С канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности, вырабатывающими электрическую и тепловую энергию. Они относятся к первому поколению АС.

На первой в России промышленной атомной теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) установлен водографитовый реактор с кипящей водой в топливных каналах и естественной циркуляцией теплоносителя. Контур естественной циркуляции состоит из шести петель, замкнутых на барабан-сепаратор. Из барабанов-сепараторов пар поступает на турбину мощностью 12 МВт, а затем в бойлерные установки. С ростом присоединенной тепловой нагрузки удельные капитальные вложения и относительные приведенные затраты на АТЭЦ уменьшаются. При тепловой нагрузке, превышающей 1200 МВт, АТЭЦ становится эффективнее ТЭЦ, работающей на органическом топливе. Поэтому в настоящее время разработаны проекты АТЭЦ с установкой на них реакторов ВВЭР-1000 и турбин конденсационно-теплофикационного типа.

Атомные станции теплоснабжения

Важным направлением использования ЯЭУ является теплоснабжение. Внедрение ядерной энергетики в сферу производства низкопотенциального тепла для отопления и горячего водоснабжения обусловлено стремлением снизить долю расхода органического топлива и тем самым внести вклад в решение экологической проблемы, связанной с загрязнением атмосферы и нагревом водоемов.

Размещение атомной станции теплоснабжения (ACT) вблизи крупных населенных пунктов вытекает из требования достижения приемлемых экономических показателей из-за высокой стоимости магистральных трубопроводов. Обеспечение высоких показателей безопасности ACT заставило пересмотреть традиционные схемные, режимные и компоновочные решения реакторного контура. При выборе типа реактора одним из важных аргументов была многолетняя успешная эксплуатация отечественного кипящего корпусного реактора ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя.

В России были сооружены две крупные АСТ-500 в Горьком и Воронеже. Но из-за протестов общественности после чернобыльской катастрофы, они так и не были введены в эксплуатацию. В целях обеспечения высокой надежности и безопасности работы реакторной установки в АСТ-500 были заложены следующие основные технические решения:

• естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре, отсутствие ГЦН;
• трехконтурная схема РУ [давление в первом контуре 1,6 МПа (на порядок ниже, чем в ВВЭР), во втором контуре — 1,2 МПа, в третьем — 1,6 МПа: давление в промежуточном контуре меньше, чем в третьем, что исключает попадание протечки из второго контура в сетевую воду, направляемую потребителю];
• интегральная компоновка оборудования первого контура позволила свести к минимуму разветвленность контура и избежать применения трубопроводов большого диаметра;
• низкая удельная энергонапряженность активной зоны способствует повышению надежности охлаждения активной зоны и снижению уровня аварийных последствий;
• обеспечение сохранения активной зоны под водой при разгерметизации основного корпуса реактора и локализации радиоактивных продуктов вследствие использования двойного корпуса реактора; высокая степень защищенности реактора от аварий обеспечивается применением трехиетлевой схемы системы теплоотвода, при которой возможен отвод остаточного энерговыделения даже при выходе из строя двух петель из трех, и ряда других схемных и компоновочных решений.

Основные характеристики АСТ-500 в сравнении с шведско-финским проектом ACT Secure и французской ACT Thermos приведены в таблице ниже. Первый и промежуточный контуры АСТ-500 содержат также системы очистки и подпитки теплоносителя, системы газовой компенсации и байпас аварийного отвода тепла. При рабочем давлении теплоносителя первого контура 1,6 МПа обеспечивается полная компенсация утечки теплоносителя через разрыв трубопровода диаметром 100 мм, при этом динамические параметры РУ отклоняются незначительно. Спринклерные установки легко справляются с конденсацией образовавшегося из вытекающего теплоносителя пара, не давая повышаться давлению в помещениях ACT.

Принятые конструкционные и схемные решения позволили обеспечить уровень безопасности реактора, допускающий размещение ACT в непосредственной близости от крупных городов.

Таким образом, с позиций теории надежности и теории систем рассмотренные ЯЭУ имеют следующие свойства:

1. Уникальность, малосерийность и крупносерийность элементов. Хотя различные типы элементов ЯЭУ имеют свои характерные особенности, однако достаточно отчетливо просматриваются общие закономерности. Все многообразие элементов ЯЭУ с точки зрения анализа их надежности целесообразно разделить (несмотря на всю условность любой классификации) на три класса: уникальные элементы, малосерийные и элементы массового изготовления.К первому классу следует отнести такое оборудование, как корпус реактора, активная зона в целом, системы управления, системы обеспечения безопасности ЯЭУ. Малосерийным оборудованием ЯЭУ можно считать ГЦН. теплообменники, парогенераторы, сепараторы, трубопроводы большого диаметра. К элементам ЯЭУ массового изготовления относятся твэлы и ТВС, топливные каналы, запорно-регулирующая аппаратура, трубки парогенераторов, узлы и блоки системы управления.

