Как бы вы отнеслись к тому, что котельная, стоящая у вас за окном, является атомной?
На этот вопрос не стоит отвечать жителям поселений с градообразующим предприятием в виде АЭС, так как есть станции (конкретно Белоярская и Билибинская), часть мощности которых идёт на обогрев близлежащих поселений. Но одно дело давать тепло для города в 30 тыс. чел., а строить станцию практически в черте города-миллионника… Это другое.
В годы победившего атомпанка, когда инженеры-энергетики ведущих научных держав вкусили практические удобства ядерных реакторов и пытались впихнуть их хоть куда, родилась идея уменьшить затраты на отопление теплом от ядерного реактора. В СССР со значительной территорией, на которой необходим централизованный обогрев, этой идее не могли не дать ход.
Предпосылки и обоснования
Что, где и когда
Изучение возможности использования ядерных источников энергии для целей теплоснабжения было начато в конце 1970-х гг. Такой вопрос прорабатывался несколькими исследовательско-конструкторскими организациями, а особенно Горьковским отделением института «Теплоэлектропроект» (ГоТЭП, сейчас филиал АО «Атомнергопроект»): был подготовлен «Сводный технико-эксплуатационный доклад по вопросам использования атомной энергии для целей теплоснабжения до 1990 г.», предусматривающий использование ядерных реакторов в составе АТЭЦ (атомных теплоэнергоцентралей) и АСТ (атомных станций теплоснабжения) для наработки тепла для промышленности и жилых домов. По данным «Сводного доклада...» строительство АСТ было целесообразно в 30-35 промышленно-жилых комплексах СССР, из них 27 - в европейской части страны.
Тем временем, в Москве в апреле 1977 г. произошла встреча в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова (ныне Курчатовский институт) Президента АН СССР академика А. П. Александрова с Председателем Совета Министров СССР А. Н. Косыгиным, на которой предложение о создании атомного теплоснабжения было одобрено. Разработчиком было назначено нижегородское ОКБ машиностроения (сейчас носящее имя своего первого главного конструктора И. И. Африкантова). Директору и главному конструктору ОКБМ Ф. М. Митенкову министр среднего машиностроения (в задачи которого входило руководство атомной отраслью) Е. П. Славский поручил развернуть соответствующие опытно-конструкторские работы. После распоряжения Совета министров СССР от 14.06.1977 была начата разработка технического проекта специального реактора для теплоснабжения.
Рабочее совещание министра среднего машиностроения Е. И. Славского с руководством Нижегородской области и проектных организаций прошло весной 1978 г. На нём были выработаны общая компоновка реактора для атомной станции теплоснабжения (далее просто АСТ) и распределены обязанности каждого участника НИОКР:
— генеральный проектировщик АСТ: нижегородский институт «ВНИПИэнергопром»;
— конструктор реактора: ОКБМ им. Африкантова;
— научный руководитель: Курчатовский институт.
Среди основных опытно-конструкторских работ можно выделить испытания на сейсмостойкость крупномасштабной модели реакторного блока; испытания уплотнения крышки реактора на натурной модели; проверку физических характеристик активной зоны на стендах и отработку на реакторе MP Курчатовского института и на реакторе ВК- 50 в НИИАР (г. Димитровград).
Постановление Совета министров СССР от 19.03.1979 предполагало строительство 2-х АСТ — Горьковской и Воронежской — поскольку именно в эти два города-миллионника было бы удобно доставлять речным путём крупногабаритные корпуса реакторов из завода-смежника «Атоммаш» (г. Волгодонск), тем более, что в Нижнем находились основные проектанты.
Для исполнения были поставлены предельно сжатые сроки: с июня по декабрь 1978, а уже в январе 1979 г. проект был направлен по предприятиям.
А зачем?
По нынешним временам всунуть в котельную атомную топку звучит дико, поэтому интересно узнать, чем же был вызван такой значительный интерес советских энергетиков к ядерному теплоснабжению (тем более одобренный и организованный сверху). Сторонники идеи подкрепляли её конкретными доводами:
будет получена экономия органического топлива, поскольку (к нач. 80-х гг. — А. Х.) затраты теплоснабжение были примерно в полтора раза больше, чем на выработку электричества. При этом улучшится экология городов за счет закрытия большого количества котельных, работающих на органическом топливе и расположенных в густонаселенных районах. Поскольку атомная станция требует себе гораздо меньше топлива, чем тепловая, то дополнительно сократятся затраты на его транспортировку.
