Предпосылки строительства АЭС в Актау

Необходимость строительства АЭС в Мангистауской области была установлена в результате анализа баланса мощностей в Республике Казахстан и перспектив развития регионов, с учетом замещения мощностей энергоисточников, выводимых из эксплуатации.
Единственным источником энергообеспечения Мангистауского региона является МАЭК-Казатомпром, в состав которого входят три теплоэлектроцентрали (ТЭЦ), работающие на природном газе. Фактически к 2015-2016 годам ТЭЦ-1 и ТЭЦ-2 должны быть выведены из эксплуатации в связи с полным окончанием технического ресурса, мощностей ТЭЦ-3 будет не хватать.
Согласно энергобалансу Министерства энергетики и мин. ресурсов РК, для обеспечения энергопотребления в Мангистауской области до 2030 года необходим ввод нового энергоисточника мощностью 900 МВт, с вводом первого энергоблока на уровне 2015 года с соответствующим электросетевым строительством.
В связи с созданием межгосударственной транспортной нефтегазовой магистрали Туркменистан-Казахстан-Россия-Европа, созданием жилищно-административного комплекса Актау-Сити, строительство «Морпорт Актау» - рост нагрузок Мангистауской области сверх принятого в балансе составит около 300 МВт.
При невыполнении мероприятий по обеспечению замены выбывающих мощностей, а также по их наращиванию, к 2016 году будет ощущаться существенная нехватка генерирующих мощностей, что отрицательно скажется на всех аспектах жизнедеятельности Актауского региона и всего полуострова Мангышлак.
Региону необходим новый источник электроэнергии, способный компенсировать выбывающие мощности и обеспечить возрастающие потребности в электроэнергии. Проект необходимо реализовать до периода дефицита электроэнергии в регионе.
Согласно ТЭИ, наиболее экономически целесообразно и безопасно строительство атомной станции на площадке ТОО " МАЭК-Казатомпром" с использованием действующей инфраструктуры и кадрового потенциала. В составе предприятия с 1973 по 1999 год эксплуатировался РУ БН-350.

11.3 РУ ВБЭР – 300.Водяной блочный энергетический реактор.

РУ ВБЭР-300 – водно - водяной блочный реактор с двухконтурной схемой отвода тепла, схож с РУ ВВЭР. Проект РУ основывается на технических решениях блочных судовых установок:

Тепловая мощность, МВт
Электрическая мощность, МВт
КПД, %	~35
Первый контур, Давление МПа	15, 7
Температура теплоносителя, °С: - на выходе из активной зоны - на входе в активную зону
Расход теплоносителя, т/ч
Второй контур Паропроизводительность, т/ч
Параметры перегретого пара за парогенератором: - давление, МПа - температура, °С.	6, 38
Температура питательной воды, °С.
Длительность кампании реактора, лет	1-2
Использования установленной мощности в год, ч,
Средняя глубина выгорания, МВт.сут/кг
Коэффициент технического использования, не менее	0, 87
Срок службы, год

Таб. 31Технические характеристики ВБЭР 300.

Компания российско-казахстанские атомные станции, ведет разработку проекта про строительству под Актау АЭС на базе РУ ВБЭР.

В качестве активной зоны была использованы кассетная активная зона на базе тепловыделяющей сборки типа ТВСА для реакторной установки ВВЭР-1000, а также теплоноситель первого контура с наличием борной кислоты до 8 г/кг в начале кампании.

В реакторной установке ВБЭР-300 применен прямоточный модульный змеевиковый парогенератор с движением среды второго контура внутри труб. Теплообменная поверхность трубной системы состоит из 37 унифицированных змеевиковых парогенерирующих модулей. Поверхность теплообмена модуля выполнена из труб 10х1, 2 мм и состоит из семи рядов цилиндрических многозаходных змеевиков, навитых на центральную трубу модуля.

Главный циркуляционный насос представляет собой агрегат, состоящий из диагонального насоса и герметичного асинхронного трехфазного электродвигателя с сухой обмоткой, отделенной от водяной полости тонкостенной перегородкой, выполненных в едином блоке.

В качестве привода в реакторной установке используется шаговый электромагнитный привод по типу ШЭМ-3 реактора ВВЭР-1000.

Первый контур в реакторной установке ВБЭР-300 выполнен герметичным, используется герметичная система очистки теплоносителя первого контура с выводом избытков борной кислоты в процессе выгорания топлива на специальных фильтрах системы очистки.

