Решение глобального энергетического кризиса в использовании ядерной энергии…


Природный и технологический потенциал ГЭК



страница6/12
Дата12.06.2016
Размер2.35 Mb.
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12

13.3. Природный и технологический потенциал ГЭК

Технологическая платформа гидравлической энергетики (ГЭС) в промышленно развитых странах, в том числе в европейской части России, почти полностью исчерпала свой природный потенциал. В то же время конкурирующая с ней технологическая платформа ГАЭС располагает возможностями адекватного развития, поскольку использует для насосного аккумулирования не природные, а техногенные ресурсы выработки провальной электроэнергии и избыточной ночной мощности. Они увеличиваются по мере постоянного наращивания мощности базисных крупноблочных тепловых и атомных электростанций.

До последнего времени технологическая платформа ГАЭС реализовалась на площадках, расположенных в горно-холмистом ландшафте, используя статические напоры естественных створов (от 24 до 3400 м), предпочтительно более 150 м. В мировой гидроэнергетике эксплуатируется примерно 500 ГАЭС, расположенных в естественных створах, установленной мощностью 130 ГВт, которые неявно обслуживают ГЭК с ТЭС или АЭС. Ежегодно в мировой энергетике вводятся в эксплуатацию новые ГАЭС общей мощностью 3 ГВт.

Во время ускоренного развития атомной энергетики в бывшем СССР были попытки реализовать «Программу строительства гидравлических и гидроаккумулирующих электростанций на 1981–1990 гг.». Ожидалось, что к 1990 г. в европейской части России будет введено в строй 51 ГВт установленной мощности АЭС и 20–30 ГВт ГАЭС. В результате на территории ОЭС России в рамках этой Программы была построена Загорская ГАЭС (установленная мощность 1,2 ГВт), в Литве – Кайшядорская (введена в строй под названием Кроунисская ГАЭС с установленной мощностью 0,8 ГВт, образуя ГЭК с Игналинской АЭС). По этой Программе на Украине построена Ташлыкская ГАЭС и строится Днестровская ГАЭС (2,3 ГВт – самая мощная в Европе).

Реализация Программы столкнулась с объективными трудностями, поскольку на равнинной территории ОЭС европейской части Росии природный потенциал гидравлической технологической платформы почти полностью уже освоен (18 ГВт), его остаток оценивается в 3 ГВт и связывается преимущественно с малыми ГЭС.

Перспективные строительные площадки для низконапорных ГАЭС в естественных створах (напоры не более 100 м.) известны по высоким правым берегам рек в бассейне Волги: реки Москва, Клязьма, Ока, Кама и другие, по высоким берегам средних и малых рек. Но их основная часть географически удалена от ЛЭП, от потенциальных энергосистем – доноров и потребителей электроэнергии.

Опыт строительства показал, что сооружение ГАЭС в естественных створах требуют высоких удельных затрат, сопоставимых со строительством ГЭС, расчётный инвестиционный цикл их строительства превышает 120 месяцев (при сооружении Загорской ГАЭС инвестиционный цикл превысил 250 мес.). В таких условиях на территории ОЭС европейской части России перспективы развития гидроэнергетического кластера (ГЭС совместно с ГАЭС) оказываются ограниченными, предопределяя в период до 2020 г. амортизационную деградацию действующих ГЭС, постепенную утрату отечественной школы гидроэнергетики и уход квалифицированных кадров.
13.4. Новая технологическая платформа ГЭКов

Для масштабного строительства ГЭК с ГАЭС на равнинном ландшафте ОЭС европейской части России впервые предлагается использовать строительные площадки с техногенными створами и связанными с ними техногенными статическими напорами.

При открытой разработке полезных ископаемых возникает техногенный рельеф, в котором закономерно формируются карьерная выемка и отвал – возвышенность. Между топогеологической поверхностью возвышенности отвала и дном карьерной выемки возникает топографический перепад высот – статический напор. В результате в границах горного отвода формируется топогеологическая техногенная конструкция (далее ТТК) – строительная площадка, необходимая для размещения гидроузла ГАЭС. Техногенная технологическая платформа ГЭКа обеспечивает необходимое условие для размещения ГАЭС в ТТК, которое учитывает не только статический напор, но и ёмкость карьерной выемки, где размещается непроточный нижний бассейн гидроузла ГАЭС – ТТК. При этом аккумулирующий бассейн размещается на поверхности отвала. Техногенная матрица такой строительной площадки (ТТК) позволяет определять инженерно-строительные параметры и технико-технологические условия совмещения манёвренной гидроаккумулирующей мощности в составе ГЭК с базисной мощностью.