Действительно, реальной альтернативы для решения ресурсных и экологических проблем, связанных с использованием органического топлива, по меньшей мере на ближайшие десятилетия, нет. Выполненные после чернобыльской катастрофы исследования как в нашей стране, так и за рубежом дали положительный ответ на вопрос о возможности создания практически безопасных АС (атомных станций — А. Х.) и позволили сформулировать необходимые условия, которым они должны отвечать… Известно, что на коммунальное теплоснабжение в нашей стране (по состоянию на 1990 г. — А. Х.) тратится примерно 30 % органического топлива. В крупных городах источники коммунального и промышленного теплоснабжения наряду с транспортом определяют загрязненность воздушного бассейна, которая во многих случаях превышает допустимые пределы. Поэтому создание безопасных атомных станций для теплоснабжения крупных городов является весьма актуальной задачей.
М. Ф. Митенков, тогдашний генеральный конструктор ОКБМ
По итогу себестоимость полученного тепла за счёт экономии на очистке выбросов и доставке топлива получится меньше.
не было обойдено вниманием теплоснабжение за счёт уже существующих АЭС и АТЭЦ, ведь смысл строить что-то новое, если можно тиражировать работающие системы? При массовом использовании те не будут достаточно эффективны. Энергия от АЭС получается за счёт нагревания воды в реакторе (см. ниже) до состояния пара. В электричество переходит доля, снимаемая с турбины, этим самым паром вращаемой. Но для получения теплоты надо часть пара из турбины как раз отбирать. Это и уменьшает выработку электричества, и ограничивает применение пара для отопления.
Эта схема (снятие пара с турбины — А. Х.), однако, не очень удобна практически, так как жестко связывает потребление тепла и электричества, в то время как необходимое соотношение между ними меняется в течение года. Это вносит определенные неудобства и ограничивает устанавливаемые режимы. Следовательно, наиболее экономичный способ комбинированной выработки электроэнергии тепла в ядерных установках связан с некоторыми технологическими трудностями и вместе с тем термодинамически менее эффективен, чем использование ТЭЦ на органическом топливе.
С. А. Скворцов, создатель и руководитель отделения Курчатовского института по реакторам с водой под давлением
Справедливости ради стоит сказать, что так работают обычные ТЭЦ, но внедрение их принципов работы на АТЭЦ ограничено конструкцией применяемых в ядерной энергетике паровых турбин.
Экономика теплоснабжения городов требует размещения установок, вырабатывающих тепло, вблизи жилой застройки. Классическую АЭС туда не поставишь — она занимает много места и имеет ограничения по безопасности. Станции необходима будет система сброса тепла — градирня с прудом-охладителем — при этом согласно существующим нормам жилое строительство в непосредственной близости от АЭС будет запрещено.
Поэтому для использования ядерной энергии в отоплении будет выгоднее построить специальную атомную станцию теплоснабжения (АСТ), чем допиливать уже существующие энергоблоки. Её стоит заранее проектировать под уже существующую систему тепло- и водоснабжения.
Низкое давление в реакторной установке котельной позволяет с минимальными затратами осуществить ряд дополнительных защитных мер, снижающих опасность утечки радиоактивных продуктов, а компактность — надежно защитить от внешних воздействий — взрывов, падения самолета и других, на которые обычно АЭС и АТЭЦ не рассчитываются (они не рассчитывались по состоянию на 1980 г. написания статьи — А. Х.).
При сооружении АЭС и АТЭЦ обычно ставится условие отдаления их от крупных населенных пунктов на 20-40 км. Котельная же, снабженная дополнительными защитными средствами, может сооружаться в непосредственной близости к потребителю, что требует минимальных затрат на теплотрассы.
Наконец, котельная требует минимальной площадки для застройки по сравнению с АТЭЦ, что чрезвычайно существенно для крупных городов, где свободные площади крайне дефицитны. Все отмеченные достоинства атомных котельных делают их весьма перспективными для теплоснабжения крупных городов.
С. А. Скворцов
На стадии проектирования планировалось, что АСТ с двумя энергоблоками суммарной мощностью 1000 МВт позволяет удовлетворить потребность в тепловой энергии района с населением до 400 тыс. чел.
