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.

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.

Обзор по материалам СМИ

Предпосылки

Изучение возможности использования ядерных энергоисточников для целей теплоснабжения было начато в конце 1970-х гг. В 1976 г. Горьковским отделением института «Теплоэлектропроект» - ГоТЭП (в настоящее время ОАО «Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект») и институтом «ВНИПИэнергопром» был разработан «Сводный ТЭД 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 дефицитных газа и мазута; улучшения экологической обстановки в городах; решения проблем транспортировки углеводородного топлива.

При этом было показано, что для энергодефицитных систем с большим (более 2000 Гкал/ч) теплопотреблением оптимальным решением является использование атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) с ВВЭР-1000, а для систем средней мощности с покрытием тепловых нагрузок на уровне 1000-2000 Гкал/ч, не испытывающих потребности в дополнительных электрических мощностях, - атомных станций теплоснабжения (АСТ) мощностью примерно 500 МВт. По данным «Сводного ТЭДа...» строительство АСТ было целесообразно в 30-35 промышленно-жилых комплексах страны, из них 27 - в Европейской части.

После обсуждения указанного вопроса в ЦК КПСС и Правительстве СССР перед Минсредмашем (так называлась атомная отрасль) и Минэнерго была поставлена задача создания атомной станции теплоснабжения с гарантированной безопасностью для размещения ее вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки (РУ) было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Афри- кантов»), разработчиком ТЭО головных станций в г. Горьком (ныне - г. Нижний Новгород) и в г. Воронеже - вышеупомянутый ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось РНЦ «Курчатовский Институт». Разработку АСТ по указанию Правительства лично курировал Президент Академии наук СССР А.П. Александров.

Выбор площадок для сооружения головных АСТ в городах Горьком и Воронеже был обусловлен не только наличием в указанных городах проблем с теплоснабжением, но и другими причинами:

■ в Горьком располагались разработчик реакторной установки (ОКБМ) и политехнический институт, в котором на физико-техническом факультете готовились специалисты для атомной отрасли;

■ рядом с Воронежем уже работала Нововоронежская АЭС, на которой строились все головные блоки ВВЭР, имелся центр подготовки персонала для АЭС и располагалось мощное строительно-монтажное управление;

■ оба города размещались на берегах крупных судоходных рек, что позволяло осуществить транспортировку крупногабаритного корпусного оборудования РУ, нетранспортабельного по железной дороге.

По результатам разработки в 1978 г. технического проекта РУ АСТ-500 и ТЭО в марте 1979 г вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. При этом Генпроектировщиком Горьковской АСТ был назначен ГИ ВНИПИЭТ (Минсредмаш), а Воронежской АСТ - ГоТЭП (Минэнерго).

Сооружение головных АСТ в городах Горьком и Воронеже было начато в 1982 и 1983 гг. соответственно.

Правительством СССР были рассмотрены обращения региональных властей ряда крупных областей и городов по поводу строительства АСТ (в т.ч. Архангельска, Иванова, Брянска, Ярославля, Хабаровска) и приняты положительные решения. Для этих регионов ГоТЭП были выполнены необходимые технико-экономические исследования и обоснования, а в Архангельской области начаты подготовительные работы по сооружению.

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 - РНЦ «Курчатовский институт».

Основные технические характеристики РУ АСТ-500: тепловая мощность реактора - 500 МВт, отпуск тепловой энергии - 430 Гкал/ч; вид используемого топлива - диоксид урана UO 2 .

Реактор АСТ выполнен по интегральной схеме, т.е. активная зона, теплообменники 1-2 контура и компенсатор давления размещаются в корпусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого диаметра, опасные с точки зрения разрыва.

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.

Перезарядка активной зоны реактора происходит 1 раз в 2 года.

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

Передача тепловой энергии в сеть осуществляется через промежуточный (второй) контур и сетевой (третий) контур (рис. 1).

Давление в сетевом контуре всегда выше, чем во втором, что позволяет исключить попадание воды второго контура в сетевой контур при негерметичности сетевых теплообменников.

Реактор оснащен системами безопасности пассивного принципа действия, которые могут вводиться в действие в авариях без команд оператора при отказе систем автоматического управления и функционировать длительное время без подачи энергии извне.

Протекание быстрых взрывных процессов типа Чернобыльского в реакторе АСТ принципиально невозможно.

Радиационные последствия самых тяжелых аварий ограничены и не превышают естественного радиационного фона.

Реакцией атомщиков на Чернобыль стали глубокий анализ безопасности ядерных энергоисточников и разработка проектов реакторов нового поколения.

Анализ проекта АСТ-500, выполненный после Чернобыльской аварии, показал, что основные качества реакторов нового поколения уже нашли свое воплощение в реакторе АСТ. В их числе:

■ внутренние присущие свойства безопасности, основанные на законах природы;

■ защищенность от ошибок персонала;

■ ограниченность последствий запроектных аварий.

Разработанные советскими инженерами и учеными в 1980-х гг. технические решения РУ АСТ-500 в настоящее время широко используются зарубежными разработчиками в проектах перспективных установок нового поколения.

Горьковская АСТ

Строительство Горьковской АСТ (ГАСТ), как было отмечено выше, началось в 1982 г. Площадка станции размещалась близ д. Федяково и ж/д станции Ройка в Кстовском районе Горьковской области в нескольких километрах к востоку от городской черты Горького.

