3.3. Атомні станції теплопостачання (АСТ)

Атомна станція теплопостачання (АСТ) складається із декількох автономних блоків потужністю 500 МВт кожний й здатна виробляти 860 Гкал/год теплоти у вигляді води з температурою 150°С й тиском 20 атм для опалювання та гарячого водопостачання житлового району з населенням 350 тис. чоловік. В атомній станції теплопостачання використовується водо-водяний реактор, в якому сповільнювачем нейтронів й теплоносієм є звичайна вода.

Використання реактора як джерела низькопотенціального тепла дає можливість значно знизити його параметри у порівнянні з параметрами реактора ВВЕР: робочий тиск першого контура зменшений у 8 разів (20 атм), температура води знижена з 300 до 200°С, енергонапруженість активної зони понижена в 4 рази від 110 до 27 МВт/м³.

Мал. 3.43. Принципова схема реактора:
• трьохконтурна схема передачі тепла від реактора до споживача;
• перший контур повністю герметичний і знаходиться всередині корпусу реактора, циркуляція по контуру – природна;
• другий контур герметичний, циркуляція по контуру примусова при нормальный роботі та природна – в аварійних режимах. До її складу входить паровий компенсатор об’єму із запобіжним пристроєм;
• циркуляція по третьому (сітьовому) контуру – примусова. На сітьовому контурі передбачений байпас з регулюючим клапаном для зміни параметрів сітьової води;
• тиск у сітьовому контурі вищий, ніж у другому

Особливістю конструкції реактора АСТ є розміщення теплообмінників першого-другого контурів в зазорі між міцним герметичним корпусом реактора і внутрішньокорпусною шахтою, що розділяє потоки гарячої води з активної зони і потоки охолодженої води після теплообміну (мал. 3.43). Нагріта в активній зоні вода, як легша, піднімається усередині шахти у верхню частину реактора і прямує до теплообмінників і, охолоджуючись при передачі тепла воді другого контура, опускається в проміжку між шахтою і корпусом вниз на вхід в активну зону.

Всі паливні касети активної зони забезпечені тяговими трубами, які є їх продовженням. Це забезпечує розподіл витрати води через активну зону по паливних касетах відповідно до їх потужності. Безперервна і не залежна від зовнішніх джерел енергії природна циркуляція води в корпусі реактора забезпечує надійний зйом тепла з активної зони в умовах нормальної експлуатації, її охолоджування в аварійних режимах і дозволяє відмовитися від використання головних циркуляційних насосів в першому контурі теплоносія.

Реакторна установка атомної станції теплопостачання передає тепло споживачеві по трьохконтурній схемі теплообміну. Перший контур циркуляції теплоносія усередині корпусу реактора призначений для передачі тепла від активної зони воді другого контура. Другий (проміжний) контур призначений для передачі тепла в третій (мережевий) контур і забезпечений примусовою циркуляцією теплоносія. Третій (мережевий) контур здійснює подачу тепла споживачеві, циркуляція мережевої води проводиться за допомогою насосів (мал. 3.44). Мал. 3.44. Система бар’єрів, котра виключає надходження радіоактивності до споживача через теплову мережу:
• установка виводиться з дії при досягненні активності в проміжному контурі 10 ПДК;
• додатковий бар’єр – тиск проміжного контура (1,2 МПа) менший від тиску мережі (2,0 МПа);
• вода сітьового контура чистіша в радіаційному відношенні, ніж вода відкритих водойм

Мал. 3.45. Ядерний реактор водо водяного типу для АСТ

Інтегральна компоновка внутрішньокорпусних конструкцій реактора з теплообмінниками першого й другого контурів циркуляції теплоносіїв дозволила здійснити принципово нове для водо-водяних реакторів технічне рішення – розмістити реактор у другому міцному корпусі (мал. 3.45). Це дозволяє зберегти активну зону реактора під рівнем води і виключити її перегрів у разі розгерметизації основного корпусу реактора або його систем, локалізувати радіоактивний теплоносій першого контура.

Багаторівнева система безпеки експлуатації АСТ дозволяє розміщувати їх на відстані ~5 км від великих міст.

У даний час атомна енергетика використовується для виробництва електроенергії, хоч і існують станції, що відпускають споживачам теплоту (наприклад Білібінська АТЕЦ на Чукоткі), або такі, що опріснюють воду (м. Шевченко, Казахстан). Найбільш поширеними й освоєними в промисловому виробництві енергетичними ядерними реакторами, що отримали широке застосування на АЕС, є реактори з водою під тиском без її кипіння ВВЕР (за кордоном PWR – Pressured Water Reactor).

Білібінська атомна теплоелектроцентраль 

Білібінська атомна теплоелектроцентраль (48 МВт) – первісток атомної енергетики в Заполяр’ї, унікальна споруда в центрі Чукотки. АТЕЦ працює в ізольованому ЧаунБілібінському енерговузлі й зв’язана з цією системою лінією електропередачі завдовжки 1000 км. До складу енерговузла, крім БіАТЕЦ, входять плаваюча дизельна електростанція «Північне сяйво» (24 МВт) й Чаунська ТЕЦ (30,5 МВт). Загальна встановлена потужність системи 80 МВт.