Начинка АСТ
Разрабатываемый реактор получил наименование АСТ-500: для Атомной Станции Теплоснабжения, мощностью 500 МВт. Чтобы понять, чем же он отличается от существовавших тогда реакторов, стоит сделать краткое отступление об общих принципах работы водо-водяных ядерных энергетических установок.
Ядрён батон
Задача ядрёного ядерного реактора состоит в том, чтобы переводить энергию радиоактивного распада топлива в тепло и/или электричество. Для этого топливо, сформированное в тепловыделяющие сборки (ТВС), омывается потоком теплоносителя, охлаждающего достаточно горячие топливные стержни, или тепловыделяющие элементы — твэлы. Теплоносителем в подавляющем большинстве случаев является вода. Место расположения ТВС называется активной зоной реактора.
Движущей силой распада ядер урана-235 и других делящихся изотопов является цепная реакция деления на нейтронах. Поскольку на 1 поглощённый нейтрон приходится в среднем 2,5 испущенных, лишние нейтроны нужно поглощать, чтобы реакцию можно было контролировать. Этим занимается система управления и защиты (СУЗ): стержни-поглотители и (во многих, но не всех, водяных реакторах) система ввода борной кислоты в теплоноситель — ядра бора хорошо поглощают нейтроны.
Для того, чтобы сильно не обогащать топливо ураном-235, стоит по-максимуму использовать уже имеющиеся нейтроны. Для этого надо им помочь провзаимодействовать с делящимися ядрами: только что родившийся в процессе реакции нейтрон имеет достаточно большую скорость, чтобы спокойно вылететь из реактора, не столкнувшись ни с кем. Поэтому нейтроны замедляют до энергий теплового движения молекул обычного газа.
Реакторы, созданные на указанном выше принципе — замедлении до энергии теплового движения — называются тепловыми. Обязательным компонентом их активных зон является замедлитель — вещество, ядра которого хорошо рассеивают нейтроны. После череды рассеяний нейтрон теряет скорость и из быстрого становится тепловым.
Самыми распространёнными замедлителями являются графит и… вода. Реакторы, у которых вода является и теплоносителем, и замедлителем, называются водо-водяными. Они являются самыми распространёнными в мировой ядерной энергетике. Водо-водяным также является и АСТ-500.
Устройство АСТ-500
Корпус:
В отличие от водо-водяных энергетических реакторов (типа ВВЭР), АСТ не требуются максимально возможные по прочности конструкции параметры пара — температура воды на выходе из активной зоны ВВЭР-1000 составляет 300°С. Для того, чтобы теплоноситель при такой температуре не закипал, корпус ВВЭР держит давление воды 15-17 МПа.
Для АСТ-500 достаточно 2 МПа (около 20 атм). В результате корпус реактора 1 не имеет значительную толщину стенок, поэтому способен располагаться с зазором относительно бетонной шахты, куда вставляется страховочный корпус 3. Также низкая разница давления между контурами циркуляции теплоносителя снижает нагрузку на трубы второго из них (см. ниже).
Циркуляция теплоносителя:
Как было сказано выше, топливные стержни имеют свойство нагреваться. Чтобы они не расплавились, их охлаждает протекающий через активную зону теплоноситель, передающий тепло потребителю. В АСТ-500 в отличие от большинства водо-водяных реакторов вода не прокачивается через реактор насосом, а нагревается как в обычной кастрюле. Но, чтобы не вскипеть, теплоноситель контактирует с теплообменниками, через которые протекает вода второго контура, забирающая из активной зоны тепло. Существует три отдельных петли циркуляции второго контура — это позволит реактору работать при разгерметизации одной из петель.
Давление во втором контуре выше, чем в первом, чтобы в случае разгерметизации теплообменника радиоактивный теплоноситель первого контура циркуляции не перетёк из активной зоны наружу.
Поскольку вода второго контура облучается от воды первого, то её нельзя передавать потребителям. Поэтому она через теплообменник контактирует с водой третьего контура давлением 16 атм и температурой 150°С, которая уже передаётся потребителям.
Регулирование и безопасность
Управление реактором осуществляется СУЗ, представляющей поглощающие стержни. На каждую из 121 ТВС приходится 12 (или 18) объединённых в кластер поглощающих элементов (пэлов), заменяющих собой твэлы. 3-4 кластера из соседних ТВС приводятся в движение одним приводом.
