| AST-500 | |
|---|---|
| Reaktor type | vand-vand , kogende type |
| Reaktorens formål | termisk kraftteknik |
| Tekniske specifikationer | |
| kølevæske | vand |
| Brændstof | urandioxid |
| Termisk kraft | 500 MW |
| Udvikling | |
| Projekt | 1977 - 1981 |
| Videnskabelig del | Kurchatov Instituttet |
| Enterprise-udvikler | OKBM opkaldt efter I. I. Afrikantov |
| Konstruktør | Mitenkov F. M. |
AST-500 er en 500 MW (termisk) kogende vandreaktor udviklet i USSR . Reaktoren var beregnet til projektet med nukleare varmeforsyningsstationer designet til at generere termisk energi, levere varmt vand og opvarme bolig- og industrifaciliteter.
Udvikler OKBM opkaldt efter I. I. Afrikantov ( Nizhny Novgorod ). Videnskabelig rådgiver - Kurchatov Instituttet . I alt indtil begyndelsen af 1990 var fire kraftenheder med AST-500 reaktoranlæg under opførelse i USSR, to enheder af Gorky AST blev bygget i Nizhny Novgorod , og yderligere to enheder af Voronezh AST blev bygget i Voronezh område. Byggeriet af begge stationer blev stoppet og lagt på møl i begyndelsen af 1990'erne på grund af den vanskelige økonomiske situation i landet og offentlige protester. Kraftenheder blev ikke sat i drift.
Undersøgelsen af muligheden for at bruge atomreaktorer som varmekilde til bolig- og industrianlæg blev startet i USSR i slutningen af 1970'erne. I 1976 blev Gorky-afdelingen af Teploelektroproekt Institute - GoTEP (nu Nizhny Novgorod Engineering Company Atomenergoproekt JSC (NIAEP JSC) det førende institut for design af nukleare varmeforsyningskilder
I rapporten blev det således foreslået at anvende nukleare kombinerede varme- og kraftværker (ATPP) med VVER-1000- reaktorer til energimangelfulde systemer med højt varmeforbrug (mere end 2000 Gcal /h) og til systemer med middel varmeforbrug (1000–2000 Gcal / h), der ikke har behov for yderligere elektrisk kapacitet, - nukleare varmeforsyningsstationer (AST) med en termisk kapacitet på omkring 500 MW. Ifølge rapporten blev det anset for hensigtsmæssigt at bygge AST i 30-35 industri- og boligkomplekser i landet, hvoraf 27 blev foreslået bygget i den europæiske del .
Spørgsmålet om konstruktionen af AST blev behandlet af CPSU's centralkomité og USSR's regering, hvorefter det blev besluttet at begynde at designe. Minsredmash og Energiministeriet fik til opgave at designe et atomvarmeværk med garanteret sikkerhed til at placere det i nærheden af store byer . OKBM (i øjeblikket OJSC Afrikantov OKBM) blev udnævnt til chefdesigner af reaktoranlægget, GoTEP blev udnævnt til udvikler af feasibility-undersøgelsen for hovedstationerne i Gorky og Voronezh . Videnskabelig vejledning blev leveret af Kurchatov Institute. Efter ledelse af regeringen blev udformningen af AST personligt overvåget af Anatoly Alexandrov , præsident for USSR Academy of Sciences .
GoTEP-instituttet udførte feasibility-undersøgelser og et projekt til opførelse af atomvarmeværker i Voronezh, Bryansk, Arkhangelsk, Khabarovsk samt projekter til opførelse af atomvarmekraftværker i Odessa og Minsk. I 1978 blev det tekniske design af AST-500-reaktoranlægget oprettet, og i marts 1979 blev et dekret fra USSR's Ministerråd udstedt om opførelsen af to vigtigste varmeforsyningsstationer i Gorky og Voronezh. VNIPIET- instituttet, som var underordnet Minsredmash, blev udnævnt til den generelle designer af Gorky AST , og GoTEP, som var en del af Energiministeriet, blev udnævnt til Voronezh AST. Atommash - fabrikken blev valgt som den førende virksomhed til produktion af reaktortrykbeholdere . Produktionen af varmevekslere til reaktoranlæggets første og andet kredsløb blev udført på Dvigatel -anlægget i Tallinn , sikkerhedskasserne og hjælpeudstyret blev fremstillet hos Volgocemmash Production Association i byen Tolyatti [1] . Opførelsen af de blyatomare varmestationer blev påbegyndt i 1982 og 1983. i henholdsvis Gorky og Voronezh.
AST-500 reaktoranlæg er et reaktoranlæg baseret på en integreret trykvandsreaktor med naturlig cirkulation af det primære kølemiddel , et sikkerhedshus og passive sikkerhedssystemer. Chefdesigneren af reaktoranlægget er OKBM, den videnskabelige vejleder for projektet er IAE Academy of Sciences i USSR opkaldt efter I. V. Kurchatov.
AST-500-reaktoren er lavet i henhold til et integreret kredsløb: kernen , varmevekslerne i de primære og sekundære kredsløb og trykkompensatoren er placeret i reaktorbeholderen. Denne beslutning gjorde det muligt at udelukke rørledninger med stor diameter, som er farlige fra brudsynspunktet. Da reaktoren er designet til ikke at generere elektricitet, det vil sige damp med stive termodynamiske parametre, men kun varmt vand, gjorde dette det muligt at reducere energiintensiteten af kernen og brændselselementerne og som et resultat at bruge den naturlige cirkulation af kølevæsken, da behovet for kraftige cirkulationspumper forsvandt. Det forenklede også reaktorens design og øgede dens pålidelighed og sikkerhed. AST-500 atomkraftværket har tre kredsløb: det første er et reaktorkredsløb, det andet er et mellemkredsløb, og det tredje er et netværkskredsløb. Trykket i det første kredsløb er 1,6 MPa, i det andet - 1,2 MPa, i det tredje - 1,6 MPa. Trykket i netværkskredsløbet er altid højere end i det andet, hvilket gør det muligt at udelukke indtrængen af vand fra det andet kredsløb ind i netværkskredsløbet, hvis netværkets varmevekslere er utæt [2] .
