| AST-500 | |
|---|---|
| tipo de reactor | agua-agua , tipo hirviendo |
| Propósito del reactor | ingeniería de energía térmica |
| Especificaciones técnicas | |
| refrigerante | agua |
| Combustible | dióxido de uranio |
| Energía térmica | 500 megavatios |
| Desarrollo | |
| Proyecto | 1977 - 1981 |
| parte científica | Instituto Kurchatov |
| Desarrollador empresarial | OKBM lleva el nombre de I. I. Afrikantov |
| Constructor | Mitenkov F. M. |
AST-500 es un reactor de agua en ebullición de 500 MW (térmico) desarrollado en la URSS . El reactor estaba destinado al proyecto de centrales nucleares de suministro de calor diseñadas para generar energía térmica, proporcionar suministro de agua caliente y calentar instalaciones residenciales e industriales.
El desarrollador OKBM lleva el nombre de I. I. Afrikantov ( Nizhny Novgorod ). Asesor científico - Instituto Kurchatov . En total, hasta principios de 1990, se estaban construyendo cuatro unidades de energía con plantas de reactores AST-500 en la URSS, dos unidades de Gorky AST se construyeron en Nizhny Novgorod y dos unidades más de Voronezh AST se construyeron en Voronezh. región. La construcción de ambas estaciones se detuvo y suspendió a principios de la década de 1990 debido a la difícil situación económica del país y las protestas públicas. Las unidades de potencia no se pusieron en funcionamiento.
El estudio de la posibilidad de utilizar reactores nucleares como fuente de calor para instalaciones residenciales e industriales se inició en la URSS a fines de la década de 1970. En 1976, la sucursal de Gorky del Instituto Teploelektroproekt - GoTEP (ahora Nizhny Novgorod Engineering Company Atomenergoproekt JSC (NIAEP JSC) se convirtió en el instituto líder para el diseño de fuentes de suministro de calor
Así, en el informe se proponía utilizar centrales nucleares combinadas de calor y electricidad (ATPP) con reactores VVER-1000 para sistemas energéticamente deficientes con alto consumo de calor (más de 2000 Gcal /h) , y para sistemas con consumo de calor medio. (1000–2000 Gcal / h) que no necesitan capacidades eléctricas adicionales, - estaciones de suministro de calor nuclear (AST) con una capacidad térmica de aproximadamente 500 MW. Según el informe, se consideró conveniente construir AST en 30-35 complejos industriales y residenciales del país, 27 de los cuales se propusieron construir en la parte europea .
La cuestión de la construcción del AST fue considerada por el Comité Central del PCUS y el Gobierno de la URSS, después de lo cual se decidió comenzar a diseñar. El Minsredmash y el Ministerio de Energía se encargaron de diseñar una planta de calor nuclear con seguridad garantizada para ubicarla cerca de las grandes ciudades. OKBM (actualmente OJSC Afrikantov OKBM) fue designado diseñador jefe de la planta del reactor, GoTEP fue designado desarrollador del estudio de factibilidad para las estaciones centrales en Gorky y Voronezh . La orientación científica fue proporcionada por el Instituto Kurchatov. Bajo la dirección del Gobierno, el diseño del AST fue supervisado personalmente por Anatoly Alexandrov , presidente de la Academia de Ciencias de la URSS .
El Instituto GoTEP llevó a cabo estudios de viabilidad y un proyecto para la construcción de centrales nucleares de calefacción en Voronezh, Bryansk, Arkhangelsk, Khabarovsk, así como proyectos para la construcción de centrales nucleares térmicas en Odessa y Minsk. En 1978, se creó el diseño técnico de la planta del reactor AST-500 y, en marzo de 1979, se emitió un decreto del Consejo de Ministros de la URSS sobre la construcción de dos estaciones principales de suministro de calor en Gorky y Voronezh. El instituto VNIPIET , que estaba subordinado a Minsredmash, fue designado diseñador general de Gorky AST , y GoTEP, que formaba parte del Ministerio de Energía, fue designado Voronezh AST. La planta Atomash fue elegida como empresa líder para la producción de recipientes a presión para reactores . La producción de intercambiadores de calor para el primer y segundo circuito de la planta del reactor se llevó a cabo en la planta de Dvigatel en Tallin , las cajas de seguridad y los equipos auxiliares se fabricaron en la Asociación de Producción Volgocemmash en la ciudad de Tolyatti [1] . La construcción de las centrales nucleares de plomo se inició en 1982 y 1983. en Gorky y Voronezh, respectivamente.
La planta de reactor AST-500 es una planta de reactor basada en un reactor de agua a presión integrado con circulación natural del refrigerante primario , un caso de seguridad y sistemas de seguridad pasiva. El diseñador jefe de la planta del reactor es OKBM, el supervisor científico del proyecto es la Academia de Ciencias IAE de la URSS que lleva el nombre de I. V. Kurchatov.