Станция строилась по проекту ГИ ВНИПИЭТ и включала два энергоблока с РУ АСТ-500 единичной тепловой мощностью 500 МВт. Каждый блок обеспечивал отпуск тепла в количестве 430 Гкал/ч в виде горячей воды с давлением до 1,6 МПа и температурой до 150 О С. 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 О С при температуре на входе в обратном трубопроводе 70 О 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 О С, в летний - 90 О С;

2. последовательное включение (отключение) и изменение тепловой мощности ПК при уровнях теплопотребления более 1000 МВт при температурах наружного воздуха ниже +3 О 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 м 3) 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».

Следствием данного решения явилось распоряжение Совета Министров РСФСР от 29.11.1990 г. № 1345-Р «О прекращении строительства Горьковской АСТ» и приказ Минатом- энергопрома СССР (одно из очередных новых названий Минсредмаша) от 29.11.1991 г. № 523 «О ликвидации дирекции ГАСТ», предусматривающий передачу ГАСТ на баланс г. Нижнего Новгорода и Нижегородской области.

К этому времени были изготовлены и поставлены на станцию два комплекта оборудования РУ, изготовлены две активные зоны реакторов, общая строительная готовность по зданиям двух блоков составила 85-90%, монтажная готовность оборудования - около 70%, завершались строительно-монтажные работы по пусковому комплексу первого энергоблока, набран и подготовлен эксплуатационный персонал, разрабатывалась пуско-наладочная и эксплуатационная документация.

В соответствии с распоряжением Главы администрации Нижегородской области Б.Е. Немцова от 05.12.1991 г. № 3 и в соответствии с Гражданским Кодексом РФ и Федеральным законом от 14.11.2002 г. № 161-ФЗ «О государственных и муниципальных унитарных предприятиях», для целей максимального использования объектов промышленной площадки Горьковской АСТ и обеспечения сохранности уникального оборудования реакторных установок взамен Дирекции строящейся ГАСТ было создано Государственное предприятие Нижегородской области «Нижегородский производственно-энергетический комплекс» (подведомственное предприятие Министерства ЖКХ и ТЭК Нижегородской области).

Последние годы помещения Горьковской АСТ (рис. 2, 3) сдаются в аренду частным предприятиям, в числе которых Нижегородский ликероводочный завод «РООМ». Тепловые сети от Горьковской АСТ практически полностью демонтированы.

В 2006 г. и 2008 г. нынешнее Правительство Нижегородской области предпринимало несколько безуспешных попыток по инициированию строительства парогазовой ТЭЦ (электрической мощностью 900 МВт (2x450 МВт), тепловой - 825 Гкал/ч) на базе недостроенной АСТ.

До настоящего времени теплоснабжение Нагорной части города, которая составляет половину Нижнего Новгорода, осуществляется от одной крупной котельной тепловой мощностью около 700 Гкал/ч, двумя котельными по 150 Гкал/ч (которые планировалось переводить в пиковый режим при вводе ГАСТ) и множеством мелких котельных. В связи с интенсивным строительством жилья последние годы в данной части города имеется дефицит тепловой мощности.

Воронежская АСТ

Сооружение Воронежской АСТ (ВАСТ) было начато в 1983 г., о чем говорилось выше. Площадка строительства ВАСТ расположена на южной окраине г. Воронежа на правом берегу Воронежского водохранилища (удаление от городской застройки - 6,5 км). Станция строилась по проекту ГоТЭП, включала два энергоблока с реакторными установками АСТ-500 тепловой мощностью 500 МВт и отличалась от Горьковской АСТ наличием защитной оболочки (аналогичной ВВЭР-1000) для защиты от падения самолета и схемно-конструктивным исполнением отдельных систем безопасности (в ГАСТ защита от падения самолета обеспечивалась размещением реакторного блока в прочно-плотном боксе). При работе двух энергоблоков общей тепловой мощностью 860 Гкал/ч ВАСТ должна была обеспечивать до 29% годовой потребности г. Воронежа в тепловой энергии на нужды отопления и горячего водоснабжения города, устранив создавшийся на тот период дефицит в тепловой энергии и создать условия для дальнейшего развития города.

Как и ГАСТ, Воронежская АСТ стала картой в развернувшейся в городе и области политической борьбе за власть в «перестроечный» период.

Строительство ВАСТ было остановлено 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 г. Воронежа.

К моменту остановки строительства была создана строительно-монтажная база с необходимой инфраструктурой, путями и коммуникациями, выполнено более 50% проектного объема строительно-монтажных работ по сооружению ВАСТ, поставлен на станцию комплект оборудования РУ для первого энергоблока и частично для второго, изготовлена активная зона.

С 1992 г. и по настоящее время в соответствии с постановлением Правительства РФ от 28.12.1992 г. № 1026 и последующими распорядительными документами Минатома России, приказом Росатома РФ от 05.12.2006 г № 589 объект находится в режиме консервации (рис. 4). Недостроенная станция является федеральной собственностью, Дирекция строящейся Воронежской АСТ является филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом».

На цели консервации Воронежской АСТ концерном «Росэнергоатом» ежегодно выделяются солидные средства из резерва на развитие. Курирование вопросов консервации объектов Воронежской АСТ осуществляет департамент капитального строительства ОАО «Концерн Росэнергоатом». Территория станции охраняется.

