Деятельность плавучей атомной электростанции

Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство образования и науки РФ

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение

Высшего профессионального образования

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Обнинский институт атомной энергетики (ИАТЭ) НИЯУ МИФИ

РЕФЕРАТ

Плавучие АЭС. Преимущество и недостатки. Возможности развития транспортабельных АЭС, АТЭЦ малой мощности в России и в мире

Выполнил:

Студент группы Ф-С10

Атасыкова Д.П.

Проверил: Мурогов М.В.

Доктор технических наук

Обнинск, 2014г.

ВВЕДЕНИЕ

Идея создания плавучих атомных станций для использования атомной энергии на море впервые была высказана, по-видимому, Ричардом Экертом, вице-президентом «The Publick Service Electric and Gas Co. Of New Jersy», США, в 1969 году (Grossman, 1980). Тогда энергетический гигант «Вестингауз» даже создал специальную дочернюю энергетическую компанию -- «Offshore Power Systems», которая планировала построить в 1980-1981 годах восемь плавучих атомных станций мощностью 1150 МВт каждая. Идея провалилась, несмотря на затраченные компанией 180 млн. долларов США, из-за сопротивления властей прибрежных штатов, общественности и явной экономической неэффективности проекта. Исторически ядерная энергия рассматривалась, прежде всего, полезной для военных целей. Однако с развитием гражданских атомных технологий и появлением большого количества атомных реакторов на военных судах, подводных лодках и ледоколах, стали очевидны выгоды мобильных источников энергии, которые можно было использовать в отдалённой и неосвоенной местности.

Минатом России на протяжении последних пятнадцати лет активно пропагандирует идею размещения на Севере и Дальнем Востоке Российской Федерации так называемых плавучих атомных станций малой мощности. Прототипами энергоустановок для этих станций были выбраны реакторные установки типа КЛТ-40С, имеющие опыт эксплуатации на нескольких советских (российских) атомных ледоколах и лихтеровозе «Севморпуть» и использующие в качестве топлива высокообогащенный уран.

«Пресс-служба Минатома сообщила, что в рамках конверсии разработано предложение построить серию плавучих АЭС на базе высоконадежных и проверенных длительной эксплуатацией ледокольных реакторных установок. Такие АЭС мощностью до 80 МВт могут решить острейшую проблему энергообеспечения прибрежных регионов Севера и Востока России. Первая подобная АЭС, как отмечается, может быть построена в течение 4 лет. Срок окупаемости такой АЭС определяется в 5-6 лет после ввода ее в эксплуатацию» Москва, 21 января 1999 г., корр. ИТАР-ТАСС Леонид Райцин.

ОСНОВНЫЕ ЗАДАЧИ ПАТЭС

1.повышение энергобезопасности в Арктике;

2.снижение объемов северного завоза и уменьшение потребления углеводородов;

3.обеспечение разработки месторождений полезных ископаемых в районах Севера и на шельфе арктических и дальневосточных морей;

4.повышение качества жизни населения и создание условий для социально-экономического развития удаленных регионов Крайнего Севера и Дальнего Востока;

5.модернизация топливно-энергетического комплекса на основе современных эффективных энерготехнологий;

6.повышение конкурентоспособности российской энергетики на отечественном и мировом рынках.

ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ПРОЕКТА ПАТЭС

Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) - энергоисточник нового поколения, созданный на базе российских технологий атомного судостроения для надежного круглогодичного энергоснабжения объектов промышленности, инфраструктуры и населения в удаленных районах Арктики и Дальнего Востока России, в топливодефицитных и экстремально суровых климатических регионах страны.

Основной элемент станции - плавучий энергоблок (ПЭБ) - несамоходное судно, на котором размещен комплекс энергетического оборудования. ПЭБ сооружается на судостроительном заводе и доставляется к месту размещения ПАТЭС морским путем в полностью готовом виде.

Другим элементом ПАТЭС, который возводится непосредственно на площадке размещения, является комплекс вспомогательных береговых и гидротехнических сооружений, обеспечивающий установку плавучего энергоблока и передачу тепла и электроэнергии потребителям.

