3.1.4. Атомные тэц

В России пока эксплуатируется только одна атомная ТЭЦ в пос. Билибино на Чукотском п-ве (Билибинская АТЭЦ), пущенная в эксплуатацию в 1974 (1-й блок) – 1976 гг. (4-й блок). В качестве основного оборудования каждого блока (рис. 3.15) на БиАТЭЦ установлен уран-графитовый канальный реактор 1 типа ЭГП-6 тепловой мощностью 62 МВт и теплофикационная паровая турбина 7 типа Т-12-60 электрической мощностью 12 МВт и тепловой мощностью отборов 29,1 МВт (104,8 ГДж/ч) [8].

Рис. 3.15. Тепловая схема блока Билибинской АТЭЦ

1 – реактор ЭГП-6; 2 – струйный насос; 3 – барабан-сепаратор; 4 - деаэратор; 5 – питательные насосы; 6 – аварийный питательный насос; 7 – паровая турбина Т-12-60; 8 – промежуточный сепаратор; 9 – сухая (воздушная) градирня; 10 – конденсатор; 11 – циркуляционные насосы; 12 - конденсатные насосы; 13 – регенеративный подогреватель; 14 – фильтр-уловитель окислов железа; 15 – основной СП; 16 – пиковый СП

В реакторной установке генерируется насыщенный пар с параметрами 6,37 МПа, 279 °С. Её паропроизводительность – 96 т/ч. Давление пара на входе в турбину составляет 5,88 МПа, а в регулируемом отборе (перед промежуточным сепаратором 8) – 0,245 МПа. Теплофикационная установка (ТФУ) состоит из двух сетевых подогревателей – основного СП 15 и пикового СП 16. Отбор греющего пара на основной СП (до 40 т/ч) производится из регулируемого отбора турбины, а на пиковый СП (до 20 т/ч) – из нерегулируемого отбора турбины. Номинальная тепловая нагрузка отборов составляет соответственно 17,5 МВт (63,0 ГДж/ч) и 11,6 МВт (41,8 ГДж/ч). Горячая вода от ТФУ по двум независимым тепломагистралям протяжённостью 3,5 км подаётся в ЦТП пос. Билибино, где установлены подогреватели отопления и ГВС. Тем самым исключается возможность радиоактивного заражения сетевой воды в тепловых сетях посёлка.

Крупные АЭС (Ленинградская, Балаковская, Калининская и др.), оборудованные конденсационными паровыми турбинами, также имеют ТФУ для теплоснабжения ближайших потребителей. Сведения о схемах и составе оборудования этих ТФУ имеются, например, в учебнике¹.

3.2. Котельные и аст

Котельные предприятий в зависимости от вида и уровня тепловых нагрузок потребителей могут быть водогрейными, паровыми и пароводогрейными, что определяется типом установленных котлов. Наибольшее распространение при умеренных тепловых нагрузках получили паровые котельные (рис. 3.16) [1]. Целесообразность применения паровых котельных обусловлена потребностью предприятий в технологическом паре и горячей воде. Наличие подпиточного деаэратора 7 оправдано при значительной доле нагрузок по горячей воде и открытой системе теплоснабжения (СТО).

Водоводяной подогреватель химочищенной воды 8 одновременно выполняет функции охладителя деаэрированной воды до температуры не ниже 60 °С, что допустимо в СТО по условиям подпитки тепловых сетей и зарядки баков-аккумуляторов (на рис. 2.18 не показаны). Конденсат после всех пароводяных подогревателей целесообразно направлять в питательный деаэратор 4.

Однако опыт эксплуатации подогревателей сырой воды 15 свидетельствует о частых случаях попадания сырой воды в конденсат. В подобных случаях конденсат после подогревателя 15 объединяют с потоком химочищенной воды, но для этой цели необходим конденсатный насос (на рис. 2.18 – не показан.

Дополнительные сведения о котельных предприятий приведены в [5].

Рис. 3.16. Принципиальная тепловая схема паровой котельной

1 – паровой котел; 2 – сетевой подогреватель; 3 - охладитель конденсата; 4 – деаэратор питательной воды; 5 – питательный насос; 6 - сетевой насос; 7 – деаэратор подпиточной воды; 8 – водоводяной подогреватель химочищенной воды; 8' – пароводяной подогреватель химочищенной воды; 9 - подпиточный насос; 10 – конденсатный бак; 11 – конденсатный насос; 12 – насос сырой воды; 13 – сепаратор продувочной воды; 14 – охладитель продувочной воды; 15 - подогреватель сырой воды; 16 – химводоподготовка; 17 – насос химочищенной воды

Аналогом котельных при использовании ядерного топлива являются АСТ (атомные сстанции теплоснабжения) и АСПТ (атомные сстанции производственного теплоснабжения) с водоводяными реакторами типа ВВЭР. Схема АСТ приведена на рис.3.17.

Рис. 3.17. Схема АСТ с реактором ВВЭР-200

1 – реактор; 2 – барботёр; 3 – компенсатор давления первого контура; 4 – бак борного раствора; 5 – система очистки первого контура; 6 – компенсатор давления промконтура; 7 – бак системы расхолаживания; 8 –водяной теплообменник системы расхолаживания; 9 – насос системы расхолаживания; 10 – сетевой насос; 11 – сетевой подогреватель; 12 – насосы аварийной подкачки; 13 – воздушный теплообменник системы расхолаживания; 14 – тепловой потребитель

В активной зоне водо-водяного энергетического реактора 1 типа ВВЭР-200 в результате реакции деления ядер урана выделяется теплота, которая воспринимается в корпусе реактора охлаждающей водой первого контура с естественной циркуляцией. В зазоре между корпусом реактора и внутрикорпусной шахтой с активной зоной, заполненной тепловыделяющими элементами (твэл), которые охлаждаются водой, размещены водоводяные теплообменники второго контура (промконтура) из нержавеющей стали. Нагретая в них вода поступает в сетевые подогреватели 11 из нержавеющей стали, обеспечивая необходимый подогрев сетевой воды. Технические характеристики ВВЭР-200 приведены в табл. 3.8.

Таблица 3.8

Технические характеристики ВВЭР-200

Характеристика	Значение
1. Тепловая мощность реактора, МВт	200
2. Давление воды 1-го контура, МПа	2
3. Удельная энергонапряжённость активной зоны, кВт/л	23,4
4. Температура прямой сетевой воды, °С	130

Применение трёхконтурной схемы обеспечивает необходимый уровень радиационной безопасности. В аварийных ситуациях, вызванных ошибками персонала, происходит самоглушгние реактора (прекращение цепной реакции) и автоматически включается система расхолаживания реактора для отвода остаточной теплоты от твэл. Проекты с ВВЭР-200 остались не реализованными.

В 1983 г. было начато строительство Горьковской и Воронежской АСТ по типовому проекту в составе двух ВВЭР-500 с техническими характеристиками (табл. 3.9). Однако в связи с аварией на Чернобыльской АЭС и протестами населения их строительство было законсервировано в 1990-1991 гг. В настоящее время обсуждается вопрос о строительстве на их базе АЭС.

Таблица 3.9

Технические характеристики ВВЭР-500

Характеристика	Значение
1. Тепловая мощность реактора, МВт	500
2. Давление воды 1-го контура, МПа	2
3. Удельная энергонапряжённость активной зоны, кВт/л	27,0
4. Температура прямой сетевой воды, °С	150

Создание АСПТ остановилось на уровне предпроектных проработок