока №3 Ростовской атомной станции начался 14 ноября 2014 года [1, 2]. |
Смоленская АЭС |
Расположение: близ г. Десногорска (Смоленская обл.). Тип реактора: РБМК-1000. Энергоблоков: 3. Год ввода в эксплуатацию: 1982, 1985, 1990. АЭС состоит из трёх энергоблоков с реакторами РБМК-1000. Станция сооружена в 3 км от города-спутника Десногорск, на юге Смоленской области. В 2007 году она первой среди АЭС России получила сертификат соответствия системы менеджмента качества международному стандарту ISO 9001:2000. САЭС - крупнейшее градообразующее предприятие Смоленской области [1, 2]. |
Балтийская АЭС |
Расположение: близ г. Неман (Калининградская обл.). Тип реактора: ВВЭР-1200. Количество энергоблоков: 2. Балтийская АЭС - первый проект сооружения атомной станции на территории России, к которому планируется допустить частных инвесторов. Проект предусматривает использование реакторной установки ВВЭР мощностью 1200 МВт (электрических). Расчетный срок службы каждого блока – 60 лет [1, 2]. |
Продолжение табл. 1.1
Название |
Описание |
Нижегородская АЭС |
Расположение: пос. Монаково, Нижегородская область. Тип реактора: ВВЭР-1200. Количество энергоблоков: 2. Строительство двухблочной Нижегородской АЭС находится на стадии работы над проектной документацией и материалами для получения лицензий на сооружение станции. В ближайшее время планируется завершить инженерные изыскания на площадке будущего строительства, в том числе на территории будущего жилого поселка энергетиков и линейных объектов на окрестных территориях [1,11]. |
АЭС «Ниньтхуан» (Вьетнам) |
Расположение: близ г. Фуокдин (провинция Ниньтхуан). Тип реактора: ВВЭР-1000 или ВВЭР-1200. Количество энергоблоков: 2 (в стадии сооружения). Проект сооружения первой АЭС во Вьетнаме предполагает строительство энергоблоков №1 и №2 с реакторами типа ВВЭР-1000 или ВВЭР-1200 (окончательный выбор пока не сделан). Место реализации проекта - провинция Ниньтхуан, Вьетнам. В рамках реализации проекта в России на технических специальностях обучаются студенты из Вьетнама [1, 14]. |
Белорусская АЭС (Беларусь) |
Расположение: близ г. Островец (Гродненская область). Тип реактора: ВВЭР-1200. Количество энергоблоков: 2 (в стадии сооружения). АЭС будет состоять из двух энергоблоков мощностью 1200 МВт каждый. Для строительства первой белорусской АЭС был выбран проект "АЭС-2006", который полностью соответствует рекомендациям МАГАТЭ. Строительство АЭС осуществляется российской стороной [1, 12]. |
АЭС «Бушер» (Иран) |
Расположение: близ г. Бушер (провинция Бушир). Тип реактора: ВВЭР-1000. Количество энергоблоков: 3 (1 – построен, 2 – в стадии сооружения). АЭС «Бушер» – первая в Иране и на Ближнем Востоке атомная электростанция. Строительство было начато в 1974 году немецким концерном Kraftwerk Union A.G. и приостановлено в 1980 году из-за решения о присоединении к эмбарго на поставки оборудования в Иран. Строительство АЭС было возобновлено в 1995 году. Российским подрядчикам удалось осуществить интеграцию оборудования в строительную часть, выполненную по немецкому проекту. Электростанция была подключена к электрической сети Ирана в сентябре 2011 года. В 2014 г. был заключен контракт на сооружение еще двух энергоблоков АЭС [1, 13]. |
Продолжение табл. 1.1
Название |
Описание |
Плавучая АЭС «Академик Ломоносов» |