2. Восстанавливаемость и плановая профилактика ЯЭУ. Во-первых, ряд элементов при появлении отказов заменяются новыми, т.е. являются невосстанавливаемыми. К восстанавливаемым элементам следует отнести уникальное и малосерийное оборудование, а к невосстанавливаемым — элементы массового изготовления. Во-вторых, оборудование ЯЭУ, как правило, имеет плановую профилактику.

3. ЯЭУ — сложная система. Анализ конструкционных схем современных ЯЭУ показывает, что ЯЭУ — как объект исследования надежности — представляет собой сложные последовательнопараллельные структуры. С точки зрения теории систем необходимо определить, является ли ЯЭУ «простой» или «сложной» системой. Ответ на этот вопрос кардинально изменяет методологию исследования надежности ЯЭУ.

Под системой в теории надежности понимается совокупность элементов (или подсистем), объединенных конструкционно или функционально в соответствии с заданным алгоритмом взаимодействия при выполнении определенной задачи в процессе применения по назначению. В теории систем считается, что система является сложной, если она состоит из большого числа взаимосвязанных и взаимодействующих между собой элементов (подсистем) и способна выполнять сложную функцию. Деление систем на простые и сложные возникло из-за появления систем, имеющих в своем составе совокупность подсистем с наличием функциональной избыточности.

Простая система может находится только в двух состояниях: состоянии работоспособности (исправном) и состоянии отказа. При отказе элемента простая система либо полностью прекращает выполнение своей функции, либо продолжает ее выполнение в полном объеме, если отказавший элемент резервирован. Сложная система при отказе отдельных элементов и даже целых подсистем не всегда теряет работоспособность, зачастую только снижается ее эффективность. Это свойство сложных систем обусловлено их функциональной избыточностью и, в свою очередь, затрудняет формулировку понятия «отказ» системы. Отказ сложной системы целесообразно определять как событие, обусловленное выходом характеристик эффективности за установленный допустимый предел. Величину этого предела обычно связывают с частичным или полным невыполнением системой своих функций.

4. Функциональная избыточность ЯЭУ обеспечивается различными конструкционными мерами. Корпусные реакторы ВВЭР, ВР и ВТГР имеют петлевую схему. Отказы элементов одной петли могут не приводить к остановке ЯЭУ. Выключение отдельных петель приводит лишь к снижению мощности реакторной установки, т.е. ЯЭУ в этом случае может функционировать, но с меньшей эффективностью. Корпусы реакторов ЯЭУ выполняются с большими запасами прочности, т.е. они тоже фактически функционально избыточны. При отдельных отказах твэлов активная зона реакторов ВВЭР и БР может сохранять работоспособность, если изменение радиационной обстановки на ЯЭУ не приводит к нарушению соответствующих требований и норм.

По сравнению с корпусными канальные реакторы РБМК имеют еще большую функциональную избыточность. Наличие нескольких сотен и даже тысяч отдельных топливных каналов (на РБМК-1000 их насчитывается около 1650) с контролем ряда параметров в каждом из них, возможность индивидуальной перегрузки ТВС без остановки реактора свидетельствует о высокой степени функциональной и структурной избыточности энергоблоков АЭС с реакторами канального типа.

Кроме структурного и функционального резервирования в элементах оборудования ЯЭУ используются и другие виды избыточности: временная, информационная, алгоритмическая, программная.

5. Широкий спектр конструкционных элементов и разнообразие отказов оборудования ЯЭУ. Большое число механических, гидравлических, электротехнических, электронных и других систем ЯЭУ и, как следствие этого, разнообразие отказов (по характеру, экономическим потерям, влиянию на персонал и окружающую среду) под воздействием комплекса эксплуатационных нагрузок (силовых, тепловых, радиационных, электромагнитных и т.д.) существенно усложняют процессы диагностирования и анализ надежности оборудования энергоблоков АЭС.

6. Большое число точек контроля и объектов управления ЯЭУ. Это привело к использованию на АЭС сложных автоматических и автоматизированных систем контроля и управления (САУ и АСУ), что, в свою очередь, обусловило появление проблемы обеспечения надежности самих САУ и АСУ.