В соответствии с Постановлением Правительства РФ от 28.12.1992 г. № 1026 в 1994 г. была проведена общественная экспертиза проекта и имеющегося задела по строительству при участии 28 специалистов и научных работников г. Воронежа, а в 1995 г. - госэкспертиза Минприроды РФ. Результаты обеих экспертиз подтвердили возможность и целесообразность завершения строительства ВАСТ.

Получено заключение Института государства и права РАН от 07.09.1998 г. за № 14202-24-2115-4 по правовой экспертизе решений, принятых по ВАСТ. Оно подтвердило, что решение городских властей г. Воронежа от 1990 г. о прекращении сооружения ВАСТ со ссылками на проведенный референдум не имеет юридической силы, а также подтвердило наличие всех условий для принятия Правительством РФ решения о расконсервации и завершении сооружения ВАСТ

В 2008-2010 гг. было подготовлено несколько предложений по решению проблемы ВАСТ, в т.ч.: достройки ВАСТ; перепрофилированию АСТ в АТЭЦ с реакторами ВБЭР-300 (разработчик ОАО «ОКБМ Африкантов») или ВК-300 (разработчик ОАО «НИКИЭТ»); созданию на площадке многоцелевого инновационного энерготехнологического и медицинского комплекса на базе установки РУТА-70 (разработчик ГНЦ РФ-ФЭИ) и др.

За истекшие с начала строительства годы ситуация с теплоснабжением в г. Воронеже только ухудшилась (см. также статью Е.Г Гашо на стр. 36-38), при этом альтернативные Воронежской АСТ варианты обеспечения города тепловой энергией так и не были разработаны.

Тем не менее, несколько десятков километров трубопроводов теплосетей для теплоснабжения Советского и Коминтерновского районов, проложенные практически по всему предполагаемому маршруту, были демонтированы весной - летом 2006 г

P.S. Статьей 29 Федерального закона от 21.11.1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» определено, что во всех случаях прекращения сооружения ядерного объекта, не связанных со снижением уровня его безопасности, ухудшением состояния окружающей среды или другими неблагоприятными последствиями, должен решаться вопрос о возмещении убытков, связанных с прекращением строительства, а также - об источниках возмещения этих убытков.

Статья подготовлена редакцией журнала НТ по следующим материалам:

1. Полвека в атомном машиностроении. Н.Новгород: КиТ- издат, 1997.

2. История ОАО «НИАЭП» в документах и воспоминаниях ветеранов (1951-2008)/ Сборник статей. Н.Новгород: Литера, 2008.

3. Что такое атомная станция теплоснабжения / О. Б. Самойлов, В.С. Кууль, Б.А. Авербах и др.; Под ред. О.Б. Самойлова, В.С. Кууля. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 96 с.

4. Г. Юрьева. Уникальный атомный комплекс был спроектирован 30 лет назад (интервью с В.Н. Чистяковым) // «Россия: атомный проект», вып. 8, 2010.

5. Сайт Министерства ЖКХ и ТЭК Нижегородской области - www.mingkh.nnov.ru.

6. Зингер Н.М., Еше Г.Г., Гилевич А.И. и др. // Теплоэнергетика, 1982. № 8. С. 27-30.

7. Востоков В.С., Друмов В.В., Еше Г.Г. и др. О повышении эффективности использования АСТ// Вопросы атомной науки и техники, 1983, выпуск 6.

8. О. Александрова. Операция «Расконсервация» // газета «Коммерсантъ» (Воронеж), № 48 от 25.03.2008 г.

9. www.rosenergoatom.ru.

10. www.ru.wikipedia.org.

Редакция журнала НТ благодарит И.М. Сапрыкина, принимавшего участие в разработке системы ЦТ от Горьковской АСТ, за ценные замечания и дополнения к представленной выше статье.

В свое время президент Академии наук Советского Союза Александров говорил, что реактор РБМК (реактор большой мощности канальный) можно поставить даже на Красной площади в Москве. Но поставили его в Чернобыле. В этом смысле Москве просто повезло, потому что атомщики были совершенно искренне убеждены в безопасности этого типа реакторов.

Воронежу, похоже, повезло в меньшей степени. В тридцати километрах от города была построена первая в России атомная электростанция, реакторы которой уже практически выработали своей ресурс и в течение двух лет должны быть остановлены.

Еще в 1979 году появился другой проект - построить в Воронеже, в восьми километрах от исторического центра города, первую в мире атомную станцию теплоснабжения. Тогда жители Воронежа выступили с резким протестом, провели референдум и добились прекращения строительства. Однако этой осенью, одновременно с началом в Воронеже отопительного сезона, представители городских властей вновь заговорили о реанимации проекта строительства атомной станции теплоснабжения.

Об истории строительства рассказывает наш воронежский корреспондент Михаил Жеребятьев.

Михаил Жеребятьев:

В 1979 году, по решению союзного Совмина, на окраине Воронежа развернулось строительство атомной котельной. В ту пору проект АСТ-500, разработанный НИИ атомной промышленности в Горьком, собирались растиражировать по всему СССР. Через десять лет на волне гласности демократическая общественность Воронежа потребовала от местных властей отказаться от достройки объекта, который вызывал тревогу горожан, и власти санкционировали проведение плебисцита. 15 мая 1990 года в Воронеже прошел референдум о судьбе атомной кочегарки. 96 процентов проголосовало за строительство и реконструкцию ТЭЦ и котельных установок без строительства атомной станции. Но даже после референдума, вплоть до конца 1992 года, на станции продолжались строительные работы.

