русский     english

поиск по сайту:  
Сегодня 17 января 2018 г. среда
Написать письмоКарта сайтаНа главную
О нас Фотогалерея Обратная связь Контакты
 


belarus

vietnam

moldova

Архив изданий | Нижегородская деловая газета | "Нижегроодская деловая газета" № 14(61) от 03.09.2007 г. Россия: научный и промышленный потенциал (к форуму «Россия единая») | Создание инновационной атомной энергетики |


Создание инновационной атомной энергетики

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007–2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривается строительство серийных энергоблоков мощностью 1150 МВт(эл), начиная с 2007 г. на основе освоенных в нашей стране реакторов типа ВВЭР-1000 с темпом не менее двух блоков в год. Одновременно в атомной отрасли ведется разработка новой технологической платформы, на базе которой будет создаваться атомная энергетика следующего поколения. ФГУП «ОКБМ» – активный участник этого процесса. Перспективные ядерные реакторы и атомные энергоблоки, разрабатываемые этим предприятием, представлены в экспозиции выставки на форуме «Россия единая».

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Создание крупномасштабной атомной энергетики предполагает решение таких проблем как повышение эффективности использования уранового топлива на АЭС и безопасное обращение с радиоактивными отходами атомной энергетики. Главная роль в решении этих проблем отводится ядерным реакторам на «быстрых» нейтронах. Особые физические свойства этих реакторов позволят почти в 100 раз увеличить энергетический потенциал имеющихся урановых ресурсов, сняв на многие столетия обеспокоенность человечества по поводу возможного исчерпания топлива на Земле. Одновременно они помогут избавиться от наиболее опасной части радиоактивных отходов путем их сжигания в интенсивных потоках «быстрых» нейтронов.

Наша страна является признанным лидером в создании и эксплуатации «быстрых» реакторов с натриевым теплоносителем: единственный действующий сейчас в мире энергетический «быстрый» реактор – это разработанный нашим предприятием БН-600. Он работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС мощностью 600 МВт(эл).

Следующим этапом в развитии этой ядерной энерготехнологии стало создание реактора БН-800 мощностью 880 МВт(эл). Его строительство ведется в настоящее время на Белоярской АЭС с участием нашего предприятия как главного конструктора и комплектного поставщика оборудования реакторной установки. Это будет первый энергетический реактор в нашей стране, работающий на уран-плутониевом топливе. На нем будут решаться принципиальные для инновационной атомной энергетики задачи по освоению более экономичного и безопасного замкнутого топливного цикла с повторным использованием отработавшего топлива АЭС и выжиганием долгоживущих радиоактивных отходов. Реактор БН-800 позволит продемонстрировать возможность удовлетворения основных международно признанных требований к ядерной энерготехнологии XXI века. Плановый срок ввода его в эксплуатацию – 2012 г.

Региональная атомная энергетика на основе технологий атомного судостроения

Наша страна располагает уникальным опытом военного и гражданского атомного судостроения. Только по проектам нашего предприятия создано и эксплуатировалось более 360 судовых и корабельных атомных энергетических установок. Их многолетняя интенсивная эксплуатация подтвердила высокую надежность, безопасность и «живучесть» морских реакторов.

На базе освоенных технологий и опыта создания судовых ядерных реакторов в ОКБМ разработан ряд проектов атомных энергоисточников нового типа мощностью от 6 до 300 МВт(эл). Область использования таких энергоисточников – региональная энергетика, производство электричества, промышленного и бытового тепла в изолированных и труднодоступных районах мира. В России это обширные территории Крайнего Севера и Дальнего Востока, которые находятся вне зоны централизованного энергоснабжения и целиком зависят от дорогостоящего северного завоза. За рубежом к числу таких территорий относятся, в первую очередь, островные государства и развивающиеся страны, не имеющие достаточных собственных энергоресурсов.

Наиболее эффективным в этих условиях оказывается плавучее исполнение энергоблока. Плавучий атомный энергоблок (ПЭБ) – это автономный энергоисточник, в котором ядерный реактор (один или два) вместе с паротурбинной установкой, электросиловым и технологическим оборудованием размещены на несамоходной барже или системе понтонов. В этом случае заказчику поставляется «под ключ» полностью законченный, испытанный в заводских условиях и готовый к эксплуатации энергетический объект. Относительно небольшая капитальная стоимость, короткие сроки сооружения и окупаемости, малые затраты на топливо и автономность – таковы преимущества ПЭБ.

В настоящее время в нашей стране ведется строительство первой плавучей атомной станции (ТЭЦ) мощностью 75 МВт(эл). Для этой станции ОКБМ разработаны новые реакторы, которые являются усовершенствованной модификацией серийных отечественных реакторов атомных ледоколов. Планируемый срок ввода станции в эксплуатацию – 2010 г. Станция полностью обеспечит потребности крупнейшего в стране судостроительного завода «Севмаш» и частично города Северодвинска в электрической и тепловой энергии. Вслед за этим планируется создание малой серии из шести плавучих энергоблоков для работы в различных районах Крайнего Севера.

Разрабатываемые атомные энергоблоки большей мощности – до 300 МВт(эл) – могут быть использованы для замещения выработавших свой ресурс конденсационных энергоблоков и ТЭЦ на газе в энергодефицитных регионах России. Это позволит получить большую экономию природного газа в сфере генерации электроэнергии и стабилизировать тарифы на электрическую и тепловую энергию.

Высокотемпературная ядерная энерготехнология

С целью крупномасштабного замещения углеводородного топлива, используемого для нагрева продуктов в энергоемких отраслях промышленности, разработан ряд проектов высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов (ВТГР) разного назначения. Изучено применение таких энергоисточников для обеспечения высокотемпературных технологических процессов в химии, нефтепереработке, металлургии и т.п., показана их экономическая эффективность и безопасность.

С 1995 г. ОКБМ участвует в международном проекте создания высокотемпературного газотурбинного атомного энергоблока с модульным ВТГР (проект ГТ-МГР). Проект вобрал в себя мировой опыт эксплуатации реакторов этого типа и передовые достижения в области газотурбинных энергетических установок, электромагнитных подшипников, высокоэффективных компактных теплообменников, жаропрочных керамических материалов. В результате создан энергоисточник с уникально высоким уровнем безопасности и экономической эффективности. Обладая способностью вырабатывать тепло с температурой до 1000°С, эти реакторы могут использоваться и для получения из воды топлива будущего – водорода. Эта возможность открывает новую область применения атомной энергетики – производство моторного топлива, не уступающую по своему значению электроэнергетике. В настоящее время мы разрабатываем концептуальный проект энерготехнологического комплекса, предназначенного для одновременной выработки электроэнергии и водорода. Энергокомплекс рассчитан на производство от 200 до 500 тыс. т водорода в год. Проектная себестоимость производства водорода – около 1,6 руб. за м3 – сделает его коммерчески привлекательным топливом.

Международное сотрудничество в рамках программы «Поколение IV», участником которой Россия стала в 2006 г., позволит ускорить осуществление этого инновационного проекта, способного радикально изменить энергетическое будущее человечества уже в первой половине XXI века.

 
Montale Black Aoud купить | Вино rustenberg Растенберг les-vins.org.

6.9Kb

a4

25.6Kb

Дизайн и хостинг Р52.РУ
Copyright © «Курьер-Медиа» 2018

Rambler's Top100