7. Наличие человека в контуре управления ЭБ АС. Попытки компенсировать недостаточную надежность оборудования ЯЭУ за счет повышения глубины контроля работоспособности технологических систем и диагностики предаварийных состояний привели к необходимости обработки огромных массивов информации. Так, на современных энергоблоках АЭС электрической мощностью 1000 МВт только в АСУ ТП обрабатывается до 20 000 и более аналоговых и дискретных сигналов. Возможности человека-оператора (как основного звена в контуре управления ЭБ АС) находятся в явном противоречии с теми необходимыми для управления ЭБ объемами даже тщательно отобранной информации. При появлении аномальных ситуаций на ЭБ оперативное распознавание последовательности и причин срабатывания автоматики, учитывая современный уровень технических средств и психофизиологические характеристики человека, без применения специальных систем практически невозможно.

90 брендов вилочных погрузчиков с доставкой по России для работы на складах, в том числе промышленных предприятий.

Горьковская атомная станция теплоснабжения - одна из двух АСТ в нашей стране, строительство которых стартовало в начале 1980-х, но так и не было завершено по ряду причин, включая протесты общественности и, само собой, развал Союза.
Станция не была достроена, реакторная установка не была собрана, топливо еще даже и не думали привозить...

Строительство Горьковской АСТ (ГАСТ) началось в 1982 г.
Станция строилась по проекту ГИ ВНИПИЭТ и включала два энергоблока с реакторными установками АСТ-500 единичной тепловой мощностью 500 МВт. Каждый блок должен был обеспечивать отпуск тепла в количестве 430 Гкал/ч в виде горячей воды с давлением до 1,6 МПа и температурой до 150 ОС. Планировалось, что ГАСТ будет снабжать тепловой энергией Нагорную часть г Горького. При вводе в действие ГАСТ предполагалось закрыть около 300 низкоэффективных котельных различной мощности в Нагорной части города.

Структура системы ЦТ на базе основного теплоисточника ГАСТ выглядела следующим образом:
■ базисный теплоисточник - ГАСТ установленной тепловой мощностью 1000 МВт (2x500 МВт);
■ пиковые котельные (ПК) - пять существующих промышленных и отопительных котельных тепловой мощностью от 35 до 750 МВт;
■ магистральные тепловые сети - кольцевые с тупиковыми ответвлениями;
■ распределительные станции теплоснабжения (РСТ) для подключения магистральных тепловых сетей по зависимой и независимой схемам.
Общая тепловая нагрузка нагорной части города, обеспечиваемая системой ЦТ, составляла примерно 2380 МВт.
Отпуск теплоты в системе ЦТ на базе ГАСТ планировался в объеме примерно 7,4 ГВт.ч, в том числе от ГАСТ 5,8 ГВт.ч (78%).
Выдача тепловой мощности от АСТ в транзитные тепловые сети обеспечивалась теплоносителем - сетевой водой с максимальной температурой 150 *С при температуре на входе в обратном трубопроводе 70 *С.
Крупные ПК предусматривались «полупиковыми» с возможностью выдачи свободной тепловой мощности в транзитные тепловые сети параллельно АСТ
Общая протяженность транзитных тепловых сетей от ГАСТ около 30 км. Рельеф местности переменный с абсолютными отметками от 90 до 200 м. Диаметры транзитных трубопроводов 800, 1000 и 1200 мм. Насосные подкачивающие станции располагались в РСТ.
При разработке системы ЦТ на базе ГАСТ было применено несколько новых технологических решений, в том числе:
1. количественное регулирование отпуска теплоты в транзитных тепловых сетях с постоянной температурой теплоносителя в подающих трубопроводах: в отопительный период - 150 *С, в летний - 90 *С;
2. последовательное включение (отключение) и изменение тепловой мощности ПК при уровнях теплопотребления более 1000 МВт при температурах наружного воздуха ниже +3 *С;
3. схема подключения ПК к АСТ через транзитные тепловые сети - параллельная, а не традиционная последовательная при дальнем теплоснабжении;
4. аккумулирование теплоты в баках запаса подпиточной воды (2 бака по 10000 м3) для стабильной работы ГАСТ.