Российский энергетический кризис образца 2000 года привел к активизации деятельности Росэнергоатома на воронежском направлении. Концерн вновь предложил городу свои услуги. Два миллиарда рублей на достройку атомной котельной. Еще один миллиард - на развитие инфраструктуры теплосетей - город и область должны раздобыть сами.

При этом до сих пор остаются не проясненными принципиальные вопросы как экономического, так и экологического порядка. Например, в чьей собственности будет находиться объект, на каких условиях город станет потреблять производимое станцией тепло? Ведь если АСТ является ядерным объектом, значит, по действующим нормативам, он должен располагаться на расстоянии тридцати километров от крупных населенных пунктов.

Наиболее активные сторонники проекта в Воронеже намерены после декабрьских выборов мэра аннулировать в судебном порядке итоги референдума десятилетней давности под предлогом того, что население голосовало не против АСТ, а за развитие сети котельных.

Марина Катыс:

Чтобы хоть немного прояснить позицию представителей местных властей, я позвонила заместителю председателя муниципального совета Воронежа Вячеславу Бачурину. Вячеслав Иванович согласился, что в настоящее время никакого дефицита теплоснабжения в Воронеже нет. Это объясняется экономическим спадом и тем, что большинство крупных предприятий города не работает. Однако в будущем, когда в области начнется экономический подъем, тепла будет не хватать.

Вас не смущает то, что это первая в мире тепловая атомная станция и не было пробных моделей, и сразу строится в центре города?

Вячеслав Бачурин:

Это - надуманное: что она первая в мире. В Томске-27, или как там, 67, есть такая станция уже опытная, которая работает. Но ведь что в атомной станции самое главное? Это реактор. А реактор этот - вот на той же курской атомной лодке подводной. Но ведь он же не взорвался. В экстремальной ситуации он же не взорвался, правда? Но только это реактор, мощность которого уменьшена в десять раз. То есть, надежность его увеличивается в десять раз.

Марина Катыс:

Большинство специалистов, к которым я обращалась, не усматривают прямой зависимости между уменьшением мощности реактора и повышением его надежности. Но вполне возможно, у Вячеслава Ивановича есть другие источники информации.

Президент Центра экологической политики России, член-корреспондент Российской Академии наук Алексей Яблоков считает, что воронежская атомная станция теплоснабжения не имеет аналогов.

Алексей Яблоков:

Нигде в мире никаких атомных станций теплоснабжения нет. Ближайший аналог - это использование промышленных реакторов по производству плутония в Томске-7 для отопления жилых кварталов. Атомной станции теплоснабжения, специально сделанной, нигде не существует, нигде. Это первый проект.

Марина Катыс:

Это же подтверждает и профессор Станислав Кадменский.

Станислав Кадменский: Предполагалось вначале построить около четырех атомных станций такого типа. В докладной записке по этому поводу писалось, что в качестве мест размещения этих станция полезно взять Подмосковье, потому что Москва имеет дефицит тепла, с этим не справляются обычные котельные, связанные с газом или углем. И даже в политическом смысле было полезно одну из первых станций построить в Подмосковье. Но, естественно, этот проект не был реализован, и первые две станции начала строить одну в Горьком, в Нижнем Новгороде, и другую - в Воронеже.

В Горьком после победы Немцова на выборах строительство было прекращено, и станция была полностью перепрофилирована. В Воронеже эта станция строилась, и хотя в Воронеже был референдум, тем не менее, строительство станции не было прекращено.

Марина Катыс:

И одна из причин этого - неприязненное отношение воронежских властей к экологам. Вячеслав Бачурин просто считает их малограмотными людьми и надеется, что в данном случае Воронежская область последует примеру Франции.

Вячеслав Бачурин:

Во Франции взяли - и законодательно этих экологов убрали. А о будущем надо судить по конечному результату. Конечный результат экологов - вернуться к первобытному строю. Вернадского надо им читать больше. Им все вредно. А разве еда не вредна, если переешь? Да? А разве перепьешь - не вредно? А разве куришь - не вредно?

В чем оптимизация заключается? Максимум удовольствия при минимальных затратах, да?

Марина Катыс:

Против такого принципа оптимизации всех процессов трудно что-либо возразить, однако, господин Бачурин удивительно напоминает мне одного из персонажей братьев Стругацких, а именно - профессора, работавшего научным консультантом в Институте Чародейства и Волшебства.

Что же касается стоимости строительства в Воронеже атомной станции теплоснабжения, то в настоящее время вопрос этот еще окончательно не решен. По мнению Вячеслава Бачурина, проект потребует...

Вячеслав Бачурин:

Наверное, со всеми пересчетами - около 3 миллиардов.

Марина Катыс:

Это деньги из федерального бюджета, или местный бюджет тоже участвует?

Вячеслав Бачурин:

Ну, это как мы договоримся. Если, как вы говорите, это эксперимент, который нужен для всей страны, и вся страна должна заботиться об этом. Если это наша проблема, воронежская, ну, надо собираться воронежским... Но тогда мы с этой атомной станции должны всю энергию тратить только на Воронеж. И никакие нам ни налоги не надо на эту станцию платить... Понимаете? Чтобы нам поборы потом с атомной станции не делали.

Марина Катыс:

То есть - вы хотите сказать, что еще окончательно вопрос финансирования не решен?