Расположение: районы Крайнего Севера. Тип реактора: КЛТ-40С. Количество энергоблоков: 2. Первая в мире плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) оснащена судовыми реакторами типа КЛТ-40С. Аналогичные установки успешно эксплуатируются на атомных ледоколах. Электрическая мощность станции составит 70 МВт. Основной элемент станции – плавучий энергоблок сооружается промышленным способом на судостроительном заводе и доставляется к месту размещения морским путем в готовом виде. На площадке размещения строятся только вспомогательные сооружения, обеспечивающие установку плавучего энергоблока и передачу тепла и электроэнергии на берег. Строительство первого плавучего энергоблока началось в 2007 году на ОАО ПО «Севмаш», в 2008 году проект был передан ОАО «Балтийский завод» в Санкт-Петербурге. 30 июня 2010 года состоялся спуск на воду плавучего энергоблока. В 2016 году планируется завершение строительства [1, 2]. |
АЭС «Куданкулам» (Индия) |
Расположение: близ г. Куданкулам (штат Тамилнад). Тип реактора: ВВЭР-1000. Количество энергоблоков: 4 (3 - в стадии сооружения). Проект «АЭС-92», по которому сооружается станция, был разработан институтом «Атомэнергопроект» на базе серийных энергоблоков, которые длительное время эксплуатируются в России и странах Восточной Европы. Первый блок АЭС "Куданкулам" был включен в национальную энергосистему Индии в 2013 году. Он является на сегодняшний день самым мощным в Индии и соответствует наиболее современным требованиям безопасности. Пуск второго энергоблока станции ожидается в 2016 году [1, 2]. |
АЭС «Руппур» (Бангладеш) |
Расположение: близ пос. Руппур (округ Пабна). Тип реактора: ВВЭР-1000. Количество энергоблоков: 2 (в стадии сооружения). Межправительственное соглашение о сотрудничестве в строительстве первой бангладешской АЭС "Руппур" было подписано в ноябре 2011 года. Первый камень был заложен осенью 2013 года. В настоящее время осуществляется подготовительная стадия строительства энергоблоков №1 и №2 с реакторами типа ВВЭР-1000, общей мощностью в 2000 МВт. Место реализации проекта – площадка в 160 км от г. Дакка. Основной отличительной чертой является оптимальное сочетание активных и пассивных систем безопасности [1, 15]. |
Продолжение табл. 1.1
Название |
Описание |
Тяньваньская АЭС (Китай) |
Расположение: близ г. Ляньюнган (округ Ляньюньган). Тип реактора: ВВЭР-1000. Количество энергоблоков: 4 (2 - в стадии сооружения). АЭС была построена российскими специалистами и сдана в 2007 году. Благодаря новым системам безопасности она считается одной из самых современных станций в мире. Третий и четвертый блоки Тяньваньской АЭС будут оснащены реакторными установками ВВЭР-1000 [1, 2]. |
АЭС «Аккую» (Турция) |
Расположение: близ г. Мерсин (провинция Мерсин). Тип реактора: ВВЭР-1200. Количество энергоблоков: 4 (в стадии сооружения). Проект АЭС «Аккую» предусматривает сооружение четырех энергоблоков с реакторами ВВЭР мощностью 1200 МВт каждый. Технико-экономические показатели АЭС обеспечат надежную и экономичную выработку электрической и тепловой энергии в соответствии с требованиями турецкого заказчика. Проектный срок эксплуатации АЭС - 60 лет [1, 2]. |
АЭС «Ханхикиви-1» (Финляндия) |
Расположение: мыс Ханхикиви (регион Пюхяйоки). Тип реактора: ВВЭР-1200. Количество энергоблоков: 1 (в стадии сооружения). В декабре 2014 года ЗАО «Русатом Оверсиз» объявило конкурс на выполнение проектно-изыскательских работ по сооружению АЭС "Ханхикиви-1". Компания Fennovoima Oy в июне 2015 года подала заявку на получение лицензии на строительство АЭС [1, 16]. |
Воронежская АСТ |
Расположение: близ г. Воронеж. Тип реактора: АСТ-500. Количество энергоблоков: 2 (в эксплуатацию не вводились). Строительство остановлено в 1990 г. [1, 2]. |
Горьковская АСТ |
Расположение: близ д. Федяково (Нижегородская обл.). Тип реактора: АСТ-500. Количество энергоблоков: 2 (в эксплуатацию не вводились). Строительство остановлено в 1993 г. [1, 2]. |
Окончание табл. 1.1
Название |
Описание |
Обнинская АЭС |
Расположение: г. Обнинск. Тип реактора: АМ-1. Количество энергоблоков: 1. Ввод в эксплуатацию: 1954 г.. Закрыта в 2002 г. [1, 2]. |
В табл. 1.2 представлены примеры атомных энергетических станций зарубежных проектов.