В реакторной установке ВБЭР-300 используется паровая система компенсации давления.

В составе реакторной установки использованы системы характерные для ядерной судовой энергетики и современных АЭС, в том числе системы безопасности пассивного принципа действия для аварийной защиты, отвода остаточных тепловыделений, аварийного охлаждения активной зоны и локализации.

Высокая степень самозащищенности (отсутствие больших течей, самоограничение и самоглушение за счет обратных связей в теплоотводных и реактивностных «авариях») в целом, позволило упростить системы безопасности и сократить вдвое число каналов для активных систем безопасности.

Реакторная установка размещена в двойной защитной оболочке, включающей:

герметичную внутреннюю стальную оболочку, рассчитанную на избыточное давление 0, 4 МПа с утечкой не более 0, 2% объема в сутки;
внешнюю защитную оболочку из железобетона без преднапряжения, обеспечивающую защиту от внешних воздействий (падение самолета массой 20 т, ударная волна).

Основные принципы безопасности, реализованные в проекте:

глубоко эшелонированная защита;
внутренняя самозащищенность;
пассивные системы безопасности;
апробированная практикой устойчивость к экстремальным воздействиям.

Свойства внутренней самозащищенности:

· отрицательные коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя, а также отрицательные паровой и интегральный мощностной коэффициенты реактивности во всем диапазоне параметров;

· активная зона с пониженной энергонапряженностью (менее 80 кВт/л);

устойчивая естественная циркуляция по всем контурам для обеспечения теплоотвода от остановленного реактора;

· применение реакторного блока с короткими силовыми патрубками между основным оборудованием, исключающими трубопроводы первого контура большого диаметра и применение сужающих устройств в патрубках вспомогательных систем первого контура - исключило классы аварий большой и средней течи первого контура;

использование прямоточных парогенераторов, ограничивающих рост мощности теплоотвода со стороны второго контура при разрыве паропровода.

Пассивные системы безопасности обеспечивают защиту реакторной установки без превышения установленных проектных пределов на всем спектре проектных аварий, включая аварии с потерей теплоносителя, потерей всех источников переменного тока в течение времени не менее 72 ч. Кроме, того предусмотрено резервирование систем управления за счет применения самосрабатывающих устройств.

Радиационная безопасность АТЭЦ с реакторной установкой ВБЭР-300 позволяет размещать ее вблизи города аналогично реакторным установкам типа АСТ.

Для АТЭЦ с реакторной установкой ВБЭР-300 дозовая нагрузка на население при нормальной эксплуатации пренебрежимо мала и не превышает 0, 3 мкЗв/год, что составляет 0, 01 % по сравнению с естественным радиационным фоном (2, 4 мЗв/год).

Результаты анализ радиационного воздействия на окружающую среду в проектных авариях показывают, что санитарно-защитная зона может быть ограничена площадкой АТЭЦ.

РУ ВБЭР-300 в составе энергоблок АТЭЦ с турбинной установкой типа Т-275/200-60/50 АООТ может обеспечивать производство электроэнергии до 295 МВт, при работе турбины в конденсационном режиме, или 200 МВт электроэнергии и 460 Гкал/ч тепла, при работе турбины в теплофикационном режиме.

Двухблочная АТЭЦ с реакторными установками ВБЭР-300 обеспечит теплоснабжение города и/или района крупного города с населением около 300 тыс., что соответствует достаточно большому количеству городов России.

АЭС с РУ ВБЭР-300 по сравнению с АЭС с РУ ВВЭР-1000 характеризуется меньшими абсолютными капитальными затратами на сооружение и более коротким сроком строительства, для заказчика снижается инвестиционный риск и сокращается срок начала возврата капиталовложений.

Выводы: РУ ВБЭР-300 единственный российский проект РУ типа PWR, средней мощности Поколения 3+. Решение о строительстве АЭС на РУ ВБЭР для Казахстана наиболее рационально.

Возвращаясь к концепции создания замкнутого ЯТЦ в перспективе необходимо строительство реакторов на быстрых нейтронах работающих на переработанном ОЯТ. В Казахстане уже имеется бесценный опыт эксплуатации РУ БН -350.

11.4 РУ СВБРСвинцово-висмутовый быстрый реактор.

