USD 61.8031

-0.15

EUR 68.2924

-0.39

BRENT 60.62

-0.24

AИ-92 42.48

0

AИ-95 46.09

0

AИ-98 52.39

0

ДТ 48.1

+0.01

14 мин
65
0

Энергообеспечение в Арктике

Централизованное сетевое энергоснабжение охватывает менее 40% территории планеты. Помимо северных территорий России, необходимость в создании малых локальных энергоузлов наблюдается на северных территориях Канады, в Гренландии, на территории Южной Америки, Африки, Австралии, в ряде азиатских стран. Какие решения в области бесперебойного энергоснабжения предлагают российские разработчики?

В России проблема бесперебойного и качественного энергоснабжения особенно остро встает в связи с планами по масштабному освоению районов Крайнего Севера, Арктики и Дальнего Востока России, территория которых составляет более 2/3 от общей территории страны и располагает обширными запасами природных ресурсов. Существующий в регионах энергетический дефицит ограничивает рост объема добычи и переработки полезных ископаемых. Немногие добывающие и перерабатывающие предприятия, расположенные в зонах с децентрализованным энергоснабжением, вынуждены использовать привозное органическое топливо, что в связи с высокой логистической составляющей стоимости и низкой надежностью выработавшего свой ресурс генерирующего оборудования приводит к значительному росту издержек и снижению экономических показателей. Природно-климатические условия, характерные для этих регионов, делают затруднительным повсеместное внедрение электрогенерирующих мощностей, основанных на преобразовании солнечной, ветровой или приливной энергии. В этих условиях локальные комплексы на базе атомных станций малой мощности (АСММ) представляются единственным способом удовлетворить растущий спрос на энергогенерирующие мощности.

Основываясь на предполагаемом сценарии использования малых атомных энергоисточников и спектре мест потенциального размещения, можно сформировать ряд требований, предъявляемых к АСММ.

Кратное увеличение сложности и стоимости производства строительно-монтажных работ по мере удаления от районов высокой доступности приводит к необходимости модульного или крупноблочного заводского изготовления с перспективой перехода к поставке на место эксплуатации комплектного и полностью снаряженного энергетического блока с ядерным и турбинным островом. Помимо упрощения логистических операций и снижения частоты обслуживания, при реализации такого подхода АСММ на международном рынке могут предоставляться потребителю по схеме BOO (Build-Own-Operate, строю – владею – обслуживаю). Подход снижает требования к соответствующим государствам в отношении собственных профессиональных кадров, национального лицензирования и контроля [3,4].

Действующая транспортная и логистическая инфраструктура потенциальных мест размещения АСММ накладывает ряд ограничений по обслуживаемости и массо-габаритным характеристикам станции. В виду затрудненной транспортной доступности региона потенциального размещения, АСММ должны обслуживаться минимальным количеством персонала. Масштабные ремонтные работы, в том числе перезарядка реактора, по всей видимости, должны осуществляться либо на предприятии-изготовителе, либо выездной бригадой специалистов. Требования к автономности и комплектной поставке энергоблока заводской готовности приводят к требованиям по длительности топливной кампании и ресурсу оборудования.

Безусловно, одним из ключевых требований остается безопасность использования атомных энергоисточников для персонала, населения и окружающей среды. Наряду с безопасностью эксплуатации, сегодня одним из важнейших факторов использования АСММ является возможность и эффективность коммерческой эксплуатации. Инвестиционная привлекательность ядерных энергоисточников в последние годы повышается, в том числе за счет потенциала снижения эмиссии парниковых газов при замещении существующих энергомощностей на органическом топливе на фоне снижения квот на выбросы и увеличения штрафных санкций в ряде стран, но для существующих или готовых к реализации проектов АСММ экономическая целесообразность реализации достигается только в зонах использования привозного органического топлива.

Потенциальные преимущества использования объектов малой атомной энергетики:

снижение времени возведения АСММ за счет модульности энергоустановки и ограничения работ по капитальному строительству на площадке размещения;

  • возможность оперативного наращивания генерируемых мощностей за счет размещения дополнительных модулей;

  • возможность реализации серийного производства с полным циклом заводской отработки и испытаний;

  • снижение специальных требований к площадке размещения (климатических, социальных);

  • возможность транспортировки сверхмалых АСММ в подготовленном к работе состоянии.