Технология сооружения ПАТЭС позволяет существенно сократить сроки строительства, обеспечить контроль качества, минимизировать воздействие на окружающую среду - как в ходе строительства, так и в процессе эксплуатации.

Плавучая АЭС включает двухреакторную энергоустановку, два турбогенератора, комплекс электротехнического оборудования, резервные дизельные и котельные установки, а также жилые и резервные помещения с необходимыми средствами и системами, обеспечивающими проживание обслуживающего персонала. Она представляет собой гладкопалубное прямоугольное плавучее несамоходное сооружение с развитой многоярусной надстройкой ПАЭС -- судно ледокольного класса. Водозаборы и водовыпуски находятся по бортам. Осадка судна зависит от того, предусматривается ли на нем хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Проектом предусматривается вариант АЭС с хранилищем отработавшего ядерного топлива и комплексом средств, обеспечивающих выполнение перезарядок реакторов, без привлечения плавучей технической базы в течение межремонтного периода, который должен составить 10-12 лет.

Расчетный срок службы основного оборудования -- 40 лет, период непрерывной работы паротурбинной установки -- 7000 часов. В будущем предполагается, что на место выбывающей на ремонт ПАЭС «должна ставиться другая, а первая после капитального ремонта и выгрузки отработанного ядерного топлива может направляться на другую площадку». После завершения монтажа АЭС она должна быть испытана в заводских условиях с выработкой электроэнергии и тепла. После устранения всех выявленных неполадок АЭС будет отбуксирована к месту эксплуатации. Здесь она швартуется у причала или устанавливается вблизи берега на «мертвых» якорях. На месте постоянной стоянки плавучая АЭС должна быть защищена от волн и воздействия льдов специальными гидротехническими сооружениями. На берегу должны быть сооружены устройства для приема, распределения и передачи электроэнергии и тепла потребителям. Мурманское морское пароходство предложило организовать обслуживание плавучей АЭС на базе обслуживания атомных ледоколов. В начале 90-х годов СССР построил 256 атомных кораблей, в том числе 243 атомные подводные лодки, три атомных крейсера, один атомный корабль управления, восемь атомных ледоколов и одно атомное транспортное судно (лихтер). На борту этих кораблей эксплуатировалось от 466 до 481 ядерных реакторов (Маринина, Доценко, 1994). Гибель четырех атомных подводных лодок у нас в стране, а также проблемы, связанные с утилизацией атомных ледоколов и полутора сотен атомных лодок на российском Севере и Дальнем Востоке, заставляет заново оценить как саму идею использования атомной энергии для плавучих атомных электростанций малой мощности, так и выбранные проектантами технические решения. Согласно проектным материалам реакторная ядерная паро-производящая установка (ЯППУ) КЛТ-40С представляет собой реакторную установку с водо-водяным реактором корпусного типа. В первом контуре принята газовая компенсация давления. Реактор, парогенераторы и главные циркуляционные насосы, составляющие основные элементы первого контура, объединены в парогенерирующий блок силовыми патрубками. Блок размещен в кессонах бака металловодной защиты.

ХАРАКТЕРИСТИКА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ

плавучий атомный электростанция реакторный

Реактор состоит из корпуса, крышки, выемного блока и активной зоны. На крышке реактора установлены приводы органов компенсации избыточной реактивности -- компенсирующие группы (КГ) и четыре исполнительных механизма аварийной защиты (АЗ). Исполнительный механизм АЗ состоит из реечного механизма с пружиной, сервопривода и асинхронного электродвигателя. Привод КГ включает винтовой механизм, редуктор и шаговый электродвигатель. Также на крышке реактора установлены два размыкателя электропитания по давлению (РЭД), как страховочные устройства безопасности в запроектных ситуациях, связанных с отказом электрических управляющих систем безопасности. В случае «заброса» давления в первом контуре до 200 кгс/см2 и более один РЭД обесточивает четыре электродвигателя органов регулирования АЗ, а второй -- обесточивает пять шаговых электродвигателей КГ. Возврат РЭД в исходное состояние, обеспечивающее восстановление электропитание двигателей механизмов АЗ и КГ, возможен лишь после снижения давления в первом контуре до атмосферного и выполняется на крышке реактора вручную посредством специального рычага.