На равнинной территории ОЭС европейской части России выявлено 225 ТТК, подходящих для размещения ГАЭС, суммарный гидроэнергетический потенциал которых по статическим напорам оценивается в 145 ГВт. ТТК для ГАЭС – это отработанные карьеры, либо карьеры, где завершается открытая разработка полезных ископаемых. Ежегодно на территории ОЭС европейской части России появляются сотни мелких и 2–3 глубоких карьера (ТТК), в которых добыча полезных ископаемых завершена.

На равнинной европейской части России суммарная площадь техногенного рельефа, возникшего в результате открытой разработки полезных ископаемых, оценивается в 20 тыс. га. География размещения ТТК, территориальная (горизонтальная) структура техногенной матрицы, будет «наследовать» техногенный рельеф и особенности производственной инфраструктуры горно-обогатительного комбината (ГОКа), открывая перспективу не только сохранения, но и развития на новой технологической платформе мощного Российского гидравлического кластера. Ожидается обратная связь с ГОКом, появление мотивации к его участию в бизнесе, организации рациональной и оперативной выемки запасов с формированием и подготовкой архитектуры ТТК (под заказ), использованию при строительстве запасов местного минерального сырья, их капитализации, участия освобождающихся квалифицированных кадров ГОКа в строительстве гидроузла ГАЭС – ТТК.

Важным, необходимым и достаточным компонентом производственной инфраструктуры являются местные источники воды: средние и малые реки, озёра, водохранилища, каптированные притоки артезианской воды в карьере. В зоне централизованной электроэнергетики особое внимание будут привлекать так называемые глубокие и сверхглубокие карьеры (статические напоры 150–600 м), расположенные на месте многолетней открытой разработки полезного ископаемого (площадь горного отвода 1–15 тыс. га).

В зоне автономной электроэнергетики технологическая платформа характеризуется точечным или очаговым размещением ТТК, в статических напорах которых существенным будет использование нагорного (естественного) рельефа.
13.5. Проект десятилетия «умные генерации» и «умные сети»

В проекте десятилетия (2010–2020 гг.) предполагается использовать ГЭК первого поколения. Планируется ввести в строй 18 ГВт ГЭК с ГАЭС–ТТК, потребляющих для насосного аккумулирования преимущественно провальную выработку действующих АЭС. Проект десятилетия предполагается реализовать на основе государственно-частного партнёрства (ГЧП), включающего ключевые партнёрские функции государства. Они заключаются в следующем:

– государство обеспечивает экономическую эффективность – гарантированную постоянную разницу (маржу) между рыночной ценой 1 кВт. ч, потреблённого для насосного аккумулирования, и 1 кВт. ч пиковой энергии, возвратно выработанного турбиной ГАЭС (условие на период жизненного цикла ГАЭС);

– государство создаёт условия для окупаемости затрат на строительство за счёт беспроцентных (льготных) иностранных кредитов по условиям Киотского протокола, а также государственных преференций дегазификации;

– государство погашает кредиты пропорционально годовой выработке электроэнергии построенной электростанции, фактически вытесняющей из баланса потребления (топливной корзины) природный газ (другой торгуемый энергоноситель) по рыночной стоимости, а также за счёт продажи квот на выбросы парниковых газов;

– государство страхует кредитные и эксплуатационные риски, обеспечивает гарантии капитализации, инфраструктурные облигационные кредиты на фондовом рынке и др.

Ключевые мотивации и функции бизнеса:

– клиентоориентированный подход, обеспечивающий устойчивость бизнеса в долгосрочной перспективе, стабилизацию и снижение тарифов для потребителя:

– бизнес-структура принимает риски и финансирует формирование лицензиара и лицензиата, выделяет венчурный капитал, организует и обеспечивает поэтапную капитализацию ТТК, проектной документации, а также строительство и эксплуатацию гидроузла ГАЭС – ТТК;

– бизнес-структура реализует условия экономической эффективности, окупаемости и страхования, определяя методы реализации, ресурсное, организационное, информационное обеспечение, партнёров проекта, осуществляет аудит и мониторинг оценки результатов.

