В промышленности, как правило, требуется тепловая энергия с более высокими параметрами, чем те, которые могут обеспечить ядерные энергетические установки на базе водоохлаждаемых реакторов, наиболее распространенного и хорошо изученного класса установок.

Что касается централизованного коммунально-бытового теплоснабжения, очевидно, что предпосылки для формирования достаточно крупных рынков тепла имеются в основном в климатических зонах с относительно длинными и холодными зимами. Поэтому системы централизованного теплоснабжения нашли наиболее широкое применение в России, а также в таких странах Западной Европы как Финляндия, Швеция и Дания. Аналогичный подход, хотя и в меньшей степени, применяется в Австрии, Бельгии, Германии, Франции, Италии, Швейцарии, Норвегии и Нидерландах [3].

При этом вопрос использования ядерной энергетики в коммунально-бытовом теплоснабжении насчитывает солидную историю, подтвержденную значительным опытом практической эксплуатации ядерных установок различных типов.

Так, например, действующие в России (и не только) АЭС используются для теплоснабжения прилегающих станционных поселков. Тепловая энергия пара теплофикационных отборов паровых турбин служит для подогрева воды, подаваемой в системы теплоснабжения этих населенных пунктов.

Одним из возможных источников поставок тепла на рынке централизованного теплоснабжения являются также атомные ТЭЦ (АТЭЦ).

Единственным пока примером промышленной АТЭЦ является Билибинская АТЭЦ с четырьмя водо-графитовыми канальными реакторами, запущенная в эксплуатацию в 1974-76 гг. и работающая в составе Чаун-Билибинской изолированной энергосистемы на Крайнем Северо-Востоке России.

Другой вариант - использование одноцелевых атомных станций теплоснабжения (АСТ). Такое применение ядерных реакторов пока реализовано только в рамках экспериментальных или демонстрационных проектов. К ним относятся запущенные в эксплуатацию:

* в 1983 г. в Институте ядерно-энергетической технологии (INET, Китай) опытный прототип отопительного реактора мощностью 1 МВт (тепл.), в течение двух отопительных (зимних) сезонов обеспечивавший отопление институтских помещений;

* в ноябре 1989 г. в этом же институте демонстрационный прототип интегрального водо-во-дяного отопительного реактора NHR-5 мощностью 5 МВт (тепл.) с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура;

* в июле 1987 г. демонстрационный прототип бассейнового отопительного реактора SDR мощностью 2 МВт (тепл.) в лаборатории White-Shell (г. Пинава, штат Манитоба, Канада).

В СССР в 1983-1985 гг. было начато, но так и не завершено строительство двух АСТ с интегральными водо-водяными реакторами типа АСТ-500 мощностью по 500 МВт (тепл.) в Горьком и Воронеже.

Понимание технической осуществимости применения ядерных источников тепла как в системах централизованного коммунально-бытового теплоснабжения, так и в технологических процессах (например, в системах опреснения морской воды) сформировалось в самом начале развития ядерной энергетики. К настоящему времени накоплен определенный опыт, показывающий, что для такого использования ядерных реакторов не существует принципиальных технических препятствий и что для этих целей могут применяться в принципе любые реакторы любой мощности [1, 2].

Тем не менее, несмотря на примеры практического использования, существенного проникновения ядерной энергетики на коммерческий рынок тепла пока не произошло. На сегодняшний день на ядерных реакторах в мире производится менее 1% тепла, используемого для нужд центрального отопления и в технологических процессах [3], тогда как доля атомных электростанций в мировом производстве электроэнергии составляет около 15%. Это связано с рядом объективных обстоятельств:

* вызванная экономическими соображениями необходимость приближения ядерного энергоисточника к потребителям теплоты ставит очень остро вопросы обоснования ядерной и радиационной безопасности и доказательное донесение результатов этого обоснования до сознания широкой общественности и населения;

* экономическая конкурентоспособность ядерных источников тепловой энергии перед традиционными не выглядит убедительно при относительно низких ценах на органические энергоносители, в первую очередь - на газ.