Корпус реактора обновлен по сравнению с ледокольными реакторами, так как его диаметр увеличен. Это потребовалось для того, чтобы после изъятия из реактора стального экрана между корпусом и активной зоной, обеспечивалась бы компенсация ухудшения защиты корпуса от облучения потоками нейтронов посредством увеличения толщины водяного слоя между зоной и корпусом реактора.

Активная зона состоит из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС), что позволяет перегружать отработанное топливо отдельными сборками. ТВС состоит из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) стержневого типа. Парогенератор представляет собой прямоточный вертикальный цилиндрический трубный аппарат, трубная система которого набрана из цилиндрических спиральных змеевиков. Все источники ионизирующих излучений (реактор, парогенератор, главные циркуляционные насосы, спецводоочистка, хранилище отработанного ядерного топлива и др.) окружены биологической защитой в виде оболочек из стали и бетона, окруженных водой. Конструктивно биологическая защита выполнена в виде бака с водой, съемных бетонных блоков сухой защиты и периферийной стальной защитной оболочки. Эта оболочка рассчитана на внутреннее давление, возникающее при максимальной проектной аварии. Такой аварией считается разрыв полного сечения трубопровода первого контура.

Предполагается, что в случае аварийного повышения давления внутри защитной оболочки откроются аварийные заглушки и паро-воздушная смесь будет направлена в барботажную цистерну с водой.

Системы безопасности реакторной установки КЛТ-40С включают:

-систему управления и защиты реактора;

-систему аварийного охлаждения (проливки) активной зоны;

-систему снижения аварийного давления в защитной оболочке;

-систему защиты первого контура от переопрессовки;

-систему отвода остаточных тепловыделений.

-систему ввода жидкого поглотителя в теплоноситель первого контура, далее -- в реактор;

-размыкатели электропитания по давлению (РЭД) в цепях электропитания двигателей механизмов КГ и АЗ.

Аварийная остановка реактора осуществляется введением в активную зону стержней аварийной защиты и компенсирующих групп. Для случая обесточивания приводов компенсирующих групп в их механизмах обеспечивается опускание в активную зону стержней под действием собственного веса, а стержней аварийной защиты -- за счет энергии сжатых разгоночных пружин, но после того, как дополнительно произойдет обесточивание удерживающих электромагнитов. Обесточивание же удерживающих электромагнитов обеспечивается либо сигналом, вызывающим срабатывание «АЗ», либо вручную оператором управления посредством нажатия на кнопку «АЗ». Для снижения реактивности активной зоны в случае застревания (зависания) стержней компенсирующих групп в исходном положении перед срабатыванием АЗ реактора предусмотрен ввод в теплоноситель первого контура жидкого поглотителя из системы, состоящей из бака с раствором азотнокислого кадмия и трубопровода, соединяющего полость бака с коллектором системы подпитки первого контура. В этом трубопроводе предусмотрен съемный участок трубы, устанавливаемый в трубопровод после возникновения аварии, связанной с зависанием (потерей «самохода») части или всех стержней КГ. Система аварийного охлаждения (проливки) активной зоны реактора включает три высоконапорных электронасоса и цистерну с запасом воды. После снижения давления в реакторе проливка продолжается резервным питательным насосом. Для дорасхолаживания активной зоны предусмотрена возможность рециркуляции воды из барботажной цистерны насосами системы дренажа. Система отвода остаточных тепловыделений выполнена в виде двух независимых каналов расхолаживания: водой второго контура через парогенераторы или водой третьего контура через теплообменник. Одним из элементов систем локализации аварий является защитная оболочка (ЗО). Она представляет собой прочноплотную выгородку и рассчитана на внутреннее давление, реализующееся при максимальной проектной аварии (МПА) -- разрыве полным сечением трубопровода первого контура. Система снижения аварийного давления в З.О. включает барботажную цистерну с пресной водой, каналы для подвода паро-воздушной смеси в цистерну пресной воды, предохранительные заглушки.