Проект десятилетия предусматривает совмещение базисных генераций (ТЭС, АЭС) с технологической платформой ГАЭС, осуществляя сальдо – перетоки с использованием технологии активно-адаптивных «умных сетей». Это создаёт условия для выработки электроэнергии и мощности в суточном, недельном и сезонном графиках электрической нагрузки и потребления.

Строительство ГЭК с ГАЭC – ТТК (с АЭС) открывает возможности ввода в эксплуатацию из зоны старения и неиспользования (OBSOLENCE) примерно 30 % готового к работе оборудования действующих АЭС. Это увеличит межремонтный пробег и амортизационный (ресурсный) срок их эксплуатации с одновременным повышением КИУМ с 70 до 95%. В результате годовое производство электрической энергии на АЭС в ОЭС европейской части страны может увеличиться на 15–25%, что эквивалентно расчётной годовой производительности 7–8 ГВт новых АЭС. Поэтому в период до 2020 г. можно будет отказаться от ажиотажного строительства новых традиционных АЭС на открытых строительных площадках чернобыльского типа, ориентируя последующее развитие гидроатомной энергетики на адекватной технологической платформе.

Одновременно за счёт вытеснения теплового регулирования графиков электрической нагрузки потребления провальной выработки АЭС для насосного аккумулирования электрической нагрузки в ОЭС европейской части России произойдёт дегазификация топливной корзины страны. Это позволит сэкономить до 40 млрд м3 природного газа (в пересчёте на его эквивалент) за счёт выработки электроэнергии на АЭС – ГАЭС – ТТК.

Вытесняя расточительное тепловое регулирование графиков электрической нагрузки, гидроатомные генерации одновременно будут стимулировать повышение КИУМ ТЭС (КЭС), увеличивая выработку электроэнергии нормативного качества, снижая (на 50 %) удельное потребление топлива. Гидроатомные генерации первого поколения будут вырабатывать электрическую энергию в базисном и пиковом режимах, манёвренную гидравлическую мощность и осуществлять воспроизводство чистой и напорной воды (9 кмм3 в год), увеличивая в разы капитализацию гидроатомного производства.

Суммарные затраты на реализацию проекта «умные генерации» оцениваются в 40–50 млрд долл., которые ожидается получить от инвесторов.

В отличие от традиционных генераций, «умная генерация» более адекватна для интеграции технологии «умных сетей» в её конкурентном взаимодействии со старыми, традиционными электросетями (технологиями). В таком случае проект «умных генераций» на территории ОЭС России неявно может и должен интегрировать проекты «умных сетей» стран Евросоюза (а также США, Канады, Китая), создавая новую площадку для организации международного бизнеса. Реализация проекта десятилетия «умные генерации и умные сети» делает очевидным дальнейшее развитие атомной технологии в текущем столетии на основе гидроатомной генерации второго поколения.

Гидроатомная генерация второго поколения – гидроузел, который включает атомный реактор и ГАЭС, технологически объединённые, расположенные на общей техногенной строительной площадке (ТТК), конструктивно образующие гидроатомный модуль (ГАМ). Установленная мощность в 1 ГВт ГАМ включает 0,6 ГВт АЭС (60 %) и 0,4 ГВт ГАЭС (40 %).

В конструкции ГАМ реализуется:

– селитебная и аварийная безопасность, возможность локализации аварийных рисков;

– совместное использование гидротехнических сооружений, бассейнов для насосного аккумулирования и систем техводоснабжения АЭС, системы хранения и утилизации ОЯТ и РАО, включая охлаждение напорной циркуляционной воды, подпитку и «продувку»;

– единая система управления, выдачи и поглощения мощности с общими открытыми (закрытыми) распределительными устройствами, ЛЭП, общая производственная инфраструктура, технология «умных сетей»;

– использование установленной мощности ГАЭС в качестве дополнительного аварийного и ремонтного резерва АЭС, сокращение потерь при «зарядке» ГАЭС, оптимизация КПД насосного аккумулирования на уровне 90 %.

