Использование атомной энергетики для решения проблем дефицита пресной воды.

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

 
Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
 
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
 
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Работы по подготовке технологических решений объектов атомной энергетики, промышленности и их комплексов

Российской атомной Госкорпорации удалось стать очевидным мировым лидером в строительстве атомных энергоблоков за пределами своей страны. В настоящее время в стадии реализации находятся  более двадцати проект строительства энергоблоков за рубежом, на разных этапах – от подписанного контракта до предпусковых работ. В числе реализуемых проектов – АЭС в Индии, в Болгарии, Турции, Армении, Украине, Вьетнаме, Китае, Беларуси, Бангладеше.

Рост энергопотребления и понимание необходимости снижения доли углеводородных источников в энергобалансе подталкивает многие страны к решению в пользу развития атомной энергетики, в их числе – и те государства, которые вступают на путь развития атомной энергетики. Только в последние два года Росатом подписал соглашения о строительстве АЭС в четырех новых странах – Турции, Вьетнаме, Беларуси и Бангладеше.

По Соглашению, подписанному в ноябре 2011 года,  в Бангладеш р будут строиться два энергоблока АЭС установленной мощностью 1000 мегаватт каждый. Подписано  соглашение о финансировании возведения атомной станции во Вьетнаме.

В декабре 2011 года Палата представителей Национального собрания Белоруссии ратифицировала межправительственное белорусско-российское соглашение о предоставлении Совмину Белоруссии российского правительственного экспортного кредита для строительства атомной станции в Республике Беларусь. Реализацию проекта планируется начать уже в 2012 году.

Проект строительства первой национальной АЭС в Турции уже реализуется. Площадка АЭС находится рядом со средиземноморским портом Мерсин в районе Аккую. На ней планируется строительство четырех реакторов ВВЭР мощностью по 1200 МВт каждый по российскому проекту «АЭС-2006». Это первая в мире АЭС, которая строится по принципу «строй-владей-эксплуатируй», по которому российская компания является владельцем АЭС, включая выработанную станцией электроэнергию. Российско-турецкое Межправсоглашение, подписано в 2010 году.

После событий на АЭС «Фукусима» увеличилась конкурентоспособность российских АЭС. В мае в России было завершено проведение стресс-тестов, результаты которых переданы в российский надзорный орган «Ростехнадзор». Кроме того партнерские проверки проведены группой международных экспертов – представителей Всемирной ассоциации организаций, эксплуатирующих атомные станции (ВАО АЭС). Российские АЭС были протестированы на следующие угрозы: землетрясение, наводнение, потеря энергоснабжения, потеря конечного теплосъема, угроза терроризма, управление тяжелой аварией.

Предлагаемые российские проекты АЭС отвечают требованиям по референтности – Тяньваньская АЭС в Китае признана экспертами самой безопасной в мире и успешной АЭС в Китае. Российские АЭС отвечают предъявляемым сегодня требованиям в области безопасности – они должны выдерживать такие экстремальные ситуации, с какими столкнулась АЭС «Фукусима». Кроме того, они выдерживают падение тяжелого самолета, имеют пассивную систему отвода тепла, которая позволяет оставаться безопасной при полном отсутствии электричества, имеют ловушку расплава активной зоны.

В 2011 году в энергосеть был включен первый блок иранской АЭС «Бушер», в начале 2012 года планируется ввод в эксплуатацию двух энергоблоков АЭС «Куданкулам» в Индии.

Глава Росатома Сергей Кириенко заявил, что российская атомная корпорация намерена в течение ближайших 20 лет получить не менее 20% на мировом рынке строительства АЭС. Фактически Росатом хочет за два десятилетия построить до 80 новых энергоблоков российского дизайна, из которых лишь 30 блоков приходится на внутрироссийский рынок.

Hаряду с основными большими строящимися электростанциями в России, есть и другие разработки, которые являются очень интересными и возможно, в дальнейшей перспективе, довольно значимыми. Самая известная из них – это Плавающая Атомная Электростанция.

К 2015 году РОСАТОМ планирует построить семь или восемь плавающих атомных электростанций. Первая из них должна была быть окончательно построена в 2010 и затем остаться в Северодвинске, но планы изменились.

Каждая ПАТЭС имеет по два ядерных реактора КЛТ-40С мощностью 35 МВт каждый. (Изначально предназначалась для опреснения воды и известна как Атомная Плавающая Водоопреснительная Станция “АПВС-80”.) Срок службы предусмотрен на 38 лет: три 12-годичных цикла с периодической остановкой сроком на один год для проведения профилактических работ.

Строительство судна для первой плавающей атомной электростанции, названной “Академик Ломоносов”, было начато в апреле 2007 на СЕВМАШе в Северодвинске, но в августе 2008 РОСАТОМ отменил контракт и передал его верфи Балтийского Завода в Санкт-Петербурге, который имеет опыт в строительстве ядерных ледоколов.