Стержни делятся на компенсирующие, которые при старте реактора вдвинуты в ТВС и выдвигаются по мере выгорания топлива и управляющие, которыми двигает оператор. При срабатывании аварийной защиты, которая по сигналу автоматики или нажатию красной кнопки глушит реактор, в активную зону вводятся все стержни.
Автоматика будет срабатывать при превышении потока нейтронов некоторого значения, поэтому вместо одного из твэлов ставится стержень с датчиком (на рис. ниже не показан).
Для стабилизации работы реактора при выгорании топлива предусмотрена загрузка выгорающего поглотителя нейтронов, уменьшающего их количество сразу после загрузки в реактор. Это необходимо для сглаживания изменений энерговыделения по мере течения времени — чтобы разница между начальной и конечной (после выгорания топлива) мощностью была невысока.
Также в случае аварии в активную зону впрыскивается борная кислота, а пар через автоматические вентили перенаправляется из контура в систему аварийного расхолаживания, где конденсируется. Таким образом давление остаётся в пределах того, которое сможет выдержать труба контура циркуляции.
Топливо
Основным делящимся материалом является уран-235. Но его в природе мало, большую часть природного материала представляет собой изотоп уран-238. Содержание урана-235 в топливе называется обогащением. Обогащение твэлов неодинаково по площади активной зоны — по крайних ТВС оно больше — поскольку в центре реактора будет слишком много нейтронов, он перегреется (и может даже расплавится), а уран-235 быстро выгорит.
Топливо делается из порошка диоксида урана, спекаемого в печи со связующим компонентом. Материал прессуют в таблетки и помещают в твэлы. В топливном стержне всегда есть свободное пространство, так как при делении урана выделяется в том числе и газ ксенон.
Поскольку корпус АСТ-500 герметичен, реактор работает всю кампанию (период работы между перезагрузками топлива) на единственной загрузке — стартовой. Заправка новых ТВС или перестановка старых в процессе работы не предусмотрена, для перезагрузки реактор глушат. Для первой загрузки это происходит через 460 сут после старта, затем срок увеличивается до 2-х лет. Всё топливо перезагружают в течение 6 лет — срока полной кампании топлива.
Обоснование безопасности АСТ-500
Устройство этого реактора позволяет реализовать значительный внутренний резерв безопасности, который даже при отказе СУЗ не даст разгерметизацию активной зоны:
— если вода первого контура перегреется: из-за нахождения теплообменников в корпусе реактора те быстро воспримут повышение температуры, передадут тепло во второй контур, а там уже есть системы расхолаживания и сброса пара. На реакцию персонала будет примерно 2 часа.
— разгерметизация второго контура: задвижки отделят протёкшую трубу от теплообменника, а автоматика стравит пар в систему расхолаживания.
— разгерметизация корпуса: вода первого контура вытечет в страховочный корпус, который вставлен в бетонную шахту. Поскольку воде будет некуда утекать, она останется в промежутке между корпусами, остужая активную зону и не давая ей расплавиться.
Указанные выше типы аварий являются проектными, т. е. вызванными наиболее вероятными отказами оборудования. Их последствия незначительными. Но также были учтены сверхпроектные аварии, случающиеся при поломке нескольких узлов сразу: не двигаются стержни, не срабатывает система аварийного расхолаживания и пр. Обоснование того, что при этих ситуациях АСТ-500 не рванёт, подкреплено расчётами (их результаты приведены в списке литературы).
Но для простоты понимания можно вспомнить про естественную защиту реактора: при любом повышении мощности вода начинает интенсивно кипеть. А поскольку она является не только теплоносителем, но и замедлителем, то, несмотря на увеличение количества нейтронов, вероятность их реакции с топливом уменьшается — рост мощности замедляется.
Кроме внутренних угроз также были учтены и внешние: реактор оказывался защищённым от падения самолёта массой 20 т со скоростью 700 км/ч с последующим пожаром, ударной волны избыточным давлением 0,5 атм (5 т взрывчатки в 200 м или 3 грузовых ж/д вагона в 600 м от реактора (что в 1,5 раза больше, чем было в Арзамасе)), а также от землетрясения в 8 баллов.