Вячеслав Бачурин:

Ну, он решался. Решался - как? Можно финансировать: Воронеж, допустим, Минатом и бюджет страны. Вот так. На троих поделить вот эти все расходы.

Потому что, ну, вы поймите: Воронеж один никогда такое строительство не потянет. О чем там говорить? Это надо опять растягивать на десять лет. А ее надо достраивать за два с половиной года.

Марина Катыс:

То есть - 2003 год.

Вячеслав Бачурин:

Да, чтобы на следующие выборы были уже с теплом. Потому что атомная станция дает сто миллионов долларов экономии. Один миллиард кубических метров газа. Представляете, что это такое? Один миллиард кубических метров газа.

Марина Катыс:

Экономия природного газа - это, конечно, хорошо, хотя для начала вполне можно было бы ограничиться ремонтом городских теплосетей, потери тепла в которых в настоящее время превышают 50 процентов.

Вот что говорит по этому поводу академик Алексей Яблоков.

Алексей Яблоков:

Нововоронежская атомная станция - это самая старая атомная станция в России, ну, если не говорить об Обнинской, которая там была экспериментальной. На ней стоят два атомных реактора, выведенных из строя чуть ли не 12 лет тому назад. Сейчас Минатом принял такое решение в правительстве - продлить жизнь существующих реакторов.

Были несколько комиссий, экспертных групп с МАГАТЭ (это Международное агентство по атомной энергии, которое отличается тем, что никогда не давало никаких заключений о закрытии атомных станций). Эксперты МАГАТЭ сказали: "Никакими переделками довести их безопасность до уровня приемлемой западной безопасности невозможно".

Марина Катыс:

Вся эта затея с атомной станцией теплоснабжения, это вызвано дефицитом энергии в этом регионе? Почему, собственно, вдруг вот заговорили о необходимости строительства именно атомной станции теплоснабжения? Что, Воронеж не может отапливаться иными способами?

Алексей Яблоков:

Анализ теплосетей показал ужасное состояние теплосетей. Буквально вчера я говорил со своими коллегами из Воронежа. В теплосетях пропадает до половины тепла, которое посылается в эти теплосети.

Нормальное хозяйственное решение - отремонтировать теплосети. Это сохранит половину тепла, которое сейчас тратится. И никакой станции теплоснабжения не нужно. Это будет стоить, наверное, раз в десять дешевле, чем строительство атомной станции теплоснабжения.

Марина Катыс:

Кстати, в оценке стоимости строительства академик Алексей Яблоков значительно расходится с заместителем председателя муниципального совета Воронежа Вячеславом Бачуриным.

Продолжает Алексей Яблоков.

Алексей Яблоков:

Она будет даже дороже, чем обычная атомная станция. Значит, тогда получается, что строительство обычной атомной станции - это, как раз вот, два-три миллиарда долларов. Долларов, а не рублей!

Марина Катыс:

Это же огромные затраты. Разве может руководство Воронежской области участвовать в столь дорогом проекте?

Алексей Яблоков:

Нет, конечно. Мы знаем, что в Воронеж несколько раз приезжал Адамов. Мы знаем, что губернатор Воронежской области Шабанов является самым "про-ядерным" губернатором во всей России. Они хотят убедить нас, что есть деньги, что можно начать строительство. А когда начнется строительство, то у них будет аргумент: ну, строительство же начато. Дайте-ка нам еще денежки для продолжения этого строительства. Это - типичный, советского типа, подход.

Марина Катыс:

Они хотели бы завершить строительство атомной станции теплоснабжения и запустить ее в работу к 2003 году. Это вообще реально?

Алексей Яблоков:

Это абсолютно нереально, 2003 год. У меня в этой связи только одна... в 2003 году кончается срок службы вот этих самых атомных реакторов старых, которые у них есть. Вот это вот 2002-2003 годы. Вот это я знаю.

Марина Катыс:

Но не надо забывать, что реальная стоимость данного проекта должна включать в себя и утилизацию отходов. По мнению экспертов, кажущаяся дешевизна атомной энергии в России объясняется именно тем, что Минатом в своих расчетах не учитывает стоимость утилизации отработавшего ядерного топлива. Впрочем, муниципальные власти Воронежа это не смущает.

Вот что говорит по этому поводу заместитель председателя муниципального совета Вячеслав Бачурин.

Вячеслав Бачурин:

Над этими проблемами работает не только Воронеж, а весь мир. И все подводные лодки... А их сколько у нас? 150. Ведь утилизируются, и тем более, сейчас сокращается подводный флот. Утилизируются.

Ну, еще на одну лодку будет больше. Ну, и что? Это проблема? Это просто искусственно раздувают проблему и заостряют на ней внимание.

Марина Катыс:

С этим не согласен профессор Воронежского университета физик-ядерщик Станислав Кадменский.

Станислав Кадменский:

Эта станция заменяет обычное топливо (газ, мазут) на атомное топливо. Когда ее начинали стоить, атомное топливо было довольно дешевым, и казалось, что оно экономично. Сейчас атомное топливо имеет достаточно высокую цену. Сама рентабельность экономическая таких котельных, она под очень сильным вопросом.

Весь мир отапливается не атомной энергетикой. Весь мир отапливается обычным топливом. В Америке по датским проектам построены тепловые станции на угле, которые достаточно экологически чисты в том смысле, что там есть подготовка топлива к сгоранию, фильтры... Обогревается западный мир весь - обычным топливом.