Гидроатомная генерация второго поколения – ГАМ способна работать автономно, она не зависит от сальдо – перетоков, необходимых для насосного аккумулирования по ЛЭП.

Гидроатомная технологическая платформа будет стимулировать рыночную конкуренцию, определяя динамику эволюции поколений конструкций атомных реакторов, замещение тепловых атомных реакторов быстрыми реакторами, промышленное освоение замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), использование топливных микс-сборок, а во второй половине ХХI столетия (в случае успешной реализации проекта ИТЭР) – оснащение ГАМ установками термоядерного синтеза.

В зоне централизованной электроэнергетики на гидроатомной технологической платформе планируется поэтапно наращивать установленную мощность ТТК в сверхглубоком карьере до 20–30 ГАМ, создавая федеральный (региональный) энергетический комплекс, сопоставимый с уникальным Гидро-Квебек в Канаде. Такой комплекс, наряду с технологической системой утилизации и хранения ОЯТ и РАО, включает и радиохимический завод по их переработке.

Использование ГАМ в зоне автономной энергетики откроет перспективу первоочередного прорыва гидроатомной энергетики на уровень технологии широкого применения и массового потребления.

Массовый рыночный спрос, серийное производство атомных мини-реакторов установленной мощности от 10 до 200 МВт откроют возможность повсеместного сооружения мини-ГАМ, которые могут получить такое же широкое распространение, как и персональные компьютеры.
14. Реакторные технологии будущего (БР)

в рамках программы «Генерация-IV»
Возрастающую роль быстрых реакторов в общей структуре реакторных технологий будущего наглядно демонстрируют планы проведения НИОКР в рамках программы «Генерация-IV» (G-IV). Так из шести реакторных технологий, предлагаемых к дальнейшему развитию, три относятся к тематике БР, включая быстрый натриевый реактор – SFR, реактор, охлаждаемый свинцом – LFR и быстрый реактор с газовым охлаждением – GFR [11].

Представляют также в перспективе интерес с точки зрения структуры атомной энергетики проекты SCWR – водяной реактор с закритическими параметрами пара и MSR – реактор с расплавами солей.

Перечень стран, участвующих в проведении работ в обоснование того или иного быстрого реактора в рамках G-IV, представлен в табл. 4.1.

К настоящему времени практическая реализация осуществлена только в части технологии быстрых реакторов, охлаждаемых натрием (БН). Этому в значительной степени способствовала широкая международная кооперация при проведении НИОКР в обоснование проектов БН, а также качественная программа поэтапного освоения указанной технологии.
Таблица 14.1.
Участники разработки реакторов на быстрых нейтронах

в рамках G-IV


Страна

Ведущая организация

Реакторная система

SFR

GFR

LFR

Евроатом

Объединенный исследовательский центр Европейской комиссии (JRC)










Франция

Комиссариат по атомной энергии (СЕА)










Япония

Японское агентство по атомной энергии (JAEA)










Китай

Министерство науки и технологий (MOST)










Корея

Министерство науки и технологий (MOST)










Россия

Росатом










Швейцария

Институт Пауля Шерера










США

Министерство энергетики (ДОЕ )











На первом этапе (сороковые годы прошлого века) были теоретически обоснованы уникальные свойства быстрого реактора с точки зрения воспроизводства ядерного топлива и улучшения экологии топливного цикла. В пятидесятые годы в результате исследований физики реактора, технологии различных теплоносителей и т.д. был сформирован облик быстрого реактора на основе технологии БН и реализованы первые экспериментальные установки с реакторами малой мощности.

На следующем этапе (60–70-е гг.) параллельно с расширением опытной базы путем создания экспериментальных установок повышенной мощности были сооружены демонстрационные АЭС, назначение которых – получение промышленного опыта сооружения и эксплуатации ядерно-энергетических установок указанного типа. В дальнейшем проектно-конструкторские и исследовательские силы были сосредоточены на разработке и сооружении первых опытно-промышленных АЭС с натриевыми быстрыми реакторами.