После подписания нового контракта стоимостью в 9, 98 миллиардов рублей в феврале, новое строительство судна началось в мае 2009, и к августу, из ОКБМ имени И.И. Африкантова были доставлены два ядерных реактора. Корпус корабля весом в 21,500 тонн (144 метра длиной, 30 м. шириной) был спущен на воду в конце июня 2010.
Новым районом его дислокации будет Вилючинск на Камчатском полуострове, для постоянного обеспечения электричеством и теплом находящейся там морской базы. Завершение работ и буксировка на место ожидается в 2012, и подключение к энергосистеме в 2013 году.

Вторая ПАТЭС такого же размера, запланирована для города Певек на Чукотском полуострове в районе Чауна на дальнем северо-востоке, около маленькой атомной электростанции Билибино, и сконструирована таким образом, чтобы заменить её и вторую тепловую станцию в 35 МВт, став главным компонентом промышленного центра Шаун-Билибино. Третья – для посёлка городского типа Черский в Якутии. После запуска первой плавающей атомной станции, в июне 2010 года ожидалось появление плана развития по развертыванию будущих ПАТЭС в количестве до восьми, но этого не случилось.

На начало 2009 года, четыре плавающих атомных электростанции были предписаны для северной Якутии, в связи с уранодобывающим проектом Элькон,  на юге республики. В 2007 году  было подписано соглашение с Республикой Саха (Якутия), о том, чтобы построить одну такую станцию, оснащённую реакторами малой мощности АБВ-6.

Пять были предназначены для использования Газпромом в целях освоения морских месторождений нефти и  газа, и для работ на Кольском возле полуострове около Финляндии и полуострова Ямал в центральной Сибири. Так же принимался во внимание и значительный экспортный потенциал ПАТЭС, на основе полного технического сопровождения. Ожидается, что стоимость электричества будет намного ниже, чем при использовании нынешних альтернативных источников энергии в отдаленных районах.

Во-вторых, атомные силовые установки активно используются в судоходстве. Атомоходы  полностью оправдались как технически так и экономически в российской Арктике, где эксплуатационные режимы не позволяют использовать обычные ледоколы. То, что при энергоёмкости требуемой для пролома льда толщиной до 3-х метров другие типы судов сталкиваются с проблемой дозаправки топливом, является существенным фактором.

Атомный флот увеличил арктическую навигацию с 2 до 10 месяцев в году, а в Западной Арктике стал круглогодичным. Ещё большее использование ледокольного флота предполагается с освоением полуострова Ямал и восточнее.

Ледокол “Ленин” был первым в мире надводным судном работающем на ядерной энергии (20 000 хотя) и оставался на службе в течение 30 лет (1959-89), хотя в 1970 на него были установлены новые реакторы.

Это привело к созданию ряда больших ледоколов – шести, класса Арктика на 23 500 двт, начатого с 1975. Эти мощные суда имеют по два реактора ОК-900 по 171 MВт , поставляя 54 МВТ на гребные винты и используются в глубоких водах Арктики. “Арктика” была первым надводным судном, которое достигло Северного полюса в 1977.

Седьмой и наибольший ледокол класса Арктика – “50 Лет Победы”, заступил на службу в 2007. Его данные – 25 800 двт, 160 м. в длину и 20 м.в ширину, и сконструирован так, чтобы пробивать лёд 2.8 метров толщиной. Его демонстрация в работе была впечатляющая.

Для использования на мелких водах как устий и рек, два ледокола класса Таймыр  с неглубокой осадкой на 18260 двт с одним реактором, поставляющим 35 МВт были построены в Финляндии и затем в России снабжены системой атомных парогенераторов. Они построены в соответствии с международными требованиями безопасности в отношении ядерных судов и с 1989 года спущены на воду.

Наконец – программа разработки реакторов на быстрых нейтронах к 2020 году. Росатом выдвигал два быстрых варианта по выполнению правительственного решения относительно Федеральной Целевой Программы “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года.”

Первый фокусировался на реакторах со свинцовым теплоносителем типа Брест, с таким же ядерно-топливным циклом, и предполагал мобилизацию на этот проект всех возможных ресурсов общим капиталовложением в 140 миллиардов (около 3.1 млрд. $). По второму сценарию предполагалась параллельная разработка быстрых реакторов со свинцовым, натриевым и свинцово – висмутовым теплоносителями с замкнутыми ядерно-топливными циклами.

Это обойдётся в стоимость около 165 миллиардов рублей (4.7 млрд. $). Было отдано предпочтение второму варианту, предлагающему несколько путей, из-за его меньшей подверженности рискам.

В результате это будет технический проект Реактора IV поколения и связанных с ним технологий ядерно-топливного цикла закрытого типа к 2014 году и технологической основой будущих инновационных ядерноэнергетических систем, представляющих Реактор IV поколения работающего в закрытом ядерно-топливном цикле к 2020 году. Так же, к 2014 году будет разработан детальный проект многофункционального быстрого исследовательского реактора (МБИР).

Этот выбор был сделан с целью привлечения дополнительного капитала, помимо предоставляемого Федеральным бюджетом, и был одобрен Росатомом и принят. В январе 2010 правительство утвердило Федеральную Целевую Программу “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года.” разработанную для того, чтобы подвести новую технологическую платформу для ядерно-топливной промышленности, основой которой станут реакторы на быстрых нейтронах.