Однако в последнее время в России появляются признаки вновь возрастающего интереса к применению ядерной энергии в теплоснабжении, в частности, в связи с решением вопросов топливообеспечения удаленных изолированных районов и реформированием ЖКХ.

Одно из направлений работ в этой области связано с созданием специализированных установок теплоснабжения на базе реакторов бассейнового типа РУТА (реакторная установка для теплоснабжения с атмосферным давлением в первом контуре), предназначенных для выработки низкопотенциальной тепловой энергии для нужд ЖКХ [4].

Реактор РУТА (рис. 1) представляет собой специальную модификацию водо-водяного реактора бассейнового типа. На сегодняшний день с разной глубиной выполнены проработки реакторов РУТА тепловой мощностью от 10 до 70 МВт [5]. Основные технические характеристики реактора РУТА-70 приведены в табл. 1.

Основными преимуществами данной технологии являются:

* принципиальная простота конструкции и, как следствие, низкая стоимость сооружения и эксплуатации таких реакторных установок;

* высокий уровень безопасности, обеспечиваемый особенностями конструкции и использованием естественных механизмов защиты.

Эти преимущества определяют, в первую очередь, следующие факторы:

· отсутствие избыточного давления теплоносителя в первом контуре (бассейне реактора);

· наличие большой тепловой аккумулирующей емкости воды в бассейне;

· низкая энергонапряженность активной зоны;

· обеспечение охлаждения активной зоны в диапазоне мощностей от минимального уровня до 30% номинальной мощности, а также в режимах расхолаживания за счет естественной циркуляции теплоносителя в реакторе;

· трехконтурная система передачи тепла потребителю, при этом минимальное давление воды - в первом контуре.

Радиационное воздействие установок РУТА на окружающую среду не только при нормальной эксплуатации, но и при любых реально возможных аварийных ситуациях не будет превышать уровня, соответствующего естественному радиационному фону.

Таблица 1. Основные технические характеристики реактора РУТА-70.

Установки такого типа могут располагаться в непосредственной близости от населенных пунктов - потребителей тепла, что подтверждается многолетним опытом работы многочисленных бассейновых реакторов исследовательского назначения. (Всего в мире было построено, эксплуатируется (или эксплуатировалось) 225 таких реакторов, в т.ч. 23 реактора конструкции НИКИЭТ, из них 16 реакторов за пределами России. - Прим. авт.).

Однако естественным следствием отсутствия избыточного давления в бассейне реактора является пониженная температура сетевой воды, подаваемой потребителям от АСТ с реакторами РУТА. Максимально, при разумной глубине бассейна (до 20 м), она может достигать порядка 90-95 ОС.

Эта ключевая особенность бассейновых реакторов и рациональные пути достижения надежности теплоснабжения определяют следующий подход к формированию систем теплоснабжения с использованием установок РУТА:

* в системах, где максимальная требуемая температура сетевой воды превышает уровень температур, достижимых на установке РУТА, последние смогут и должны будут работать в базовой части годового графика тепловых нагрузок. В этом случае подогрев сетевой воды до температуры, требуемой в холодный период года, должен производиться огневыми или электрическими пиковыми водоподогревателями. При этом коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) ядерной энергетической установки будет находиться в пределах 0,6-0,8;

* в небольших, низкотемпературных системах теплоснабжения РУТА может обеспечивать полное теплоснабжение потребителей в течение всего года. Однако при этом установка будет работать с весьма низким (не более 0,3-0,4) КИУМ, что отрицательно скажется на ее экономике. Поэтому и в этих случаях предпочтительным является использование установки РУТА в базовой части графика тепловых нагрузок, т.е. совместно с пиковыми неядерными теплогенераторами.