Достаточно полная картина освоения быстрых реакторов типа БН на всех вышеотмеченных этапах в различных странах приведена в табл. 14.2. Что касается России (СССР), то концентрация накопленного опыта разработки, обоснования, сооружения и эксплуатации в области технологии БН была реализована в проекте БН-600. Именно в этом проекте были учтены как положительные, так и отрицательные стороны установок БР-5, БР-10, БОР-60 и БН-350. В настоящее время третий блок Белоярской АЭС с реактором БН-600 является практически единственным в мире успешно эксплуатируемым опытно-промышленным быстрым реактором. Коэффициент использования мощности этого реактора за период промышленной эксплуатации находится на уровне 75 %, а внеплановые потери – менее 1%. Необходимо отметить, что кроме выработки электроэнергии в коммерческом режиме реактор успешно используется для проведения работ по испытанию новых топливных композиций и конструкционных материалов, систем безопасности и оборудования.

Именно тридцатилетний положительный опыт работы БН-600 дает основание для утверждения, что с точки зрения обеспечения промышленного уровня безопасности и работоспособности технология БН освоена и имеет право на дальнейшее развитие. Мировой опыт освоения технологии БН (табл. 3) показал, что только планомерное (поэтапное) ее развитие, когда на каждом из последующих этапов учитывается опыт предыдущего, может привести к реальному успеху.
Таблица 14.2.
Основные этапы освоения реакторной технологии быстрого реактора

на примере натриевого теплоносителя


Страны, установки

Этапы освоения

технологии

США

СССР

Россия

Франция

Англия

Германия

Япония

Индия

Китай

1. Эксперименталь-ные установки малой мощности (5-50 МВт. т)

EBR-I

EBR-II


БР-5

БР-10


Rapsodie

DFR

KNK-II










2. Эксперименталь-ные установки повышенной мощности (50-150 МВт. т)

«Энрико-

Ферми»

FFTF


БОР-60










JOYO

FBTR

CEFR


3. Опытно-

демонстрационные

установки

(до 1000 МВт т)





БН-350

Phenix

PFR

SNR-300

Monju








4. Опытно-

промышленные

установки

(600–1200 МВт т)





БН-600

Super-

Phenix


















Представляется, что это положение является принципиальным с точки зрения обеспечения успешного развития альтернативных технологий быстрых реакторов, основанных на использовании тяжелых жидких металлов и газов.

Ядерно-энергетическая установка с реактором БН-800, сооружаемая в настоящее время в качестве четвертого блока Белоярской АЭС, является дальнейшим развитием натриевой технологии. Взяв за основу важные инженерно-технические решения, реализованные в БН-600, авторы проекта существенно усовершенствовали отдельные оборудование и системы установки с целью повышения безопасности энергоблока и улучшения его технико-экономических характеристик. Так, например, в системах аварийного останова и теплоотвода используется пассивный принцип действия, существенно уменьшены удельные металлозатраты за счет модернизации оборудования и перехода на моноблочную схему. На современном этапе развития технологии БН в России энергоблок с реактором БН-800 является важным звеном в решении задачи освоения технологии обращения со смешанным уран-плутониевым топливом и отработки отдельных элементов замкнутого топливного цикла, включая изготовление твэлов и ТВС (в том числе из регенерированного урана и плутония тепловых реакторов), переработку ОЯТ быстрых и тепловых реакторов, обращение с РАО.

Дальнейшее развитие технологии быстрых реакторов в определенной степени осуществляется работами по программе G-IV. При этом страны (табл. 14.1.), участвующие в том или ином проекте, проводят НИОКР в соответствии со своими национальными программами и обмениваются результатами исследований на основе системных соглашений, реализуемых в рамках G-IV.

Что касается натриевых быстрых реакторов (SFR), то работы в этом направлении в настоящее время сосредоточены на НИОКР в обоснование проектов БН-1200 (Россия), «ASTRID» (Франция), JSFR (Япония), «KALIMER» (Корея), SMER (США), ESMR (Евроатом) и CFBR (Индия). Проект БН-1200 представляет собой новую разработку, существенно отличающуюся от БН-600 и БН-800 (рис. 14.1.).