Здесь стоит отметить, что для теплоснабжения заречной части г. Горького с учетом того, что рядом расположено несколько небольших промышленных городов, предлагалось сооружение АТЭЦ с реакторами ВВЭР-1000 для энергоснабжения не только заречной части города, но и Дзержинска, Заволжья, Правдинска, Балахны и других населенных пунктов. Были приняты три варианта размещения АТЭЦ и выполнен полный комплекс изыскательских работ по всем трем площадкам. Соответствующее ТЭО было разработано ГоТЭПом в 1986 г., но эти планы так и остались на бумаге.

Решающие этапы сооружения ГАСТ совпали с Чернобыльскими событиями, последующей «ломкой» структур власти и ожесточенной политической борьбой в «перестроечный» период.
В середине 1988 г. в Горьком началось движение общественности за прекращение строительства ГАСТ (статьи в местной прессе, демонстрации и митинги с лозунгами о запрете строительства АСТ, требования о проведении референдума).
Не смогло переломить общий настрой против ГАСТ и положительное заключение международной экспертизы проекта и самой станции, проведенной МАГАТЭ в 1989 г., хотя эта экспертиза была предпринята по требованию общественности.
Нижегородский областной Совет народных депутатов, учитывая мнение населения, выступил против продолжения строительства станции и в августе 1990 г. принял решение «О прекращении строительства ГАСТ».

Cтраница 1

Атомные станции теплоснабжения (ACT) предназначаются для отпуска теплоты на отопление, вентиляцию и горячее водоснабжение и выполняются по трехконтурной схеме. В первом (реакторном) контуре и в теплосети поддерживается давление 1 5 - 2 МПа, а в промежуточном контуре оно составляет 1 2 МПа. При этом исключаются перетечки как радиоактивной воды в теплосеть, так и минерализованной сетевой воды в реакторный контур. Водный режим промежуточного контура поддерживается его продувкой в сочетании с очисткой продувочной воды.  

Разработанные отечественные атомные станции теплоснабжения (ACT) состоят из двух блоков общей тепловой мощностью 1000 МВт с реакторами АСТ-500. Для того чтобы устранить возможность попадания радиоактивных веществ в поток горячей воды, направляемый к потребителю теплоты, схема ACT выполнена трехонтурной. В первом контуре (реакторном) теплообмен происходит при естественной циркуляции воды, давление здесь поддерживается равным 1 6 - 2 МПа. Во втором и третьем контурах циркуляция, конечнс, принудительная.  

Ведется строительство первых атомных станций теплоснабжения (АСТ) тепловой мощностью по 3600 ГДж / ч (860 Гкал / ч) в Горьком и Воронеже.  

В настоящее время разрабатываются атомные станции промышленного теплоснабжения для снабжения предприятий технологическим паром с давлением 2 МПа и горячей водой.  

С целью покрытия промышленных и смешанных промышленно-отопительных нагрузок необходимо создание специальных атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ), на которых можно получать тепло в виде технологического пара и горячей воды.  

Энергетическая программа СССР предусматривает создание атомных теплоэлектроцентралей, атомных станций теплоснабжения и атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ), которые обеспечат значительную экономию дорогостоящего органического топлива, на котором в настоящее время работает большинство ТЭЦ.  

В качестве источников теплоты в ближайшие годы, по-видимому, начнут широко внедряться атомные станции теплоснабжения (ACT), представляющие собой по существу атомные парогенераторы. В настоящее время уже сооружаются две головные ACT - под Горьким и Воронежем, каждая с двумя реакторами (из-соображений резервирования) по 500 МВт. Строительные площадки находятся на расстоянии 1 5 - 2 км от города. Эти ACT будут обеспечивать теплом районы городов, насчитывающие примерно по 300 - 400 тыс. жителей. К 1990 г. строительство таких станций будет экономически оправдано для сотен населенных пунктов СССР. ACT позволят сэкономить большое количество нефти, равное трети ее сегодняшней добычи в стране. Предполагается, что атомная теплота будет вдвое дешевле, чем та, ко -, торую дают котельные на органическом топливе.  

Описываются конструкции атомных электростанций (АЭС), атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) и атомных станций теплоснабжения (ACT) с корпусными, канальными и другими типами ядерных реакторов. Рассматриваются принципиальные вопросы технологии работы, оборудование и основы эксплуатации. Основное внимание уделяется выбору площадок для строительства, конструкциям зданий и сооружений комплекса АЭС, защите от излучения, организации производства строительных работ.  