Марина Катыс:

Не смущают местные власти и результаты проведенного десять лет назад референдума.

Продолжает профессор Кадменский.

Станислав Кадменский:

Больше 90 процентов участвующих в референдуме высказались против атомной станции. На время ее строительство было прекращено, хотя не полостью. Это был первый референдум, может быть, такого характера в России, но он прошел полностью в рамках закона.

Сейчас нам объясняют, что когда проходил референдум, закона о референдумах не было...

Марина Катыс:

Пробовали ваши общественные организации обращаться в Верховный суд с требованием прекратить строительство?

Станислав Кадменский:

Нет. Дело в том, что в нашей стране это, конечно, все очень неэффективно. Такие обращения, они хороши для того, чтобы изобразить некую позу или позицию или привлечь к себе внимание. Всерьез это не работает.

Марина Катыс:

Хотя, как убежден академик Яблоков, результаты прошедшего референдума может отменить только другой референдум.

Алексей Яблоков:

Недавно Путин, говоря о строительстве ростовской атомной станции, сказал: "Ну, конечно, нельзя строить станцию, если нет полного согласия населения". Что-то в этом роде он сказал.

Результаты референдума могут быть отменены только референдумом, а ничем другим. Конечно, в 1990 году не было закона о референдумах. Закон о референдумах появился в 1995 году, но все-таки, поскольку референдум проходил, то у нас есть мощное основание говорить: народ против, народ не даст построить эту самую станцию.

Марина Катыс:

Тем более что неоднократно прерывавшийся процесс строительства станции привел к неизбежным в этом случае погрешностям в технологии этого строительства, а оборудование коммуникации за прошедшее десятилетие успели морально устареть. Кроме того, в ходе строительства в проект были внесены значительные изменения, что, с точки зрения профессора Станислава Кадменского, просто недопустимо при строительстве ядерных объектов.

Станислав Кадменский:

С позиций разумного развития атомной энергетики, должна быть такая последовательность: вначале такой тип станции строится в каком-нибудь городе, атомном городе типа Ново-Воронежа нашего, например, где этот вариант отрабатывается, получается опыт, а потом уже эта станция начинает тиражироваться внутрь крупных населенных пунктов.

Дело в том, что по объективным причинам атомная станция теплоснабжения должна быть достаточно близко к объекту, который она теплоснабжает, иначе большие потери тепла на трассах, и так далее. Вот наша атомная станция должна быть, ну, примерно, в восьми километрах от центра города.

Но, с другой стороны, эти станции по своей структуре аналогов полных не имели. Говорят, что аналогами этих станций были реакторы на атомных подводных лодках. Приводили нам в качестве аналога реактор ВК-50, который работал или работает в Димитровграде, но режим работы ВК-50 - кипящий, а вот реактор, который строится в Воронеже - не кипящий. Там разница в давлениях, а поэтому там разница и в тепловых режимах и так далее. Станция, как экспериментальная, первая в мире станция строилась без апробирования в полном варианте...

Мы выяснили массу деталей, связанных с нарушением экологических норм, технологических положений. А самое важное, что в процессе строительства началось изменение проекта, что, конечно, на нас произвело просто потрясающее впечатление. Это не консервная фабрика, где можно один бак заменить на другой. А изменение режима в процессе строительства - это просто трагическая ситуация, я считаю, для строительства первого в мире объекта такого класса.

Марина Катыс:

Кроме того, строительство атомной станции теплоснабжения в жилом районе города, да еще менее чем в километре от водохранилища, является прямым нарушением российского законодательства.

Слово академику Алексею Яблокову.

Алексей Яблоков:

Станция теплоснабжения находится в восьми километрах от центра Воронежа. Ну, смешно это вообще говорить о том, что можно строить атомный реактор в восьми километрах от центра миллионного города. Это запрещено всеми существующими нормами. Запрещено.

У нас есть закон об атомной энергии, закон о радиационной безопасности. Есть закон об охране окружающей природной среды, где прописаны... Есть нормы и правила, как строить атомные станции. Она стоит на берегу Цымлянского водохранилища (федерального значения водоем). Нельзя строить атомные станции на берегу федеральных водоемов.

Марина Катыс:

Однако атомные станции теплоснабжения все же несколько отличаются от обычных атомных электростанций.

О принципиальных отличиях этих объектов рассказывает профессор Станислав Кадменский.

Станислав Кадменский:

Первое отличие это то, что эти станции находятся внутри больших городов. Второе отличие состоит в том, что водяные реакторы базовой станции, которой является Нововоронежская станция, эти реакторы довольно последовательно и интенсивно отрабатывались в этих городах. А потом постепенно тиражировались в другие города и в другие объекты.

Ничего подобного в станции теплоснабжения, атомной станции, мы не увидели. Она сразу начала строиться в городе Воронеже.

Вообще говоря, она по своей конструкции безопаснее, нежели станция электрическая. Она менее мощная, она содержит большее число контуров, ну, и так далее. Ну, и, конечно, отличия есть и в самих процессах, которые происходят в атомных реакторах, да и во всех теплосистемах, а не только в теплосистемах реакторов. Они - другие. Безопасность усилена тем, что - трехконтурная система. (В атомных станциях электрических - двухконтурная система.)

Тем не менее, первую в мире станцию под эксплуатацию строить в городе нельзя. В процессе строительства проект интенсивно дорабатывался и менялся, что, вообще говоря, ни в какие ворота не лезет.

Это опасный объект.