ПАРОТУРБИННАЯ УСТАНОВКА (ПТУ)

В состав паротурбинной установки ТК-35/38-3.4 входят: паровая турбина с системой травления пара, валоповоротное устройство, система парораспределения со стопорными клапанами, система регулирования и защиты. Назначенный срок службы основного оборудования ПТУ составляет 40 лет, службы между заводскими ремонтами -- 10-12 лет, период непрерывной работы ПТУ -- 8000 часов.

ПРЕИМУЩЕСТВА, НЕДОСТАТКИ И ОПАСНОСТЬ ПАЭС

К числу достоинств плавучих АЭС с реакторами КЛТ-40 относятся:

1.возможность быстрой организации строительства на специальных судостроительных заводах, производственные мощности которых высвобождены в результате конверсии;

2. доставка станций к месту эксплуатации в полностью готовом виде с проведением комплекса испытаний на заводах-изготовителях;

3.минимальные сроки и объемы работ по возведению береговых сооружений, обеспечивающих эксплуатацию станции;

4.возможность задействования при эксплуатации ПАЭС существующей инфраструктуры атомного флота;

5.упрощение защиты от сейсмических воздействий;

6.более простая по сравнению со стационарными АЭС процедура снятия с эксплуатации.

Недостатки ПАТЭС:

-Конструкционные недостатки

-Сейсмическая опасность

-Угроза влияния газоаэрозольных радиоактивных выбросов

-Тепловое воздействие на окружающую среду

-Угроза ядерного терроризма

-Юридические проблемы

- Высокие затраты

Конструкторы реакторной установки КЛТ-40С и разработчики обоснования безопасности и оценки инвестиций на сооружение ПАЭС в целом утверждают, что проекты разработаны в соответствии с положениями и требованиями нормативных документов (НД), регламентирующих надежность, ядерную и радиационную безопасность АЭС. Диаметр корпуса реактора увеличен, как следствие изъятия из реактора стального экрана, является наиболее существенным изменением. Такой реактор не имеет подтверждения его надежной работоспособности опытом эксплуатации, тем более на заявленный срок работы 40 лет. В связи с этим следует отметить, что для увеличенного диаметра корпуса реактора в технологии и контроле качества его изготовления неизбежны изменения. А это, в свою очередь, не позволяет принимать крайне малую, регламентируемую в НД, вероятность разрушения корпуса реактора для процесса эксплуатации ПАЭС. Стало быть, использование в ПАЭС корпуса ядерного реактора, не имеющего аналога с длительной наработкой «флюенса», т.е., не подтвержденного опытом эксплуатации (хотя бы «ледокольной» длительности), противоречит действующим НД.

Если в первом контуре водоохлаждаемого реактора происходит неконтролируемая течь воды (в таких реакторах вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем) или она по другим причинам перестает циркулировать в системе охлаждения, то возможно разрушение активной зоны и последующий выход радиоактивных продуктов. А гарантии, что не произойдет разгерметизация системы и теплоноситель не перестанет охлаждать активную зону, никто не в состоянии дать. «Водоохлаждаемые реакторы, несмотря на весь опыт, полученный при работе на них, в принципе не могут быть высокобезопасными… Нельзя создать безопасную атомную энергетику на базе водоохлаждаемых реакторов» Академик В.И. Субботин. Недостатком реактора КЛТ-40 является его топливо - уран высокого обогащения (свыше 20%). Использование в плавучих атомных станциях на базе реакторов КЛТ-40 подобного топлива приводит к возникновению проблемы обеспечения нераспространения ядерных материалов, которые могут быть применены в военных или террористических целях, особенно в случае эксплуатации плавучих атомных станций в странах, не обладающих ядерным оружием. Ниже приведен перечень причин аварийных ситуаций, которые могут возникнуть на водоохлаждаемых реакторах:

-при потере герметичности тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) продукты деления выходят в теплоноситель, при этом повышается радиоактивность первого контура. Для справки: для реакторов типа В-230, В-179 средняя доля разгерметизации составляет 3,5*10-5 . Для реакторов типа В-1000 средняя доля разгерметизации составляет 1,2*10-5;

-по самым разным причинам может возникнуть интенсивное парообразование в первом контуре и произойти паровой взрыв; энергии при этом будет достаточно, чтобы сбросить крышку реактора или разрушить первый контур;

-в конструкционных материалах стенок корпуса реактора (патрубках) и трубопроводов могут возникать трещины, развитие которых может привести к потере герметичности первого контура, а как следствие к радиационной аварии на реакторной установке.