В 1978 - 1980 гг. проводились первоначальные технические и экономические исследования в направлении создания атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ), предназначаемых для подачи потребителям как горячей воды, так и пара разных параметров для технологических целей, что могло бы дополнительно расширить возможность замены органического топлива ядерным. В одиннадцатой пятилетке соответствующие разработки будут продолжены и при благоприятных технических и экономических результатах решится вопрос о строительстве первых АСПТ.  

Конструктивные особенности корпусов реакторов, специфические условия эксплуатации и повышенные требования к надежности и безопасности атомных станций промышленного теплоснабжения требуют проведения комплекса НИР и ОКР по созданию норм расчета на прочность, разработке правил устройства и безопасной эксплуатации, общих положений по сварке и правил контроля сварных соединений многослойных корпусов атомных реакторов.  

Предусматривается дальнейшая централизация теплоснабжения за счет сооружения преимущественно мощных ТЭЦ на органическом и ядерном топливе, атомных станций теплоснабжения и крупных котельных.  

Атомная станция теплоснабжения.

Россия — одна из немногих стран, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии. Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако из-за наступивших в конце 80-х гг экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония):

• Сибирская АЭС, поставлявшая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате, с 1964 года до его остановки в 2010-м поставлявший тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ (не путать с Нововоронежской АЭС)
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.
В настоящий момент (2006) концерн «Росэнергоатом» планирует построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах. Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем».
На Украине от АЭС отапливается ряд городов в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе.

На производство горячей воды и пара (низкотемпературного тепла) для нужд городов и промышленности расходуется в полтора раза больше топлива, чем для выработки электроэнергии, при этом значительную часть тепла вырабатывают мелкие, малоэффективные установки, сжигающие наиболее ценные виды топлива — нефть и газ.
Предполагается, что уже в ближайшее время ежегодное потребление низкотемпературного тепла (его еще называют низкопотенциальным) достигнет весьма внушительной цифры — 6 млрд. Гкал. Для выработки такого количества тепла пришлось бы, например, сжечь около 600 млн. т нефти, то есть практически всю нашу годовую добычу 1981 г., и это лишь при условии стопроцентного использования ее теплосодержания, чего в действительности, конечно, нет.
Около 30—40% всех видов топлива расходуется именно для производства горячей воды и технологического пара.
Параметры и режимы их работы рассчитаны так, что станции вписываются в существующие сети как дополнительный источник тепла. Создание таких новых мощных централизованных источников позволит демонтировать устаревшие установки, работающие на органическом топливе, а достаточно технически совершенные, но мелкие использовать в режиме пиковых нагрузок, которые наиболее часто возникают в холодное время года. Сами же ACT возьмут на себя базовую часть нагрузки.
По управляемости ACT — весьма гибкий агрегат, который не накладывает никаких специфических требований к управлению тепловыми сетями в смысле регулирования распределением тепла, что очень важно. В принципе ACT может покрывать и пиковую нагрузку, но для атомной станции, как для всякого капиталоемкого оборудования (капиталовложения велики, а топливная составляющая мала), наиболее экономичен режим максимально возможной постоянной мощности, то есть базовый.
Ясно, что использование атомной энергии для получения низкотемпературного тепла должно дать огромный эффект.
С применением атомной энергии для получения высокотемпературного тепла также связаны большие надежды многих отраслей промышленности.

Однако, есть и существенный недостаток. Дело в том, что если электрическую энергию можно без существенных потерь передавать на десятки и даже сотни километров, что невозможно для тепловой энергии (горячей воды). А это значит, что станция должна находиться практически в черте города.
И действительно, в экологическом плане атомные станции самые чистые, конечно если не будет серьезной аварии.
в Советском Союзе была запланирована серия подобных станций, и уже начаты работы по первой очереди. Но, как говорят: "если хочешь насмешить бога, расскажи ему о своих планах".

Специфика работы ACT — непосредственная близость к городу — заставляет учитывать даже и эти предельно редкие повреждения. Для этого надо создать технические средства, которым под силу обеспечить требуемые санитарные условия работы ACT не только при разрыве трубопровода, но и при повреждении корпуса реактора.
Особенности реактора ACT (применение естественной циркуляции и интегральной компоновки, а также низкого давления внутри корпуса) позволяют эту задачу успешно решить на уровне приемлемых затрат. И сводится это к созданию довольно простой конструкции: второго, страховочного корпуса, который не исключал бы возможности осмотра основного, несущего корпуса, никак не ослаблял бы наших требований н его надежности как главного элемента установки, но позволял бы при самых крайних, непредвиденных нарушениях полностью удержать в своем объеме всю начинку реактора и весь теплоноситель, содержащий радиоактивные вещества.
Вот модель такого крайнего события. При разрыве основного корпуса внутренний объем, занимаемый теперь теплоносителем, несколько увеличится, соответственно упадет давление, примерно на 30%, уровень воды хотя и понизится, но она по-прежнему будет охватывать всю активную зону и обеспечивать ее охлаждение. Благодаря такому соответствию характеристик работающего и защитного оборудования обеспечивается надежное охлаждение активной зоны.