На сегодняшний день в эксплуатации находятся всего четыре энергетические установки, относящиеся к АСММ: это CNP-300 (Китай), PHWR-220 (Индия), ВК-50 и ЭГП-6 (Россия). В стадии строительства находятся еще ряд объектов – CAREM-25 в Аргентине, HTR-PM в Китае и ПАТЭС «Академик Ломоносов» с реакторами КЛТ-40 в России. Помимо действующих и реализуемых сегодня проектов, в базе данных МАГАТЭ находится свыше пятидесяти проектов реакторов малой и средней мощности и атомных станций на их основе [5]. Представленные в открытой печати международные и российские проекты атомных энергоисточников малой мощности условно можно разделить на две принципиальные группы. Первая – это разработки, основанные на фактическом опыте изготовления и эксплуатации, на базе апробированных практикой технических решений. Установки этой группы, как правило, обладают поузловой референтностью и не требуют проведения масштабных научно-исследовательских работ. Реакторные установки разрабатываются по традиционному для отрасли эволюционному пути развития и основаны на использовании отработанной водо-водяной технологии с топливом на базе диоксида урана. Основное преимущество установок первой группы – реализуемость в течение 5–6 лет. Ко второй группе проектов АСММ относятся инновационные разработки. Применение новых технических решений, нетрадиционных и нерегламентных подходов потребует проведения значительного объема исследовательских работ и экспериментального подтверждения принятых решений. Обоснование новой топливной композиции и альтернативных теплоносителей также потребует дополнительных финансовых и временных ресурсов. Срок реализации подобных проектов сложно предсказать, но только обоснование новых топливных решений в современных условиях потребует 7–12-летнего цикла работ.

Основная сложность в разработке и продвижении перспективных проектов АСММ – это отсутствие интереса к проектам со стороны инвестора. Причина низкой  инвестиционной привлекательности проектов АС для частного капитала – это значительный объем длительных исследований и экспериментальной отработки и связанные с этим инвестиционные риски.

Российскими проектными и исследовательскими организациями накоплен значительный опыт разработки и эксплуатации реакторных установок различной мощности, в том числе транспортных энергетических установок, наиболее схожих с объектами малой атомной энергетики по потребительским параметрам, режиму эксплуатации и диапазону мощностей. Несмотря на это, конструктивный и технологический облик АСММ для серийной реализации, а также правовая база для ее эксплуатации на сегодняшний день не сформированы. Полноценная предпроектная проработка и создание опытно-демонстрационных энергетических объектов на базе инновационных разработок сегодня возможны только при государственном участии.

Наш институт, параллельно основным направлениям деятельности, с конца 1980-х годов ведет работу по проектированию ядерных энергетических установок малой и средней мощности гражданского назначения [6–8]. В основе этих проработок лежит глубокий опыт института по проектированию, изготовлению и эксплуатации ядерных энергетических установок с интегральными водо-водяными реакторами в интересах ФОИВ. Сегодня перечень решений Института по локальному энергообеспечению охватывает весь диапазон мощностей – от установок мегаваттного класса до верхнего диапазона малых мощностей. Проработка всех представленных проектов велась с учетом возможности эксплуатации оборудования в суровых климатических условиях северных регионов России.


Транспортируемый модуль с реакторной установкой «Витязь» на базе полуприцепа

Блочная транспортабельная энергоустановка «Витязь» мегаваттного класса предназначена для локального энергообеспечения потребителя в регионах с децентрализованным энергоснабжением. Проект предусматривает поставку в виде функциональной и готовой к эксплуатации атомной станции в составе четырех транспортабельных модулей, компактно размещенных на колесных платформах высокой проходимости. В основе разработки лежит интегральный водо-водяной реактор. Тепловая мощность энергоустановки – 6 мегаватт. Электрогенерацию обеспечивают две турбогенераторных установки Калужского Турбинного завода. Возможна организация теплоснабжения в режиме когенерации. Особенности проекта – минимальные сроки ввода и вывода из эксплуатации и сниженные требования к площадке размещения. Референтность основных технических решений обеспечена находящимися в эксплуатации объектами.