Марина Катыс:

Но ведь в Российской Федерации существует Госатомнадзор, в обязанности которого входит именно наблюдение за соблюдением всех норм, гарантирующих безопасность эксплуатации ядерных объектов.

Почему этот орган не обращает внимания на строительство в Воронеже? Об этом я беседую с президентом Центра экологической политики России академиком Яблоковым.

Сейчас, в принципе, за всеми процессами, связанными со строительством Министерства по атомной энергии, наблюдает Госатомнадзор. Почему он не высказывает никаких мнений по поводу строительства атомной станции теплоснабжения в городе Воронеже?

Алексей Яблоков:

Госатомнадзор находится сейчас в очень сложном положении. На него ведется колоссальная атака. Уничтожение Госкомэкологии и Лесной службы - это только начало. Сейчас у Госатомнадзора, по проекту закона, который прошел уже правительственное обсуждение и находится в Думе, пытаются отобрать лицензирование и контроль. Сейчас лицензирование атомных объектов это прерогатива Госатомнадзора. Контроль за атомными объектами - тоже. Ну, естественно, для этого он и создан.

Поправкой к закону об атомной энергии, которая сейчас находится в Госдуме, эти функции передаются Минатому. Так же, как это было сделано в 1995 году, функции контроля Госатомнадзора за военными реакторами были переданы Минобороны.

Они хотят его обескровить, этот Госатомнадзор, а потом превратить его в управление Минатома.

Марина Катыс:

Вы хотите сказать, что повторяется ситуация, когда Министерству природных ресурсов доверили функции контроля за собственной деятельностью? То же самое будет с Министерством по атомной энергии, которое будет контролировать свою деятельность?

Алексей Яблоков:

Ну, конечно, это схема та же самая.

Марина Катыс:

Неужели руководство России не понимает, что закрытие Госатомнадзора, независимого ведомства, контролирующего все атомные объекты страны, приведет в довольно негативной реакции на Западе?

Алексей Яблоков:

Конечно, Запад не промолчит. Я даже думаю, что МАГАТЭ выступит против.

Кстати говоря, когда этот вопрос только начал обсуждаться, вы знаете, кто выступил за сохранение Госатомнадзора самым решительным образом? Министерство иностранных дел наше.

Марина Катыс:

В заключение приведу несколько строк из книги Алексея Яблокова "Миф о безопасности ядерных энергетических установок".

"В среднем на планете ежегодно один человек из миллиона подвергается риску погибнуть от удара молнии. Этот риск равен 10 в -6 степени и считается приемлемым для техногенных аварий. По мнению заместителя Генерального директора МАГАТЭ господина Мурогова, если в мире будет 1 000 работающих реакторов, то каждые десять лет на атомных станциях с достаточно большой вероятностью будут случаться тяжелые аварии. Сейчас в мире работают 440 атомных реакторов".