El reactor AST-500 está construido según un circuito integrado: el núcleo , los intercambiadores de calor de los circuitos primario y secundario y el compensador de presión están ubicados en la vasija del reactor. Esta decisión permitió excluir tuberías de gran diámetro, que son peligrosas desde el punto de vista de la ruptura. Dado que el reactor está diseñado para no generar electricidad, es decir, vapor con parámetros termodinámicos rígidos, sino solo agua caliente, esto permitió reducir la intensidad energética del núcleo y los elementos combustibles y, en consecuencia, aprovechar la circulación natural. del refrigerante, ya que desapareció la necesidad de potentes bombas de circulación. También simplificó el diseño del reactor y aumentó su confiabilidad y seguridad. La central nuclear AST-500 tiene tres circuitos: el primero es un circuito de reactor, el segundo es un circuito intermedio y el tercero es un circuito de red. La presión en el primer circuito es de 1,6 MPa, en el segundo - 1,2 MPa, en el tercero - 1,6 MPa. La presión en el circuito de la red es siempre más alta que en el segundo, lo que permite excluir la entrada de agua del segundo circuito al circuito de la red si los intercambiadores de calor de la red tienen fugas [2] .
En el reactor circula agua, que es el refrigerante del circuito primario. El uso de la circulación natural del refrigerante en la vasija del reactor elimina los regímenes dinámicos complejos y peligrosos para el núcleo que son típicos de todos los reactores con circulación forzada del refrigerante.
La recarga de combustible en el reactor ocurre una vez cada 2 años.
La compacidad del reactor integral hizo posible utilizar una segunda caja de seguridad hermética, diseñada para la presión que se establece cuando se despresuriza la vasija del reactor.
| Característica | AST-500 |
|---|---|
| Potencia térmica del reactor, MW | 500 |
| Presión en el circuito primario, MPa | 1.6 |
| Presión en el circuito secundario, MPa | 1.2 |
| Temperatura del agua, °C: | |
| circuito primario | 200 |
| segundo circuito | 170 |
| Masa de la vasija del reactor, t | 220 |
| Altura del recipiente del reactor, m | 16.5 |
| Diámetro del núcleo , m | 2.9 |
| Altura del núcleo, m | 3 |
| TVEL diámetro , mm | 13.6 |
| Número de TVEL en un casete | 150 |
| Carga de uranio, t | cincuenta |
| Enriquecimiento medio de uranio, % | 1.8 |
| Intensidad energética, MW/m³ | treinta |
| Flujo de calor máximo, W/cm² | cincuenta |
| Consumo de refrigerante, kg/s | 2080 |
La construcción del Gorky AST (GAST) comenzó en 1982. Se eligió un sitio cerca del pueblo de Fedyakovo , distrito de Kstovsky , 4 kilómetros al este de la ciudad de Gorky (Nizhny Novgorod) , para ubicar la estación . La central en construcción debía incluir dos unidades de potencia con una planta de reactor AST-500 con una potencia térmica de 500 MW cada una. Se suponía que cada unidad de potencia suministraría calor a los consumidores en una cantidad de 430 Gcal / h en forma de agua caliente con una presión de hasta 1,6 MPa y una temperatura de hasta 150 °C. Se planeó que GAST suministraría calefacción y agua caliente a la parte de Upland de la ciudad de Gorki. Cuando se puso en funcionamiento el GAST, se suponía que cerraría unas 300 salas de calderas de baja eficiencia de varias capacidades en la parte de Nagorny de la ciudad.
La construcción del GAST coincidió con el accidente de Chernobyl, que influyó en gran medida en el destino futuro de la estación. A fines de la década de 1980, comenzó un movimiento público en Gorki para detener la construcción del GAST. El rumbo de la construcción también estuvo influenciado por factores económicos negativos que comenzaron a gestarse en el país. En agosto de 1990, el Consejo Regional de Diputados del Pueblo de Nizhny Novgorod, oponiéndose a la continuación de la construcción de la estación, decidió "Sobre la terminación de la construcción del GAST". El resultado de esta decisión fue la orden del Consejo de Ministros de la RSFSR del 29 de noviembre de 1990 "Sobre la terminación de la construcción del Gorky AST" y la orden del Ministerio de Industria de Energía Atómica de la URSS del 29 de noviembre de 1991 " Sobre la liquidación de la dirección del GAST". La orden preveía la transferencia de GAST al saldo de la ciudad de Nizhny Novgorod. En el momento en que se detuvo la construcción, la preparación de la estación para el lanzamiento era del 85-90 %.
La construcción del Voronezh AST (VAST) se inició en 1983. El sitio de construcción de la estación estaba ubicado en las afueras del sur de la ciudad de Voronezh, en la margen derecha del embalse de Voronezh, a 6,5 km de Voronezh. La central se construyó según el proyecto GoTEP e incluía dos unidades de potencia con reactores AST-500 con una potencia térmica de 500 MW. Una característica distintiva de la estación del Gorky AST fue la presencia de una contención protectora (contención). Con la operación de dos unidades de energía, se suponía que VAST proporcionaría hasta el 29% de la necesidad anual de la ciudad de Voronezh en energía térmica para las necesidades de calefacción y suministro de agua caliente de la ciudad.
La construcción del VAST se detuvo en 1990 por iniciativa de las autoridades locales, teniendo en cuenta los resultados del referéndum de la ciudad sobre el tema del suministro de calor a la ciudad de Voronezh. Cuando se detuvo la construcción, se había completado más del 50% del volumen de diseño de los trabajos de construcción e instalación para la construcción del VAST.
Desde 1992 hasta el presente, de acuerdo con el Decreto del Gobierno de la Federación Rusa, la estación ha estado en modo de conservación.
Central nuclear combinada de calor y electricidad
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§ — hay reactores en construcción, ‡ — existe solo como proyecto
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