Энергоблок с реакторной установкой «Шельф-10» подводного исполнения поставляется в виде готовой к эксплуатации энергокапсулы с компактно размещенными реакторной и турбогенераторной установками. Энергокапсула рассчитана на размещение на глубинах до 300 метров. Контроль параметров и управление работой осуществляется из надводного (судового или берегового) пункта. 


Энергоблок малой станции подводного исполнения на базе РУ «Шельф-10»

При организации распределенной локальной энергетической инфраструктуры на базе энергокапсулы с реакторной установкой «Шельф-10» возможна организация единого центра управления энергогенерирующей сетью. Тепловая мощность энергоблока – 9 мегаватт при аналогичной «Витязю» отпускной электрической мощности. Электрогенерацию обеспечивает водоохлаждаемая турбогенераторная установка Калужского Турбинного завода. Энергоблок рассчитан на автономную эксплуатацию в течение 1 года. По завершению периода автономной работы энергокапсула на две недели поднимается на поверхность для проведения планово-предупредительных ремонтных работ.


Энергетическая капсула с реакторной установкой «Шельф»

АСММ с реакторной установкой «Шельф» это семейство атомных энергоисточников различного исполнения на базе унифицированной реакторной установки. АСММ с реакторной установкой «Шельф» предназначена для обеспечения потребителя в удаленных и труднодоступных регионах. АСММ обеспечивает электрогенерацию на уровне 6,4 мегаватт при тепловой мощности энергоблока 28 мегаватт. Базовый вариант атомного энергоисточника с реакторной установкой «Шельф» был проработан в 2010 году и подразумевал подводное размещение энергокапсулы. В 2014 и 2015 годах по запросам потенциального заказчика были проработаны технические предложения по наземному исполнению оборудования АСММ, в том числе вариант с раздельной поставкой и размещением оборудования реакторной и турбогенераторной установок. В основе двухконтурной реакторной установки с водо-водяным реактором лежат следующие технические решения:

  • интегральный реактор с комбинированной циркуляцией (принудительной и естественной) теплоносителя первого контура;

  • глубокоэшелонированная система барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных продуктов деления урана в окружающую среду, а также реализация комплекса технических и организационных мероприятий по защите этих барьеров от внутренних и внешних воздействий.

  • расположение оборудования РУ в прочно-плотном контейнменте, непосещаемом при работе и локализующим при авариях выход радиоактивных веществ из системы первого контура;

  • применение полностью автоматизированной системы управления, позволяющей обеспечивать непрерывную работу в течении 5000 часов без обслуживания и без ограничения числа маневрирований мощностью;

  • применение систем поддержки оператора, обеспечивающих оперативную оценку состояния и выбор оптимальных путей управления установкой в нештатных ситуациях или управления аварией;

  • отказ от использования масла в системах смазки и регулирования для уменьшения вероятности аварийных ситуаций связанных с пожаром;

  • отказ от постоянно действующей системы очистки теплоносителя первого контура. 

АСММ «Унитерм», отвечающая самым современным требованиям по безопасности, надежности, экологической чистоте, условиям нераспространения ядерно-оружейных материалов, соответствует требованиям МАГАТЭ к перспективным атомным станциям поколения IV.

Серийно изготовленная и испытанная в заводских условиях модульная реакторная установка, привезенная на место эксплуатации, в течение длительного срока (до 15 лет) может работать без перегрузки активной зоны, а по окончании его вывозится на завод для перегрузки или утилизации по окончании срока службы и заменяется новым модулем со свежим топливом.

АСММ «Унитерм» может размещаться на поверхности земли, на барже. Станция устанавливается в непосредственной близости от потребителя, что позволяет минимизировать затраты на прокладку дорогостоящих ЛЭП и потери электроэнергии. В процессе автономной работы мощность РУ АСММ «Унитерм» самостоятельно меняется в зависимости от нагрузки, задаваемой потребителем без ограничения числа маневрирований мощностью.