Наряду с этим в проекте ПАЭС нет данных о режиме, при котором исключалось бы выпадение из раствора в осадок азотнокислого кадмия, не указана необходимость проверки ее перед выводом реактора на мощность наряду с другими системами безопасности.

По аналогии с авариями, случавшимися на транспортных реакторах (Павлов, 1997), и в свете технических характеристик плавучей АЭС можно сформулировать девять основных замечаний к материалам проекта:

1. На водо-водяных реакторах принципиально нельзя исключить возможности аварии, связанной с расплавлением активной зоны. В материалах проекта не содержится расчетов такой запроектной аварии с предельным аварийным выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

2. Известно, что большая часть аварий на АЭС происходит в результате ошибок или несанкционированных инструкциями действий персонала. В материалах проекта не рассмотрены режимы работы АЭС, связанные с ошибками эксплуатационного персонала станции.

3. В материалах проекта не предусмотрено надежное обеспечение аварийного расхолаживания реактора при полном обесточивании АЭС.

4. В материалах проекта не предусмотрено достаточно надежное предотвращение осушения активной зоны при разрыве какого-либо элемента первого контура.

5. В материалах проекта не предусмотрено надежное воспрепятствование несанкционированному пуску реактора.

6. В материалах проекта отсутствует дистанционный контроль корпуса (внешней и внутренней поверхности металла) реактора.

7. В материалах проекта не рассмотрены аварийные режимы, приводящие к интенсивному высвобождению реактивности в реакторе с наложением отказов, связанных с потерей «самохода» стержней компенсирующих групп.

8. В материалах проекта отсутствует анализ аварии, связанной с разрушением корпуса реактора, как не имеющего аналога с подтвержденной работоспособностью опытом эксплуатации.

9. В материалах проекта не рассмотрены аварии, сопровождающиеся потерей управления приводами механизмов КГ и стержней АЗ вследствие срабатывания РЭД при переопрессовках первого контура или отказах в контактных узлах РЭД.

ПЕРСПЕКТИВЫ ПАТЭС

ОАО «Концерн Росэнергоатом» осуществляет подготовку к серийному строительству ПАТЭС, ведет работу по обоснованию перспективных площадок размещения ПАТЭС в Чукотском автономном округе, Республике Саха (Якутия) и других регионах России.

Выполненные оценки показывают экономическую эффективность использования ПАТЭС для энергоснабжения объектов добычи и транспортировки природного газа, при освоении месторождений углеводородов и других полезных ископаемых.

Существует интерес к использованию таких станций и за рубежом, в ряде стран Азии, Африки, Латинской Америки и Ближнего Востока. Перспективы зарубежного применения, в частности, связаны с возможностью использования ПАТЭС в составе ядерных опреснительных комплексов.

ПАТЭС в г. Вилючинске является референтным проектом и должна открыть перспективы для модернизации инфраструктуры удаленных регионов России на базе атомной энергетики, повышения энергетической безопасности районов Арктики, снижения объемов северного завоза и обеспечения разработки месторождений полезных ископаемых в районах Севера и на шельфе арктических морей.

МАЛАЯ АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Малая атомная энергетика является эффективным вариантом развития энергетики в зоне децентрализованного энергоснабжения, обеспечивающим энергетическую безопасность, решение основных социально-экономических проблем и развитие удаленных районов.