Рис. 14.1. 1. Разрез реактора БН-1200:1 – промежуточный теплообменник; 2 – основной корпус; 3 – страховочный корпус; 4 – опорный пояс; 5 – напорная камера; 6 – устройство сбора топлива; 7 – активная зона; 8 – напорный трубопровод; 9 – главный циркуляционный насос; 10 – поворотные пробки; 11 – исполнительный механизмы СУЗ;12 – механизм перегрузки ТВС
Основное внимание в проекте уделяется дальнейшему повышению безопасности, улучшению экологических характеристик и достижению технико-экономических показателей (требование для реакторов четвертого поколения). С этой целью используется полная интеграция систем первого натриевого контура в баке реактора, а системы нерадиоактивного натрия второго контура имеют страховочные кожухи, что практически исключает течи натрия.

Эффективное использование внутренне присущих свойств безопасности быстрого натриевого реактора, применение комплекса специальных инженерно-технических решений (защитные системы на пассивных принципах, оптимизация нейтронно-физических характеристик активной зоны по параметру безопасности) позволили на порядок снизить вероятность разрушения активной зоны по отношению к нормативным требованиям.

В связи с переходом на интегральную схему парогенератора с использованием модулей большой мощности значительно снижена металлоемкость конструкции. Принципиально изменены схема работы и оборудование транспортно-технологического тракта.

Использование новых схемно-компоновочных и проектно-конструкторских решений в совокупности с повышением единичной мощности позволило существенно снизить удельные металлозатраты по реакторной установке (табл. 14.3.), что явилось важным фактором улучшения общих техникооэкономических показателей энергоблока.
Таблица 14.3.

Удельные металлозатраты по реакторной установке (т/МВт. э)


Реакторная установка

БН-600

БН-800

БН-1200

13,8

9,7

5,6


Для внедрения в структуру атомной энергетики России энергоблоков на основе быстрых реакторов БН-1200 потребуется сооружение заводов по изготовлению уран-плутониевого топлива из ОЯТ, установок по обращению с РАО. Это, в конечном счете, позволит создать в среднесрочной перспективе опытно-промышленную инфраструктуру замкнутого топливного цикла как важной составляющей новой технологической платформы, где реакторная установка будет являться системообразующим элементом.

Вышеотмеченные зарубежные проекты натриевых быстрых реакторов так же, как и БН-1200, направлены на реализацию свойств, соответствующих требованиям для ядерно-энергетических установок четвертого поколения.

При этом прорабатываются различные схемно-компоночные решения (интегральная схема в проектах ASTRID, KALIMER, SMFR, полупетлевая – в проекте JSFR), рассматриваются варианты с использованием плотных топлив (металл, нитрид, карбид), используются проектно-конструкторские решения, обеспечивающие увеличенную кампанию и выгорание топлива. Это в итоге должно привести к значительному улучшению технико-экономических характеристик разрабатываемых энергоблоков.

Важными с точки зрения повышения безопасности являются исследования по системам защиты, работающим на активных и пассивных принципах действия и оптимальному их соотношению в системах безопасности с учетом экономического критерия.

Основные параметры разрабатываемых в настоящее время перспективных натриевых быстрых реакторов (SFR), заявленных для экспертной оценки в рамках «Генерация-IV», а также БН-1200 представлены в табл. 14.4.
Таблица 14.4.
Основные параметры быстрых реакторов, разрабатываемых в рамках G-IV


Параметр

Установка


БН-1200

JSFR

KALIMER

SMFR

Тепловая мощность (МВт)

2900

3570

1525

125

Электрическая мощность (МВт)

1220

1500

600

50

Температура натрия первого контура (вход/выход реактора, оС)

410/550

395/550

370/545

355/510

Температура перегретого пара, оС

510

503

495

480

Давление пара, МРА

14,0

16,7

16,5

20

Топливная кампания (годы)

4-5

1,5-2,2

1,5

30

Количество перегрузок за кампанию

4-5

4

4

1

Вид топлива

МОХ

МОХ

Металл

Металл

Материал оболочки твэлов

ЭП-164

ЭК-181

ODS

НТ9М

НТ9



Из таблицы видно, что в перспективных разработках формируются весьма похожие позиции по параметрам установок, использующие как оксидное смешанное топливо, так и плотное топливо (в основном, металлическое).

Интерес представляет проект модульного натриевого быстрого реактора небольшой мощности (SMFR), намеченного к разработке в США. Основной особенностью этой установки является попытка создания (используя свойство быстрого реактора по воспроизводству топлива) так называемой «долгоиграющей» активной зоны с топливной кампанией не менее 30-ти лет.