Реакторная установка повышенной безопасности «УНИТЕРМ»

Отличительными особенностями РУ АСММ «Унитерм» являются:

  • автономное функционирование реакторной установки атомной станции в течение длительного времени (1 год) без обслуживания. Профилактические работы на реакторной установке проводятся один раз в год выездной бригадой специалистов-атомщиков в течение 1–2 недель.

  • введение в состав РУ дополнительного барьера безопасности – промежуточного контура между теплоносителем первого контура и контуром потребителя, позволяющего полностью гарантировать отсутствие радиационной активности в контуре потребителя;

  • наличие постоянно действующей системы расхолаживания реактора и отвода остаточного тепловыделения, не требующей для ввода в работу каких-либо действий со стороны автоматики, персонала или подвода энергии и рабочих сред со стороны. Данная система обеспечивает работу реакторной установки в течение неограниченного времени при полном снятии потребителем нагрузки в режиме "горячего резерва".

  • естественная циркуляция теплоносителя в контурах РУ, кроме контура потребителя;

  • защищенность от ошибок персонала. Изменение мощности реакторной установки в процессе работы происходит без участия оператора, а также отсутствует доступ внутрь защитной оболочки к жизненно важным системам в процессе необслуживаемого цикла работы установки;

  • применение воздушного охлаждения конденсаторов и теплообменников расхолаживания, что обеспечивает работу станции в любое время года. Для функционирования станции не требуется наличие водных ресурсов;

  • отсутствие перегрузки активной зоны в процессе эксплуатации реакторной установки в месте размещения АСММ;

  • минимальное воздействие на природу в процессе доставки и монтажа оборудования, за счет малой площади, занимаемой станцией (не более 2 га). За пределами защитной оболочки реакторной установки допускается обслуживать всю инфраструктуру атомной станции постоянно работающим персоналом, в том числе из местного населения;

  • возможность размещения вблизи сельскохозяйственных и промышленных объектов, жилых массивов.
Полное соответствие АСММ «Унитерм» требованиям действующих нормативных документов, а также требованиям МАГАТЭ к перспективным атомным станциям IV поколения ХХI века, обладающей уникальными потребительскими качествами, позволяет отнести АСММ «Унитерм» к числу инновационных проектов, внедрение которых могло бы содействовать успешному решению задачи развития энергетической инфраструктуры и экономики регионов России с децентрализованным энергоснабжением.

Реакторная установка НИКА-330 предназначена для использования в составе АЭС мощностью 100 МВт(эл), размещаемой в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения.

В составе установки применен реактор интегрального типа. Это обеспечивает компактность оборудования и сред, имеющих естественную или наведенную радиоактивность, и повышает надежность установки за счет сокращения коммуникаций, находящихся под давлением теплоносителя I контура. 


Реактор установки «НИКА-330» с интегрированным компенсатором изменения объема

Время работы РУ с одной загрузкой активной зоны составляет 4,5 года без учета плановых остановок на техническое обслуживание при кампании активной зоны 1100 эффективных суток.

Реакторная установка обеспечивает длительную и устойчивую работу в диапазоне мощностей от 20 до 100% от номинальной без ограничения числа маневрирований мощностью.

Все оборудование I контура, не требующее оперативного технического обслуживания, помещено в непосещаемый при работе прочный и герметичный страховочный корпус, в пределах которого при проектных авариях, связанных с разгерметизацией, локализован выброс радиоактивных веществ из системы I контура.

Для удержания радиоактивных продуктов при запроектных авариях РУ помещена в посещаемую для ремонтных работ и технического обслуживания оборудования прочно-плотную защитную оболочку.

Основой высокого уровня безопасности РУ является реализация следующих основных технических решений:

  • применение наиболее отработанного на сегодняшний день водо-водяного реактора, обладающего развитыми свойствами внутренней самозащищенности;

  • размещение всего оборудования I контура в едином корпусе интегрального реактора, что позволило получить оптимальную конфигурацию биологической защиты, высокий уровень ЕЦ, уменьшение флюенса нейтронов на корпус реактора, снижение массы установки;

  • применение страховочного корпуса как дополнительного барьера внутри защитной оболочки. Интегральная конструкция реактора, кольцевая защита и малое количество трубопроводов, гидравлически связанных с I контуром, позволяют сделать объем страховочного корпуса минимальным и придать ему оптимальную с точки зрения прочности цилиндрическую форму;

