WikiSort.ru - Не сортированное

АСТ-500 — кипящий водо-водяной реактор мощностью (тепловой) 500 МВт, разработанный в СССР. Реактор предназначался для проекта атомных станций теплоснабжения, предназначенных для генерации тепловой энергии, обеспечения горячего водоснабжения и отопления жилых и промышленных объектов.

Разработчик ОКБМ имени И. И. Африкантова(г. Нижний Новгород). Научный руководитель — Курчатовский институт. Всего до начала 1990 года в СССР в стадии строительства находилось четыре энергоблока с реакторными установками АСТ-500, два блока Горьковской АСТ строились в Нижнем Новгороде (до 1990 года город носил название Горький), ещё два блока Воронежской АСТ возводились в Воронежской области. Строительство обеих станций было остановлено и законсервировано в начале 1990-х в связи с тяжелой экономической ситуацией в стране и протестами общественности. Энергоблоки в эксплуатацию не вводились.

История проектирования

Изучение вопроса об возможности использования ядерных реакторов в качестве источника тепла для жилых и промышленных объектов было начато в СССР конце 1970-х годов. В 1976 г. головным институтом по проектированию атомных источников теплоснабжения стало Горьковское отделение института «Теплоэлектропроект» — ГоТЭП (в настоящее время АО "Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект» (АО «НИАЭП»)). ГоТЭП совместно с институтом «ВНИПИэнергопром» разработал «Сводный технико-эксплуатационная доклад по вопросам использования атомной энергии для целей теплоснабжения до 1990 г.»), в котором была обоснована экономическая целесообразность внедрения ядерных энергоисточников в сектор теплоснабжения за счет обеспечения значительной экономии газа и мазута; улучшения экологической обстановки в городах; решения проблем транспортировки углеводородного топлива, а также проработаны многочисленные варианты профили атомных ТЭЦ и станций теплоснабжения (АСТ), рекомендованы оптимальные решения по составу и компоновке оборудования.

Так в докладе было предложено для энергодефицитных систем с большим теплопотреблением (более 2000 Гкал/ч) использовать атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) с реакторами ВВЭР-1000, а для систем средним теплопотреблением (1000—2000 Гкал/ч), не испытывающих потребности в дополнительных электрических мощностях, — атомные станции теплоснабжения (АСТ) тепловой мощностью около 500 МВт. По данным доклада целесообразным считалось строительство АСТ в 30-35 промышленно-жилых комплексах страны, 27 из которых предлагалось построить в Европейской части.

Вопрос о строительстве АСТ был рассмотрен в ЦК КПСС и Правительстве СССР, после чего было принято решение о начале проектирования. Перед Минсредмашем и Минэнерго была поставлена задача спроектировать АСТ с гарантированной безопасностью для размещения её вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Африкантов»), разработчиком технико-экономического обоснования головных станций в Горьком и Воронеже был назначен ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось Курчатовским институтом. По указанию Правительства проектирование АСТ лично курировал Президент Академии наук СССР Анатолий Александров.

Институтом ГоТЭП были выполнены технико-экономического обоснования и проект строительства АСТ в Воронеже, Брянске, Архангельске, Хабаровске, а также проекты на строительство атомных ТЭЦ в Одессе и Минске. В 1978 года был создан технический проект реакторной установки АСТ-500, а в марте 1979 года вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. Генеральным проектировщиком Горьковской АСТ был назначен Головной институт ВНИПИЭТ, подчинявшийся Минсредмашу, а Воронежской АСТ — ГоТЭП, входивший в структуру Минэнерго. Сооружение головных АСТ было начато в 1982 и 1983 гг. в Горьком и Воронеже, соответственно.

Реакторная установка АСТ-500

РУ АСТ-500 - реакторная установка на основе интегрального водо-водяного реактора давления с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, страховочным корпусом и пассивными системами безопасности. Главный конструктор реакторной установки - ОКБМ, научный руководитель проекта - ИАЭ АН СССР имени И.В. Курчатова.

Реактор АСТ-500 выполнен по интегральной схеме: активная зона, теплообменники первого и второго контура и компенсатор давления размещаются в корпусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого диаметра, опасные с точки зрения разрыва. Ядерная энергетическая установка АСТ-500 имеет три контура: первый - реакторный, второй – промежуточный, третий – сетевой. Давление в первом контуре 1,6 Мпа, во втором – 1,2 Мпа, в третьем – 1,6 Мпа. Давление в сетевом контуре всегда выше, чем во втором, что позволяет исключить попадание воды второго контура в сетевой контур при негерметичности сетевых теплообменников.

В реакторе циркулирует вода, являющаяся теплоносителем первого контура. Применение естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора исключает сложные и опасные для активной зоны динамические режимы, характерные для всех реакторов с принудительной циркуляцией теплоносителя.

Перезагрузка топлива в реакторе происходит 1 раз в 2 года.

Компактность интегрального реактора позволила применить второй герметичный страховочный корпус, рассчитанный на давление, устанавливающееся при разгерметизации корпуса реактора.

Характеристика реакторной установки АСТ-500

Атомные станции теплоснабжения с реакторами АСТ-500

Примечания

Литература