Таким образом, данная технология теплоснабжения предполагает, как правило, совместное использование ядерных (обеспечивающих покрытие базовой части тепловых нагрузок) и неядерных (работающих в пиковом и полупиковом режиме) энергоисточников.

Такая схема обладает следующими преимуществами [6]:

* повышение надежности теплоснабжения (используется два вида энергоресурсов);

* обеспечение необходимого резервирования мощности не путем дублирования атомных энергоблоков, а сравнительно недорогими энергоисточниками, работающими на органическом топливе;

* увеличение экономической эффективности производства тепла за счет оптимизации работы системы (дорогой в постройке и более дешевый в эксплуатации атомный энергоисточник работает в базовом режиме, недорогой в постройке органический энергоисточник, использующий дорогое топливо - в пиковом).

Принципиальная схема включения установок РУТА в системы централизованного теплоснабжения показана на рис. 2.

Результаты предварительных проработок показывают, что при типичных годовых графиках тепловой нагрузки доля тепла, вырабатываемого установкой РУТА, может составить 80% от полного годового теплопотребления, а на долю пиковых теплоисточников придется соответственно 20% (рис. 3).

Такой подход к включению установок РУТА в системы теплоснабжения в большинстве случаев является оптимальным и позволяет обеспечить надежное и экономичное теплоснабжение.

Выполненные маркетинговые исследования [7] показали, что в России имеется достаточно много регионов, где теплоснабжение населен ленная сертификация, которая осуществляется при разработке, сооружении и эксплуатации пилотной установки-прототипа. Такое положение имеет место и для установок РУТА.

В качестве наиболее перспективной площадки размещения головного (пилотного) образца такой установки рассматривается площадка Физико-энергетического института (г. Обнинск), который обладает уникальным многолетним опытом строительства и эксплуатации ядерно-энергетических установок различного типа, исполнения и назначения. Здесь имеется необходимая инфраструктура, научный и кадровый потенциал, позволяющий реализовать такой проект в минимальные сроки и с наименьшими затратами.

В 2004 г. предприятиями Федерального агентства по атомной энергии был подготовлен Технико-экономический доклад (ТЭД) по размещению головной АСТ РУТА тепловой мощностью 70 МВт на площадке ГНЦ РФ-ФЭИ (г. Обнинск).

Таблица 2. Технико-экономические показатели головного образца реакторной установки РУТА-70 (все цены приведены в рублях 1991 г.).

Пунктов может быть эффективно обеспечено путем использования установок РУТА. В первую очередь, это многочисленные населенные пункты, охваченные местными или объединенными централизованными системами электроснабжения, но испытывающие хронический дефицит топлива, необходимого для установок теплоснабжения.

К таким районам относятся северные районы европейской части России (в частности, Архангельская и Мурманская области), а также Алтайский край, где использование угля и мазута в котельных составляет 93%, восточные районы страны (Амурская область, Хабаровский край, изолированные районы Якутии) и ряд других удаленных районов с большой концентрацией тепловых нагрузок (например, северные районы Урала) [7].

В ходе выполнения работ был скорректирован ряд конструктивных решений основных схем и узлов реакторной установки РУТА, проработаны вопросы включения АСТ РУТА в систему теплоснабжения г. Обнинска и основные проектные решения.

В частности, разработан генплан АСТ, определена сметная стоимость строительства и выполнен расчет экономической, финансовой, бюджетной эффективности станции в условиях коммерческого отпуска тепла в систему теплоснабжения г. Обнинска.

Основные технико-экономические показатели головной установки РУТА представлены в табл. 2.

Таким образом, выполненные оценки показали: головной блок АСТ РУТА в ФЭИ, помимо своей основной задачи - демонстрации технологии для последующего коммерческого внедрения, обеспечивает окупаемость вложенных средств. Стоимость установки, по данным ГНИПКИИ «Атомэнергопроект», составляет 26,6 млн руб. в ценах 1991 г. Реализация вырабатываемой тепловой энергии потребителям г. Обнинска приносит заметную финансовую прибыль (порядка 3 млн руб. в год в ценах 1991 г.), которая может быть использована, в частности, для обеспечения безопасной эксплуатации инженерной инфраструктуры института.

Кроме этого, в ходе выполнения ТЭД были рассмотрены также вопросы коммерческой привлекательности установок РУТА.

В качестве показателя инвестиционной привлекательности использован дисконтированный срок окупаемости при ставке дисконтирования 8%. Выполнен анализ изменения этого показателя для проекта головного блока РУТА в г. Обнинске в зависимости от изменения отпускного тарифа на теплоту (рис. 4).

Как можно видеть, коммерческая окупаемость проекта при тарифе, принятом для Центрального региона (15,1 руб./Гкал), достигается за срок более 20 лет. Однако уже при повышении тарифа на 50% срок окупаемости сокращается до 10 лет.

Очевидно, что в топливодефицитных районах страны, в которых тариф на тепловую энергию превышает тариф Центрального региона России в 3-5 и более раз, АСТ с реакторами РУТА имеют очень хорошие коммерческие перспективы.

Необходимо также отметить, что важным фактором, повышающим экономическую конкурентоспособность этого проекта, является прогнозируемый рост цен на органическое топливо, обусловленный объективными причинами: сокращение добычи на освоенные месторождения природного газа, выравнивание цен на энергоносители на внутреннем и внешнем рынках и др.

Так, в последние годы из-за увеличения стоимости газа наблюдается значительный рост тарифов на теплоту, в т.ч. и в европейской части России (тариф на тепловую энергию в г. Обнинске в 2002-2004 гг. возрастал с темпом около 30% в год).

Наконец, еще одним фактором, говорящим в пользу реализации проекта РУТА, является возможность развития и внедрения на базе установок РУТА инновационных ядерных технологий, обеспечивающих производство наукоемкой продукции для медицины и промышленности, в частности:

* производство радиоизотопов медицинского и промышленного назначения;

* проведение нейтронной терапии онкологических больных;

* облучение полимерных пленок для получения трековых мембран и др.

Все это делает правомерной постановку вопроса о дальнейшем продвижении проекта строительства установки РУТА в г. Обнинске и начале работ по изучению наиболее перспективных площадок строительства головной серии.

ядерный реактор бассейновый теплоснабжение

Литература

1. Non-electric application of nuclear energy. Proceedings of an Advisory Group meeting held in Jakarta, Indonesia, 21-23 November 1995, IAEA - TECDOC - 923, IAEA, VIENNA, 1997.

2. Nuclear Desalination of Sea Water. Proceedings of an International Symposium held in Taejon, the Republic of Korea, 26-30 May, 1997, IAEA, VIENNA, 1997.

3. Csik B.J. Assessment of the World Market for Small and Medium Reactors. IAEA - TECDOC - 999, 1998, pp. 205-219.

4. Сергеев Ю.А. Малая атомная энергетика: состояние, перспективы, проблемы. // Тепоэнергетика. 1995. № 5. С. 6-11.

5. Кузнецов Ю.Н., Роменков А.А., Михан В.И. и др. Бассейновый реактор для теплоснабжения и опреснения. Международный семинар «Малая энергетика. Итоги и перспективы». Москва, 10-11 октября 2001 г. Сборник тезисов. М., 2001. С. 25-26.

6. Габараев Б.А., Кузнецов Ю.Н., Роменков А.А., Уласевич В.К., Шишкин В.А. Реакторные установки малых мощностей для ядерной энергетики // Перспективы энергетики. 2000. Т. 6. С. 253-267.

7. Волкова Е.А., Шульгина В.С., Мишанина Ю.А. Перспективы включения АСТ с реакторами РУТА в системы централизованного теплоснабжения. Международный семинар «Малая энергетика. Итоги и перспективы». Москва, 10-11 октября 2001 г. Сборник тезисов. М., 2000. С. 97-98.

Размещено на Allbest.ru