РУ СВБРбыстрый реактор малой мощности – около 100 МВт электроэнергии, освоенный свинцово-висмутовый теплоноситель, интегральная (моноблочная) компоновка оборудования первого контура. Физические особенности БР малой мощности, природные свойства СВТ и моноблочная компоновка позволяют детерминистически исключить тяжелые аварии с катастрофическими последствиями, резко сократить количество систем безопасности, и тем самым обеспечить экономическую конкурентоспособность.

Высокая температура кипения (порядка 1670°C) свинцово-висмутового теплоносителя (СВТ) исключает аварии, связанные с кризисом теплосъёма в активной зоне, и обеспечивает возможность поддержания низкого давления в первом контуре в режимах нормальной эксплуатации и при любых мыслимых аварийных ситуациях.

Химическая инертность СВТ при взаимодействии с водой и воздухом, контакт с которыми возможен при разгерметизации контура, исключает возможность возникновения химических взрывов и пожаров по внутренним причинам.

Способность СВТ удерживать продукты деления (йод, цезий, актиниды - кроме инертных газов) резко снижает масштаб радиационных последствий аварий при постулированной течи СВТ

Преимущества:

хорошие параметры теплоносителя.
самоустранение течей, при контакте теплоносителей перового и второго контура.

развитые свойства внутренней самозащищенности и пассивной безопасности РУ СВБР
все оборудование первого контура размещено в корпусе реакторного моноблока
модульный принцип построения ЯППУ дает возможность варьировать мощность энергоблока (кратно 100 МВт(э)
возможность работы на разных видах топлива и в различных топливных циклах при большой продолжительности топливной кампании - не менее 7 лет.
возможностью транспортировки реакторов к месту эксплуатации и обратно в ядернобезопасном состоянии с «замороженным» теплоносителем

Недостатки:

· малая мощность.

· образование крайне токсичного ²¹⁰Po, в результате облучения висмута.

· проблема с теплоотводом в первом контуре

· низкий коэффициент воспроизводства

· негативный опыт эксплуатации АПЛ на РУ СВТ

При использовании обогащенного урана годовой расход природного урана на единицу мощности в РУ СВБР в 2–2, 5 раза больше, чем в РУ ВВЭР-1000, означает не высокую экономическую эффективность ТЦ на этом виде топлива. При использовании МОХ - топлива начальная удельная загрузка в РУ СВБР в 2–4 раза больше, чем в РУ БН-800, а коэффициент воспроизводства топлива имеет более низкое значение (1, 04 по проекту и менее 1, 0 по оценке экспертов).

РУ со СВТ для широкомасштабной гражданской АЭ на наличие у России опыта разработки и эксплуатации РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем в первом контуре.

Для атомных подводных лодок (АПЛ) ВМФ СССР были созданы и эксплуатировались РУ с СВТ двух проектов (ОКБМ и ОКБ «Гидропресс»). Всего было изготовлено и эксплуатировалось 10 объектов РУ данного типа, характерно, что 3 из них были выведены из эксплуатации аварийно, и восстановление их было признано невозможным.

Авария на головной АПЛ с расплавлением активной зоны и выходом радиоактивности за пределы первого контура была обусловлена попаданием воздуха в первый контур, образованием трудно растворимых окислов и ухудшением теплоотвода от активной зоны. Причины аварийного прекращения эксплуатации РУ не были связаны с какими-либо экстремальными обстоятельствами или ошибками персонала. Все АПЛ с РУ СВТ были выведены из эксплуатации в середине 1990х годов досрочно, до выработки проектного ресурса.

АПЛ с РУ СВТ эксплуатировались на низком уровне мощности (15–20% от номинальной величины), при пониженном уровне температур и скорости теплоносителя в первом контуре в течение всего срока службы. Энерговыработка активных зон составляла менее 10% от проектной СВБР-75/100. Причина досрочного прекращения эксплуатации АПЛ – сложность эксплуатации технологии СВТ. Проект СВБР не может быть признан приемлемым для большой АЭ по капитальным затратам, ввиду малой единичной мощности энергоблока.

Выводы:

Строительство быстрых реакторов важно для развития технологий трансмутации, что даст в будущем возможность построения замкнутого ЯТЦ.

Казахстанские специалисты обладают ценнейшим опытом, накопленным за годы в эксплуатации БН 350. Необходимо рассмотреть возможность строительства (в научных целях) РУ СВБР, на территории Казахстана.

⇐ Предыдущая 7 8 9 10 11 12 13 14 1516