Атомная станция теплоснабжения (АСТ) состоит из нескольких автономных блоков единичной мощностью по 500 МВт каждый и способна вырабатывать 860 Гкал/ч тепла в виде воды с температурой 150°С и давлением 20 атм для отопления и горячего водоснабжения жилого района с населением 350 тыс. человек. В атомной станции теплоснабжения используется водо-водяной реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.

Использование реактора как источника низкопотенциального тепла дает возможность значительно понизить его параметры

• трехконтурная схема передачи тепла от реактора к потребителю;
• первый контур полностью герметичен и находится внутри корпуса реактора, циркуляция по контуру – естественная;
• второй контур герметичен, циркуляция по контуру принудительная при нормальной работе и естественная – в аварийных режимах. Включает в себя паровой компенсатор объема с предохранительным устройством;
• циркуляция по третьему (сетевому) контуру – принудительная. На сетевом контуре предусмотрен байпас с регулирующим клапаном для изменения параметров сетевой воды;
• давление в сетевом контуре выше, чем во втором по сравнению с параметрами реактора ВВЭР: рабочее давление первого контура уменьшено в 8 раз (20 атм), температура воды понижена с 300 до 200°С, энергонапряженность активной зоны снижена в 4 раза – от 110 до 27 МВт/м 3 .

Особенностью конструкции реактора АСТ является размещение теплообменников первого и второго контуров в зазоре между прочным герметичным корпусом реактора и внутрикорпусной шахтой, разделяющей потоки горячей воды из активной зоны и потоки охлажденной воды после теплообмена (рис. 3.43). Нагретая в активной зоне вода, как более легкая, поднимается внутри шахты в верхнюю часть реактора, направляется к теплообменникам и, охлаждаясь при передаче тепла воде второго контура, опускается в промежутке между шахтой и корпусом вниз на вход в активную зону.

Все топливные кассеты активной зоны снабжены тяговыми трубами, которые являются их продолжением. Это обеспечивает распределение расхода воды через активную зону по топливным кассетам в соответствии с их мощностью. Непрекращающаяся и не зависящая от внешних источников энергии естественная циркуляция воды в корпусе реактора обеспечивает надежный теплосъем с активной зоны в условиях нормальной эксплуатации, ее охлаждение в аварийных режимах и позволяет отказаться от использования главных циркуляционных насосов в первом контуре теплоносителя.

Реакторная установка атомной станции теплоснабжения передает тепло потребителю по трехконтурной схеме теплообмена. Первый контур циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора предназначен для передачи тепла от активной зоны воде второго контура. Второй (промежуточный) контур предназначен для передачи тепла в третий (сетевой) контур и снабжен принудительной циркуляцией теплоносителя. Третий (сетевой) контур осуществляет подачу тепла потребителю, циркуляция сетевой воды производится с помощью насосов (рис. 3.44).

Интегральная компоновка внутрикорпусных конструкций реактора с теплообменниками первого и второго контуров циркуляции теплоносителей позволила осуществить принципиально новое для водо-водяных реакторов техническое решение – разместить реактор во втором прочном корпусе (рис. 3.45). Это позволяет сохранить активную зону реактора под уровнем воды и исключить ее перегрев в случае разгерметизации основного корпуса реактора или его систем, локализовать радиоактивный теплоноситель первого контура. Благодаря многоуровневой системе безопасности эксплуатации АСТ их можно размещать на расстоянии ~5 км от крупных городов.

В настоящее время атомная энергетика используется практически для производства электроэнергии, хотя и существуют станции, отпускающие потребителям теплоту (например Билибинская АТЭЦ на Чукотке) или опресняющие воду (г. Шевченко, Казахстан). Наиболее распространенными и освоенными в промышленном производстве энергетическими ядерными реакторами, получившими широкое применение на АЭС, являются реакторы с водой под давлением без ее кипения ВВЭР (за рубежом PWR – Pressured Water Reactor).

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль (48 МВт) – это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки. АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция «Северное сияние» (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт.