АСТ-500

Изучение вопроса об возможности использования ядерных реакторов в качестве источника тепла для жилых и промышленных объектов было начато в СССР конце 1970-х годов. В 1976 году головным институтом по проектированию атомных источников теплоснабжения стало Горьковское отделение института «Теплоэлектропроект» — ГоТЭП (в настоящее время АО "Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект» (АО «НИАЭП»)). В ГоТЭП, совместно с институтом «ВНИПИэнергопром», всесторонне изучив вопрос, составили «Сводный технико-эксплуатационный доклад по вопросам использования атомной энергии для целей теплоснабжения до 1990 г.». В докладе была обоснована экономическая целесообразность внедрения ядерных энергоисточников в сектор теплоснабжения за счет обеспечения значительной экономии газа и мазута; улучшения экологической обстановки в городах; решения проблем транспортировки углеводородного топлива, а также проработаны многочисленные варианты профилей атомных ТЭЦ и станций теплоснабжения (АСТ), и рекомендованы оптимальные решения по составу и компоновке оборудования.

Так в докладе было предложено для энергодефицитных систем с большим теплопотреблением (более 2000 Гкал/ч) использовать атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) с реакторами ВВЭР-1000, а для систем средним теплопотреблением (1000—2000 Гкал/ч), не испытывающих потребности в дополнительных электрических мощностях, — атомные станции теплоснабжения (АСТ) тепловой мощностью около 500 МВт. По данным доклада целесообразным считалось строительство АСТ в 30-35 промышленно-жилых комплексах страны, 27 из которых предлагалось построить в Европейской части.

Вопрос о строительстве АСТ был рассмотрен в ЦК КПСС и Правительстве СССР, после чего было принято решение о начале проектирования. Перед Минсредмашем и Минэнерго была поставлена задача спроектировать АСТ с гарантированной безопасностью для размещения её вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Африкантов»), разработчиком технико-экономического обоснования головных станций в Горьком и Воронеже был назначен ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось Курчатовским институтом. По указанию Правительства проектирование АСТ лично курировал Президент Академии наук СССР Анатолий Александров.

Институтом ГоТЭП были выполнены технико-экономические обоснования и проект строительства АСТ в Воронеже, Брянске, Архангельске, Хабаровске, а также проекты на строительство атомных ТЭЦ в Одессе и Минске. В 1978 года был создан технический проект реакторной установки АСТ-500, а в марте 1979 года вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. Генеральным проектировщиком Горьковской АСТ был назначен институт ВНИПИЭТ, подчинявшийся Минсредмашу, а Воронежской АСТ — ГоТЭП, входивший в структуру Минэнерго. Головным предприятием для производства корпусов реакторов был выбран завод «Атоммаш». Изготовление теплообменников для первого-второго контуров реакторной установки производилось на таллинском заводе «Двигатель», страховочные корпуса и вспомогательное оборудование изготавливались на ПО «Волгоцеммаш» в городе Тольятти[1]. Сооружение головных АСТ было начато в 1982 и 1983 гг. в Горьком и Воронеже, соответственно.

Принципиальная схема реакторной установки АСТ-500:
1 — корпус реактора
2 — активная зона
3 — приводы системы управления
5 — страховочный корпус
6 — теплообменники второго контура
7 — железобетонная шахта
8 — трубопроводы второго контура
9 — вспомогательные системы первого контура
10 — компенсатор объема теплоносителя второго контура
11 — сетевой теплообменник
12 — система аварийного расхолаживания РУ
13 — тепловой пункт
14 — потребитель тепла

РУ АСТ-500 - реакторная установка на основе интегрального водо-водяного реактора с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, страховочным корпусом и пассивными системами безопасности. Главный конструктор реакторной установки - ОКБМ, научный руководитель проекта - ИАЭ АН СССР имени И.В. Курчатова.

Реактор АСТ-500 выполнен по интегральной схеме: активная зона, теплообменники первого и второго контура и компенсатор давления размещаются в корпусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого диаметра, опасные с точки зрения разрыва. Так как реактор рассчитан не на выработку электроэнергии, то есть пара с жёсткими термодинамическими параметрами, а только лишь горячей воды, то это позволило снизить энергонапряжённость активной зоны и ТВЭЛов, и как следствие — использовать естественную циркуляцию теплоносителя, поскольку исчезла необходимость в мощных циркуляционных насосах. Также это упростило конструкцию реактора и повысило его надёжность и безопасность. Ядерная энергетическая установка АСТ-500 имеет три контура: первый - реакторный, второй – промежуточный, третий – сетевой. Давление в первом контуре 1,6 МПа, во втором – 1,2 МПа, в третьем – 1,6 МПа. Давление в сетевом контуре всегда выше, чем во втором, что позволяет исключить попадание воды второго контура в сетевой контур при негерметичности сетевых теплообменников[2].

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.

Перезагрузка топлива в реакторе происходит 1 раз в 2 года.

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