Таблица 1.2
Зарубежные проекты. Примеры функционирующих
и строящихся атомных станций
Название |
Описание |
АЭС «Атуча» (Аргентина) |
Расположение: г. Лима, провинция Буэнос-Айрес. Тип реактора: PHWR (тяжеловодный ядерный реактор). Количество энергоблоков: 2. Год начала строительства: 1968 г. Ввод в эксплуатацию: 1974 г. Мощность: №1-357 МВт, №2-745 МВт. АЭС «Атуча» стала первой в Латинской Америке атомной электростанцией [19]. |
АЭС «Эмбальсе» (Аргентина) |
Расположение: г. Эмбальсе провинция Кордова. Тип реактора: CANDU (тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор). Количество энергоблоков: 1. Ввод в эксплуатацию: 1984 г. Мощность: 648 МВт. Кроме электроэнергии, на станции производится кобальт-60, использующийся в промышленности, науке и медицине [20]. |
АЭС «Тианж» (Бельгия) |
Расположение: округе Тианж. Тип реактора: №1 – F 3-loop; №2 – W 3-loop; №3 – W 3-loop (Водо-водяные ядерные реакторы). Количество энергоблоков: 3. Ввод в эксплуатацию: 1975 г. Мощность: №1-962 МВт; №2-1008 МВт; №3-1015 МВт; Проектный срок эксплуатации реакторов - 30 лет. В 2003г. был принят закон, продливший срок эксплуатации реакторов АЭС Тианж до 40 лет [21]. |
Контрольные вопросы
Какое количество энергии выделяется при делении 1 кг урана 235?
Что входит в состав ядерного реактора?
Как классифицируются ядерные реакторы по способу размещения топлива?
Что называется тепловыделяющим элементом?
Как осуществляется отвод тепла из активной зоны?
Что называется кампанией топлива?
Назовите примеры атомных станций, осуществляющих функции теплоснабжения.
2. Конструкции основных типов ядерных энергетических реакторов
2.1. Общая характеристика
Ядерные реакторы обычно классифицируют по следующим признакам: по энергии нейтронов, при взаимодействии с которыми происходит деление ядер; по материалу замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах, виду и параметрам теплоносителя; по конструкционному исполнению; по назначению.
В зависимости от энергии нейтронов, вызывающих деление, реакторы классифицируются на реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. Быстрыми нейтронами называют нейтроны с энергией более 0,1 Мэв, тепловыми - менее 1 эв.
В качестве замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах (в реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует) используются вещества, имеющие большое сечение упругого и неупругого рассеяния, малое сечение захвата, малую атомную массу. Наибольшее распространение получили реакторы, в которых в качестве замедлителя используется вода или графит.
От вида теплоносителя во многом зависят теплотехнические параметры реактора и гидравлическая схема энергоустановки. К теплоносителям предъявляются следующие требования: хорошие теплофизические свойства (высокая теплоотдача и теплоемкость); низкое сечение захвата нейтронов; совместимость с конструкционными материалами; термическая и радиационная стойкость; приемлемые значения стоимости и расхода энергии на циркуляцию теплоносителя.
В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжелую воду, органические жидкости, газы, жидкие металлы.
В энергетических реакторах широкое распространение в качестве теплоносителя получила обычная вода. Она доступна, имеет невысокую стоимость, обладает хорошими теплофизическими свойствами. В некоторых реакторах вода является одновременно и теплоносителем, и замедлителем. Такие реакторы называются водо-водяными, причем они бывают с не кипящей водой под давлением - ВВРД, и с кипящей водой - BBPК. Вода широко используется в качестве теплоносителя в реакторах с графитовым замедлителем, которые называются водо-графитовыми.
К недостаткам воды как теплоносителя следует отнести высокое давление паров при относительно низкой температуре. Это требует в реакторах с водным теплоносителем создания высокого давления (6÷20МПа), что ведет к удорожанию установки и вызывает определенные сложности в эксплуатации. В большинстве случаев это относится к реакторам с некипящей водой.
По конструкции реакторы разделяют: на корпусные, канальные и бассейновые.
В корпусных реакторах делается общий подвод и отвод теплоносителя через патрубки. Внутри корпуса теплоноситель из общей раздаточной полости подается ко всем тепловыделяющим сборкам. Корпус реактора находится под давлением теплоносителя.
В канальных реакторах осуществляется индивидуальный подвод теплоносителя к каждой ТВС. Под давлением находятся корпуса ТВС, а корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя.
Конструкция реактора определяется главным образом видом замедлителя и теплоносителя. Водо-водяные реакторы выполняются корпусными, водо-графитовые – канальными. Исследовательские реакторы бывают чаще всего бассейнового типа.
Как корпусным, так и канальным реакторам присущи свои преимущества и недостатки. Преимуществом корпусных реакторов является компактность, отсутствие разветвленной сети трубопроводов, меньшее количество контрольно-измерительных приборов, более простой монтаж и обслуживание.