Vand cirkulerer i reaktoren, som er kølevæsken i det primære kredsløb. Brugen af naturlig cirkulation af kølevæsken i reaktorbeholderen eliminerer det komplekse og farlige for kernedynamiske regimer, der er typiske for alle reaktorer med tvungen cirkulation af kølevæsken.
Genfyldning af brændsel i reaktoren sker en gang hvert andet år.
Kompaktheden af den integrerede reaktor gjorde det muligt at anvende en anden hermetisk sikkerhedskasse, designet til det tryk, der etableres, når reaktorbeholderen er trykløst.
| Egenskab | AST-500 |
|---|---|
| Termisk effekt af reaktoren, MW | 500 |
| Tryk i det primære kredsløb, MPa | 1.6 |
| Tryk i sekundærkredsløbet, MPa | 1.2 |
| Vandtemperatur, °C: | |
| primære kredsløb | 200 |
| andet kredsløb | 170 |
| Masse af reaktorbeholderen, t | 220 |
| Reaktorbeholderens højde, m | 16.5 |
| Kernediameter , m | 2.9 |
| Kernehøjde, m | 3 |
| TVEL diameter , mm | 13.6 |
| Antal TVEL'er i en kassette | 150 |
| Uranbelastning, t | halvtreds |
| Gennemsnitlig uranberigelse, % | 1.8 |
| Energiintensitet, MW/m³ | tredive |
| Maksimal varmestrøm, W/cm² | halvtreds |
| Kølevæskeforbrug, kg/s | 2080 |
Byggeriet af Gorky AST (GAST) begyndte i 1982. Et sted nær landsbyen Fedyakovo , Kstovsky-distriktet , 4 kilometer øst for byen Gorky (Nizjnij Novgorod) , blev valgt til at lokalisere stationen . Stationen under opførelse skulle omfatte to kraftenheder med et AST-500 reaktoranlæg med en termisk effekt på hver 500 MW. Hver kraftenhed skulle levere varme til forbrugerne i mængden af 430 Gcal / h i form af varmt vand med et tryk på op til 1,6 MPa og en temperatur på op til 150 °C. Det var planlagt, at GAST skulle levere varme og varmt vand til Upland-delen af byen Gorky. Da GAST blev sat i drift, skulle det lukke omkring 300 laveffektive kedelhuse med forskellig kapacitet i Nagorny-delen af byen.
Opførelsen af GAST faldt sammen med Tjernobyl-ulykken, som i høj grad påvirkede stationens fremtidige skæbne. I slutningen af 1980'erne begyndte en offentlig bevægelse i Gorky for at stoppe opførelsen af GAST. Byggeriets forløb var også påvirket af negative økonomiske faktorer, der begyndte at tage form i landet. I august 1990 besluttede Nizhny Novgorod Regional Council of People's Deputy, der modsatte sig fortsættelsen af opførelsen af stationen, "Om afslutningen af opførelsen af GAST". Resultatet af denne beslutning var ordren fra Ministerrådet for RSFSR af 29. november 1990 "Om afslutningen af konstruktionen af Gorky AST" og ordren fra USSR Ministeriet for Atomenergiindustri af 29. november 1991 " Om likvidationen af GAST-direktoratet". Ordren gav mulighed for overførsel af GAST til saldoen i byen Nizhny Novgorod. På det tidspunkt, hvor byggeriet blev stoppet, var stationens klarhed til opsendelse 85-90 %
Byggeriet af Voronezh AST (VAST) blev startet i 1983. Stationens byggeplads var placeret i den sydlige udkant af byen Voronezh på højre bred af Voronezh-reservoiret, 6,5 km fra Voronezh. Stationen blev bygget i henhold til GoTEP-projektet og omfattede to kraftenheder med AST-500 reaktorer med en termisk effekt på 500 MW. Et karakteristisk træk ved stationen fra Gorky AST var tilstedeværelsen af en beskyttende indeslutning (indeslutning). Med driften af to kraftenheder skulle VAST levere op til 29% af det årlige behov i byen Voronezh i termisk energi til byens behov for opvarmning og varmtvandsforsyning.
Byggeriet af VAST blev stoppet i 1990 på initiativ af de lokale myndigheder under hensyntagen til resultaterne af byens folkeafstemning om spørgsmålet om varmeforsyning til byen Voronezh. På det tidspunkt, hvor byggeriet blev stoppet, var mere end 50 % af designvolumen af bygge- og installationsarbejder til opførelsen af VAST afsluttet.
Fra 1992 til i dag har stationen i overensstemmelse med dekretet fra Den Russiske Føderations regering været i bevaringstilstand.
Nukleart kombineret varme- og kraftværk
| Atomreaktorer i USSR og Rusland | |||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Forskning |
| ||||||||||
| Industriel og dobbeltformål | Fyrtårn A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190 mio "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC HELVEDE ADE (-1,-2) | ||||||||||
| Energi |
| ||||||||||
| Transportere | Ubåde Vand-vand VM-A VM-4 AT 5 OK-650 flydende metal RM-1 BM-40A (OK-550) overfladeskibe OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Luftfart Tu-95LAL Tu-119 ‡ Plads Kamille Bøg Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — der er reaktorer under opførelse, ‡ — eksisterer kun som et projekt
| |||||||||||