Основные требования к блочным транспортабельным ЯЭУ

-Компактность, надежность и апробированность технологии

-Высокий уровень безопасности и экологичности, позволяющий без неприемлемого риска приблизить ЯЭУ к потребителям

-Экономические показатели, обеспечивающие конкурентоспособность транспортабельных ЯЭУ по сравнению с альтернативными энергоисточниками в рассматриваемых регионах

-Автономность, минимальный объем обслуживания и эксплуатация реактора без перегрузок топлива в течение всего срока службы

-Устойчивость к нераспространению, в том числе путем снижения обогащения топлива ниже 20%

Основные решаемые проблемы:

-обеспечение энергетической безопасности удаленных труднодоступных территорий РФ, стран СНГ и сопредельных стран СНГ, энергоснабжение населенных пунктов с численностью жителей до 2500 человек и объектов промышленности стратегического значения;

-сокращение объемов перекрестного субсидирования и ограничение темпов роста тарифов на электрическую и тепловую энергию;

-сокращение объемов северного завоза органического топлива;

-улучшение демографической и экологической обстановки удаленных районов.

Объективные обстоятельства свидетельствуют о возрастающей актуальности процесса развития атомной генерации малой и средней мощности:

*По данным МАГАТЭ разработчиками ядерных энергетических установок к настоящему времени заявлены более 50 проектов ЯЭУ малых (до 300 МВт (эл.)) и средних (до 700 МВт (эл.)) мощностей. Проекты АЭС малой и средней мощности на рынке атомных энергетических услуг предлагают ведущие мировые и национальные компании;

*О намерении поставлять развивающимся странам реакторы средней мощности было заявлено в американской программе «Global Nuclear Energy Partnership» в 2006 г.;

*Между американским и российским ядерными обществами подписано соглашение о сотрудничестве в развитии АЭС малых и средней мощности;

*В России начато строительство первой в мире плавучей атомной теплоэлектростанции «Михаил Ломоносов» мощностью 70 МВт (эл.) на основе двух реакторов КЛТ-40С;

*Многие развивающиеся страны заявили о намерении использовать атомную энергию для своего промышленного и социального развития. Экономические и географические особенности этих стран делают целесообразным строительство атомных станций малых и средних мощностей.

Стоит отметить, что в «Энергетической стратегии России на период до 2030 года», утвержденной распоряжением Правительства РФ от 13 ноября 2009 г. № 1715-р, атомная теплофикация не выделена самостоятельной позицией и только на третьем этапе предусмотрено использование малой атомной энергетики, включая плавучие атомные теплоэлектростанции, для районов Крайнего Севера и Дальнего Востока, а также модульных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов с целью производства электроэнергии, коммунального тепла и высокотемпературного тепла для технологических целей, в том числе для производства водорода. Перспективными являются проекты АТЭЦ с установками СВБР-100 (текущее десятилетие), а для промышленных комплексов - с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами.

Работы по установкам СВБР (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор) были рассмотрены научно-техническим советом «Росатома» еще в 2006 г. и одобрены с учетом заключений независимой экспертизы. На основе рекомендации НТС работа по созданию опытно-промышленного энергоблока с реактором СВБР-100 была включена в ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Строительство плавучей атомной станции и предстоящая ее эксплуатация оставляют открытыми множество вопросов и вызывают сомнения в целесообразности этого проекта не только у общественности, но и у специалистов, включая самих инициаторов и создателей ПАТЭС. Для Росатома это бизнес-проект, успешность которого неочевидна.

Строительство и эксплуатация плавучих АЭС связаны с большими и недооцениваемыми атомщиками экологическими рисками. Кроме этого, открытыми остаются вопросы по технике, технологии, экономике, безопасности и многому другому.

Таким образом, утверждать, что проект ПАТЭС исключительно положителен, нельзя, поскольку он имеет и ряд негативных моментов, и говорить о его будущем пока рано.

ИСПОЛЬЗОВАННАЯ ЛИТЕРАТУРА

1. http://rad-stop.ru/plavuchie-aes-vvedenie/#.U4JxJXJ_snM

2. http://ru.wikipedia.org/wiki

3. http://bellona.ru/filearchive/fil_Floating-npps-ru.pdf

4. http://www.rosteplo.ru/Tech_stat/stat_shablon.php?id=2826

5. http://profbeckman.narod.ru/NIL15.pdf

Размещено на Allbest.ru