Подобные ЯЭУ малой мощности, обладающие свойствами транспортабельности, 100%-го заводского изготовления, малым временем монтажа и способностью работать длительное время без перегрузки топлива, могут в перспективе найти широкое применение в региональной энергетике.

В настоящее время параллельно с анализом полученного опыта разработки, обоснования, сооружения и эксплуатации быстрых реакторов типа БН делаются попытки существенного (как утверждают авторы) повышения уровня безопасности и улучшения технико-экономических показателей этого типа реакторов на основе использования других теплоносителей, в частности, тяжелых жидких металлов (свинец, свинец-висмут).

В этом плане наиболее подготовленными в технологическом отношении являются установки с использованием в качестве теплоносителя эвтектики свинец-висмут.

В России (СССР) имеется определенный опыт разработки и эксплуатации подобных ЯЭУ применительно к атомным подводным лодкам (АПЛ). Однако следует иметь в виду, что конструкция ядерного реактора и режимы эксплуатации АПЛ существенно отличаются от стационарного энергетического варианта. В настоящее время ведутся НИОКР и разрабатывается проект опытно-демонстрационной энергетической установки СВБР-100, все оборудование первого контура которой размещено в корпусе реакторного моноблока. Гидравлические связи между оборудованием по тракту свинец-висмут осуществляются без использования трубопроводов и арматуры (рис. 14.2.).


Рис. 14.2. Компоновка РУ СВБР-100
Примером быстрого реактора, охлаждаемого свинцовым теплоносителем, может являться проект опытно-демонстрационной установки БРЕСТ-300 (Россия). Это двухконтурная ЯЭУ, первый (свинцовый) контур которой интегрирован в корпусе реактора. С точки зрения обоснования основных технических решений, принятых в этой установке, к настоящему времени выполнены определенные НИОКР, касающиеся технологии теплоносителя, работоспособности топливных и конструкционных материалов, конструкции активной зоны и основного оборудования.

Из зарубежных разработок свинцово-охлаждаемых быстрых реакторов, выполняемых в рамках программы G-IV, следует отметить проекты транспортабельного автономного реактора малой мощности (Small Secure Transportable Avtonomous Reactor – SSTAR) и Европейской свинцовоохлаждаемой системы (Europan Lead cooled System – ELSY). При этом проект SSTAP предполагается выполнять в рамках НИОКР США, а ELSY – в рамках шестой программы Евроатома. Основные параметры упомянутых быстрых реакторов с использованием тяжелого жидкометаллического теплоносителя приведены в табл. 14.5.

Таблица 14.5.

Основные параметры быстрых реакторов с тяжелым

жидкометаллическим теплоносителем


Параметр

Установки


СВБР-100

БРЕСТ-300

SSTAR

ELSY

Электрическая мощность (МВт)

100

300

19,8

600

Теплоноситель I контура

Свинец-висмут

Свинец

Свинец

Свинец

Способ циркуляции

теплоносителя I контура

Принуди-тельная

Принуди-тельная

Естествен-ная

Принуди-тельная

Температура I контура

(вход/выход, оС)

345/495

420/540

420/567

400/480


Давление/температура

пара, МПА/оС

9,5/400

17/505

-

-

Вид топлива

МОХ

нитрид

Нитрид

Нитрид

МОХ

нитрид


Анализируя состояние быстрых свинцовоохлаждаемых реакторов, следует сказать, что оно находится на уровне экспериментального обоснования отдельных технологических аспектов, поскольку для отработки оборудования необходимо сооружение крупномасштабных технологических стендов, а для комплексного обоснования основных технических решений – первый в мире экспериментальный (головной) реактор.

Сооружение Российских реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ-300 намечено в рамках реализации федеральной целевой программы «Ядерные технологии нового поколения». Основные НИОКР в обоснование проектов и сооружения головных образцов SSTAR и ELSY намечено завершить к 2030 г. с тем, чтобы к 2040 г. иметь коммерческие проекты.

Только после реализации вышеупомянутой программы действий можно будет судить о декларируемых сегодня и реально достижимых свойствах этих реакторных систем.