Сущность изобретения: атомная станция теплоснабжения оснащена паротурбинной установкой, содержащей последовательно соединенные по греющей стороне парогенераторы высокого 18 и низкого 19 давления, паровую турбину 20 с электрогенератором, конденсатор, в качестве которого используются подогреватели 11, 13 подпиточной воды тепловой сети. Парогенераторы включены в промежуточный контур параллельно сетевому теплообменнику 3. Для более глубокого охлаждения теплоносителя промконтура между сетевым теплообменником 3 и всасом циркуляционного насоса 5 установлен дополнительный сетевой теплообменник 22. Полученная электрическая энергия в турбогенераторе паротурбинной установки используется для обеспечения собственных нужд станции и внешних потребителей. 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к атомным станциям теплоснабжения. Известны атомные ТЭЦ, вырабатывающие электрическую и тепловую энергию и состоящие из ядерного реактора, паротурбинной установки (ПТУ), сетевого контура. Также известны атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие тепловую энергию для целей теплоснабжения и состоящие из ядерного реактора с естественной циркуляцией, промежуточного контура, сетевого контура, водоподготовительной установки для подпитки сетевого контура. Недостатком указанной АСТ является потребление извне электрической энергии для обеспечения электроприемников станции т.е. обеспечения собственных нужд. Целью изобретения является выработка электрической энергии для обеспечения потребности собственных нужд АСТ и внешних потребителей. Это достигается тем, что АСТ снабжена дополнительным сетевым теплообменником, подключенным по греющей стороне в промконтур своим входом к выходу основного сетевого теплообменника, а своим выходом - к всасывающему патрубку циpкуляционного насоса, а по нагреваемой стороне своим входом - к напорному патрубку сетевого насоса, а своим выходом - к входу основного сетевого теплобменника, и снабжена ПТУ, включающей верхний и нижний парогенераторы (ПГ), соединенные последовательно и подключенные к промконтуру, причем верхний ПГ своим входом подключен к подающему трубопроводу промконтура, а нижний ПГ своим выходом подключен к входу дополнительного теплообменника, по нагреваемой стороне ПГ подключены своими входами к питательным насосам, а своими выходами - к турбине, причем верхний ПГ подключен к головному по ходу пара отсеку турбины, а нижний ПГ подключен к отсеку турбины с соответствующим ему давлением пара, турбина своим выходом подключена к подогревателям исходной и химочищенной воды. Установка ПТУ и дополнительного сетевого теплообменника на АСТ с открытой системой теплоснабжения позволит вырабатывать электрическую энергию для обеспечения потребности собственных нужд станции и отпуска внешним потребителям. На чертеже изображена АСТ. Она состоит из ядерного реактора со встроенным теплообменником 2, промежуточного контура, включающего сетевой теплобменник 3, подающий трубопровод промконтура 4, циркуляционный насос 5, обратный трубопровод промконтура 6, сетевого контура, включающего обратный трубопровод сетевой воды 7, сетевой насос 8, регулирующий клапан 9, подающий трубопровод сетевой воды 10, системы подпитки, включающей подогреватель исходной воды 11, водоподготовительную установку 12, подогреватель химочищенной воды 13, вакуумный деаэратор 14, бак аккумулятор 15, подпиточный насос 16, регулятор давления 17, паротурбинной установки, включающей верхний ПГ 18, нижний ПГ 19, турбину с электрогенератором 20, питательные насосы 21, дополнительный сетевой теплообменник 22. Дополнительный сетевой теплообменник 22 предназначен для более глубокого охлаждения теплоносителя промежуточного контура. АСТ работает следующим образом. Выработанная в ядерном реакторе 1 тепловая энергия поступает через встроенный теплообменник 2 в промежуточный контур, где разделяется на два потока. Один поток поступает в верхний ПГ 18, где превращает питательную воду в пар низкого давления, затем поток смешивается со вторым потоком. Второй поток направляется в сетевой теплообменник 3 где нагревает сетевую воду, а затем смешивается с первым потоком после ПГ 19. Далее теплоноситель промежуточного контура поступает в дополнительный сетевой теплообменник 22, где охлаждается сетевой водой и затем насосом 5 направляется во встроенный теплообменник 2. Пар, полученный в ПГ 18, направляется в головной отсек турбины. Произведя некоторую работу в турбине, влажный пар смешивается с паром низкого давления. При смешивании двух потоков пара влажность полученного пара уменьшается за счет более сухого пара низкого давления. Суммарный поток отработанного в турбине пара поступает в подогреватели 11, 13, где конденсируется и питательными насосами закачивается в ПГ 18, 19. Тепловой поток, на базе которого выработана электрическая энергия, сообщается подпиточной воде. Подпиточная вода смешивается с сетевой водой обратного трубопровода и нагревается в сетевых теплообменниках 22 и 3. Регулирующий клапан 9 предназначен для согласования в каждый момент времени вырабатываемой и потребляемой тепловой мощности. Выработанная в турбогенераторе электрическая энергия направляется на обеспечение собственных нужд станции и внешним потребителям. Температура пара, генерируемого в ПГ, определяется температурой греющего теплоносителя на выходе из ПГ. Вследствие этого пар, полученный в ПГ 18, имеет большую работоспособность нежели пар, полученный в ПГ 19, что существенно увеличивает суммарное теплопадение пара и электрическую мощность турбины. Увеличение количества последовательно соединенных по греющей стороне ПГ повышает до определенного предела среднюю температуру подвода теплового потока в паротурбинный цикл и тем самым повышает в целом термический коэффициент полезного действия ПТУ. Оптимальное число ПГ должно выбираться исходя из технико-экономических соображений. Повышение надежности АСТ достигается за счет повышения надежности электроснабжения, организации дополнительного канала аварийного расхолаживания реактора, например при внезапной остановке циркуляции в сетевом контуре, путем разогрева подпиточной воды в баках аккумулятора. Атомная энергетическая установка, оснащенная ПГ, может найти применение для электроснабжения тепловой и электрической энергией атомных опреснительных комплексов, а также других энергоемких производств, потребляющих низкопотенциальную тепловую энергию.

Формула изобретения

АТОМНАЯ СТАНЦИЯ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ, содержащая ядерный реактор с встроенным теплообменником, промежуточный контур, включающий с себя сетевой теплообменник, подключенный посредством подающего трубопровода своим входом по греющей стороне к выходу встроенного теплообменника, а также циркуляционный насос, подключенный посредством обратного трубопровода всасывающим патрубком к выходу сетевого теплообменника по греющей стороне, а напорным патрубком к входу встроенного теплообменника, сетевой контур, включающий в себя последовательно соединенные обратный трубопровод, сетвой насос, регулирующий клапан, нагреваемую сторону сетевого теплообменника, подающий трубопровод, а также систему подпитки сетевого контура, включающую в себя подогреватель исходной воды, водоподготовительную установку, подогреватель химочищеной воды, вакуумный деаэратор, бак-аккумулятор, насос подпитки, регулятор давления, отличающаяся тем, что она снабжена дополнительным сетевым теплообменником, подключенным по греющей стороне в промежуточный контур своим входом к выходу основного сетевого теплообменника, а своим выходом к всасывающему патрубку циркуляционного насоса, по нагреваемой стороне - своим входом к напорному патрубку сетевого насоса, а своим выходом к входу основного сетевого теплообменника и снабжена паротурбинной установкой, включающей верхний и нижний парогенераторы, соединенные последовательно и подключенные к промежуточному контуру, причем верхний парогенератор входом подключен к подающему трубопроводу промежуточного контура, а нижний парогенератор выходом подключен к входу дополнительного теплообменника, по нагреваемой стороне парогенераторы подключены входами к питательным насосам, а выходами - к турбине, причем верхний парогенератор подключен к головному по ходу пара отсеку турбины, а нижний - к отсеку турбины с соответствующим давлением пара, турбина выходом подключена к подогревателям исходной и химочищенной воды.