  • применение пассивных систем и устройств безопасности, функционирующих на основе естественных процессов и не требующих подвода энергии извне. Для предотвращения перерастания аварийных ситуаций в аварии и уменьшения их возможных последствий в РУ предусмотрен ряд технических средств безопасности: системы аварийного расхолаживания (САР), аварийного охлаждения реактора (САОР), предотвращения переопрессовки реактора, парогенератора, страховочного корпуса и защитной оболочки, снижения последствий тяжелых аварий. Все они пассивны, т.е. вводятся в действие без вмешательства оператора и не требуют этого вмешательства по крайней мере в течение первых 72 ч после возникновения аварии;

  • построение глубокоэшелонированной системы барьеров на пути распространении ионизирующих излучений и радиоактивных продуктов деления урана в окружающую среду, реализация комплекса технических мероприятий по защите локализующих барьеров и сохранению их эффективности.

  • возможность проведения на заводе-изготовителе полномасштабных испытаний реактора (без активной зоны) при рабочих параметрах I контура перед его поставкой на объект.
Ремонт и замена оборудования проводится при плановой остановке АЭС и совмещается с операцией перегрузки активной зоны реактора.

РУ "НИКА-330" спроектирована для условий наземного размещения. Подразумевается, что строительные конструкции АЭС обеспечивают защиту РУ от тяжелых внешних воздействий: ураганов, цунами, падения самолетов и т.п.

Имеющиеся у института проработки вариантов использования ЯЭУ малой мощности на Чукотке, в условиях Крайнего Севера, Арктического побережья, а также  накопленный опыт конструирования являются веским основанием для организации полномасштабных работ по созданию АСММ для автономного электрического и теплового снабжения оборонных и гражданских объектов, дислоцируемых в удаленных и труднодоступных районах Крайнего Севера и архипелагов Арктического побережья.


Литература

  1. BP Energy Outlook 2016 edition. http://www.bp.com/ BP 2016

  2. Прогноз развития энергетики мира и России до 2040 года. Институт энергетических исследований РАН. Аналитический центр при правительстве Российской Федерации.  ИНЭИ РАН 2014.

  3. Кузнецов В.П., Андреева-Андриевская Л.Н., Международный проект ИНПРО Вопросы правового и институционального обеспечения атомной энергетики на основе транспортабельных атомных энергетических установок. Основные результаты российских исследований 2009–2010 г.г.

  4. IAEA-TECHDOC-1652 Small Reactors without On-site Refuelling: Neutronic Characteristics, Emergency Planning and Development Scenarios. IAEA 2010.

  5. Гольцов Е.Н., Куликов Д.Г., Третьяков И.Т.  Атомные станции малой мощности для автономного энергообеспечения // Инновационные проекты  и технологии ядерной энергетики: МНТК НИКИЭТ 2016, 27–30 сентября 2016 (сборник докладов) Т.1. - 2016. С. 104–110.

  6. Драгунов Ю.Г., Шишкин В.А., Гречко Г.И., Гольцов Е.Н. Малая ядерная энергетика: задачи и ответы // Атомная энергия. Т.111, вып.5. – 2011. –С.293–297.

  7. Гольцов Е.Н., Гречко Г.И., Куликов Д.Г., Никель К.А., Пименов А.О., Третьяков И.Т. Об инновационных проектах атомных станций малой мощности для автономного энергообеспечения объектов / Труды 12-й Международной конференции и выставки по освоению ресурсов нефти и газа Российской Арктики и континентального шельфа стран СНГ (RAO / CIS Offshore 2015). 15–18 сентября 2015 года, Санкт-Петербург – СПб.: ХИМИЗДАТ, 2015. – 658 с.

  8. Адамович Л.А., Гречко Г.И., Гольцов Е.Н., Евдокимов А.М., Шишкин В.А. Атомная станция малой мощности «Унитерм» // Атомная энергия. Т.3, вып.1. – 2007. –С.44–48

 

Полная версия доступна после покупки

Авторизироваться
Читайте также
Система Orphus