Привлекательность газоохлаждаемых быстрых реакторов (CFR) состоит в возможности сочетания достоинств быстрого реактора, работающего в замкнутом топливном цикле, и преимуществ высокотемпературной технологии, значительно расширяющей сферу использования ядерной энергетики (рис. 14.3.).


Рис. 14.3. Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR)
В настоящее время отсутствуют работающие образцы подобных технологических систем. Главными проблемами, которые необходимо решать разработчикам GFR, являются создание работоспособного топлива и решение вопроса аварийного теплоотвода. Исследуются несколько вариантов тепловыделяющих элементов, включая керамические пластинчатые и стержневые твэлы, пластинчатые твэлы со стальной оболочкой и нитридным топливом, топливо в виде керамически спеченных шаров.

В качестве системы энергопреобразования рассматривается паротурбинный цикл со сверхкритическими параметрами, газотурбинные циклы с использованием сверхкритического СО2 или смеси гелий-азот. Примером разработки GFR может служить проект экспериментального реактора ALLEGRO (тепловая мощность 80 МВт), исследования по которому ведутся в рамках программы Евроатома. Основное внимание в этом проекте уделяется разработке активной зоны и ее элементов. С целью упрощения ЯЭУ системы энергопреобразования в настоящее время не рассматриваются.

Значительные исследования по GFR были проведены во Франции. В конце 90-х гг. это направление НИОКР рассматривалось как одно из главных в области разработки быстрых реакторов. В рамках программы G-IV определенные исследования по газоохлаждаемым быстрым реакторам проводятся также в Японии и Швейцарии.

Реализация в России новой технологической платформы атомной энергетики на базе замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами для ближайшей перспективы определена Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения». В соответствии с этой программой в период до 2020 г. должны быть разработаны проекты и сооружены опытно-демонстрационные установки с быстрыми реакторами СВБР-100 и БРЕСТ-300, закончено сооружение БН- 800 (2014 г.), а также проведен комплекс НИОКР в обоснование проекта БН-1200. Было бы разумно реализовать до 2020 г. головной образец этого проекта в качестве пятого блока Белоярской АЭС, где уже подготовлена вся необходимая инфраструктура.

В среднесрочной перспективе (до 2030 г.) в области реакторных технологий целесообразно сооружение малой серии энергоблоков с быстрыми реакторами с использованием опыта головного блока БНН1200. Это позволит реально оценить коммерческие свойства этого типа реактора с учетом фактора серийности.

Что касается реакторных установок с использованием тяжелого жидкого металла, то именно в этот период будет получен опыт разработок, сооружения и эксплуатации головных образцов, который необходимо учесть при определении перспектив этого направления реакторостроения.

В дальнесрочной перспективе после 2030 г. должно быть реализовано широкомасштабное внедрение замкнутого топливного цикла в атомную энергетику России с созданием соответствующей промышленной инфраструктуры на основе быстрых и тепловых реакторов, работающих в ЗТЦ.

Предполагаемые планы внедрения быстрых реакторов (типа БН) в структуру атомной энергетики некоторых зарубежных стран представлены в табл. 14.6.

Таблица 14.6.

Внедрение зарубежных в атомную энергетику


Каталог: sites -> default -> files -> publications
publications -> Международный учет и международные стандарты финансовой отчетности: перспективы развития и сотрудничества
publications -> Конкурентоспособность и качество продукции: теоретический аспект
publications -> Серия публикаций: Концепция стратегии устойчивого развития: формирование казахстанской модели
publications -> Определение географической долготы по кульминационной высоте Луны
publications -> Фантастика как отражение основных тенденций развития культуры
publications -> "утратить благопристойность" от своего "богатства" !!!»- прочитав монографию «Код Евразии»
publications -> Довгаль Наталья Николаевна
publications -> Развитие стратегического партнерства в Алматинской академии экономики и статистики Под стратегическим партнерством
publications -> Оао «снпс актобемунайгаз», тоо «Казахойл», тоо «Казахтуркмунай», умг «Актобе», предприятия горнорудной и химической промышленности, Донской гок и актюбинский завод ферросплавов ао «тнк казхром», ао «азхс», а также зао «Актобе тэц»


Поделитесь с Вашими друзьями:
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12


База данных защищена авторским правом ©uverenniy.ru 2019
обратиться к администрации

    Главная страница