Программа предусматривает ассигнование в 110 миллиардов рублей из Федерального бюджета до 2020 года, включая 60 миллиардов рублей на быстрые реакторы, и по последним сообщениям, стали распределяться средства на три типа: Брест, СВБР и научно-исследовательского реактора на натриевом теплоносителе.

Выполнение Федеральной целевой программы даст возможность строить реакторы на быстрых нейтронах в коммерческих целях в 2020-2030 годах.
Долгосрочная стратегия Росатома – до 2050 года, включает в себя переход к атомным электростанциям с “гинетически” заложенной в них безопасностью, работающих на быстрых реакторах с замкнутым ядерно-топливным циклом и смешанном оксидном топливе ( MOX англ.).

Брест (Быстрый Реактор со Свинцовым Теплоносителем) является инновацией
НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, и первый построенный реактор предназначается для Белоярска – 5. Это будет быстрый реактор нового поколения который, возможно, не будет нуждаться в защитном кожухе вокруг ядра, и превосходить конструкцию БН-600/800 в том, что даёт более усиленное сопротивление пролиферации. В феврале 2010 года правительственное постановление утвердило финансирование в размере 40 миллиардов рублей (1.3 млрд. $) на первый 300 МВт-ный реактор Брест для Белоярска на 2016-2020 годы, хотя видимо, что только 15.555 миллиардов поступит из Федерального бюджета.

Пробный демонстрационный образец СВБР-100 на 100МВт будет построен в Физико-Энергетическом Институте при Научно-Исследовательском Институте Атомных Реакторов (НИИАР) в Димитровграде ОАО “АКМЭ-Инжениринг” к 2020 году. В феврале 2010 на это было выделено 13.23 млрд. рублей, включая 3.75милрд. рублей из Федерального бюджета.

СВБР-75/100 – это концепция модульного реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем от ОКБ “Гидропресс” в Подольске. Он основан на военно-морских технологиях и создан для удовлетворения региональных потребностей в России и за рубежом. Он предлагается для замены реакторов третьего и четвёртого блоков Ново-воронежской АЭС, и АЭС”Козлодуй” в Болгарии.

МБИР станет много – цикловым исследовательским реактором испытывающим свинцовый, свинцово-висмутовый и газовые теплоносители и работающим на смешанном топливе. НИИАР намерен установить для него замкнутый ядерно-топливный цикл на месте эксплуатации, использующий процесс пирохимической обработки, которую институт разработал как пробный проект.

В сентябре 2010 года Росатом сообщил, что программа по МБИР реакторам института НИИАР в Димитровграде будет открыт для иностранного сотрудничества в соответствии с Международным Проектом по Инновационным Атомным Реакторам и Ядерно-топливным Циклам (IAEA INPRO). Реактор МБИР мощностью на 150 КВт предположительно будет построен к 2017 году.

Считается, что начиная с 2020-2025 годов, реакторы на быстрых нейтронах будут играть значительную роль в России, хотя возможно это будут новые конструкции типа Брест с одиночным ядром и без кожуха – для получения плутония. По оптимистическим предположениям к 2050 году атомная мощь достигнет 90 ГВт. Вышеописанные проекты являются дополнением к уже общеизвестным разработкам БН-800, первый из них должен быть достроен в 2014 году и стать преемником очень удачного БН-600, который проработал 30 лет. Два БН-800 были проданы в Китай, их строительство начнётся в 2013 году в городе Санмин, провинции Фуцзянь, первый из которых вступит в эксплуатацию в 2018 году.

Укрепление позиций ядерной энергетики и объективное увеличение доли электроэнергии вырабатываемой на АЭС, в общем балансе производства электроэнергии закреплено в Генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики до 2020 года и одобрено распоряжением Правительства Российской Федерации от 22.02.2008 года № 215.

Решение о развитии атомной энергетики в России было принято на государственном уровне – в 2006 году Президентом России была поставлена задача по увеличению объема производства электроэнергии на АЭС в энергобалансе России до 25% к 2030 году. С целью реализации этой задачи были приняты документы, обеспечивающие бюджетное финансирование строительства АЭС, в частности – Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года» (ФЦП). В период реализации ФЦП под эгидой Минэнерго России была разработана Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2020 года, утвержденная распоряжением Правительства РФ от 22.02.2008. В соответствии с Генеральной схемой была принята Программа деятельности Государственной корпорации по атомной энергии “Росатом” на долгосрочный период (2009 – 2015 годы), утвержденная постановлением Правительства Российской Федерации (от 20.09.2008).

Каждые три года проводится корректировка Генеральной схемы развития электроэнергетики. Факторами корректировки являются: уточнение Минэнерго прогноза энергопотребления в конкретном регионе, сокращение утвержденных инвестпрограмм (в данном случае Росатома и ФСК), отдельные решения руководства страны (например, решение о строительстве Балтийской АЭС В Калининградской области, которой не было в первоначальной ФЦП). В начале 2011 года Правительство РФ планирует утвердить обновленную Генсхему с учетом текущих потребностей в энергопотреблении и расчетов его роста.

Атомная энергетика