Строительство АСТ
По результатам рассмотрения законченного в 1978 году технического проекта в мае 1979 года было принято постановление Правительства СССР о сооружении двух АСТ с 2-мя энергоблоками АСТ-500 каждый: ГАСТ близ деревни Федяково Кстовского района в 4 км от Нижнего и ВАСТ в 6,5 км от Воронежа. Их строительство было начато в 1982 и в 1983 гг. соответственно. Последняя отличалась от Горьковской АСТ наличием дополнительной защитной оболочки, встроенной в здание энергоблока (см. купол на фотографиях ниже).
По скорости постройки лидировала ГАСТ, которая к концу 80-х годов была укомплектована на 85-87% и практически была в состоянии готовности к загрузке активной зоны.
При этом после аварии на ЧАЭС строительство остановлено не было, авторы идеи привели дополнительные обоснования безопасности, а комиссия МАГАТЭ в 1989 г. их подтвердила. Но на следующий год из экономических и политических соображений строительство было остановлено на городском уровне: Нижегородский областной Совет народных депутатов опёрся на бушевавшее уже два года общественное мнение и принял в августе 1990 г. решение «О прекращении строительства ГАСТ».
Следствием данного решения явились распоряжение Совета Министров РСФСР от 29.11.1990 г. «О прекращении строительства Горьковской АСТ» и приказ Минатомэнергопрома СССР (одно из очередных новых названий Минсредмаша) от 29.11.1991 г. «О ликвидации дирекции ГАСТ», предусматривающий передачу ГАСТ на баланс г. Нижнего Новгорода и области.
К этому времени готовность реакторных зданий обоих энергоблоков ГАСТ составила 85-90%, монтажная готовность оборудования - около 70%.
То же самое произошло с ВАСТ: постройка была прекращена в 1990 г. по инициативе местных властей г. Воронежа (решение Воронежского городского совета народных депутатов от 05.06.1990 г.) с учетом результатов городского референдума по вопросу теплоснабжения города.
Попытки городских властей достроить и переоснастить станции в период ренессанса атомной энергетики в кон. 00-х гг. успехом не увенчались из-за демонтажа труб третьего контура АСТ. Станции до сих пор находятся на консервации, но шансы на их ввод в эксплуатацию становятся призрачными.
Но несмотря на отсутствие интереса со стороны городских властей, ВАСТ и ГАСТ вызывают его среди любителей лазать по заброшкам.
Итоги
Минусы будут?
При всей проработанности проекта остаётся непонятным, насколько серьёзно придётся изменить систему водоснабжения, чтобы по ней можно было подавать воду температурой 150°С под давлением. И сделать это так, чтобы исключить вероятность аварии на трубопроводах.
Нынешние реалии препятствуют размещению АСТ в городах-миллионниках плотностью современной застройки (пока будут строить станцию, человейники доползут и до неё) и непростой структурой теплосетей. А для малых городов мощность 500-МВт реактора будет избыточна. Но от самой идеи атомного теплоснабжения отказываться не собираются
Перспективы
Во-первых, проводятся мероприятия по поддержанию в эксплуатации Билибинской АТЭЦ на Чукотке. Из 4-х энергоблоков один остановлен, а два будут работать до конца 2025 г.
Во-вторых, для замещения заглушенных реакторов в 2019 г. была введена в эксплуатацию плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) «Академик Ломоносов». Два её реактора обеспечивают теплом и светом порт Певек.
Идея атомного теплоснабжения никогда не была маргинальной и разрабатывалась продолжительное время. Её вершиной должна была стать АСТ, но из-за политических и экономических факторов этого не случилось. Можно ругать виновников остановки строительства ВАСТ и ГАСТ, можно наоборот, радоваться, но остаётся одно: с АСТ-500 ушла эпоха веры во всесильность атомной энергии.
Источники
Выдающиеся учёные Курчатовского института: Сергей Александрович Скворцов.
История создания атомных станций теплоснабжения в крупных городах. Сегодняшние реалии
А. Я. Благовещенский, Л. Б. Гусев. Перспективы реализации атомного теплоснабжения в России
О. Б. Самойлов, В. С. Кууль, Б. А. Авербах и др. Что такое АСТ: атомная станция теплоснабжения.
Энциклопедия машиностроения
Автор: Аким Халиуллин
