Технико-экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.01, кандидат технических наук Лутьянов, Александр Феликсович

• Лутьянов, Александр Феликсович
• кандидат технических наук
• 1984

Оглавление диссертации кандидат технических наук Лутьянов, Александр Феликсович

ПРЕДИСЛОВИЕ.

ВВЕДЕНИЕ.

ОЛ. Состояние и перспективные направления использования атомных источников для целей теплоэнергоснабжения

0.2. Перспективные направления применения

ВТГР для целей теплоэнергоснабжения.

0.3. Анализ выполненных исследований по эффективности АСДТ на базе ВТГР.

0.4. Выбор расчетных схем АСДТ с ВТГР.

0.5. Цель и задачи исследования.

0.6. Методические положения исследования

Глава первая. ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ОПТИМИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ ПАРОТУРБИННЫХ УСТАНОВОК С ГАЗОВЫМ ПРОМПЕРЕГРЕВОМ ТЕПЛОАККУМУЛИРУЮЩЕЙ ЧАСТИ АСДТ

1.1. Анализ рациональных тепловых схем тепло-аккумулирующей части АСДТ.

1.2. Методика расчета экономически наивыгоднейшей температуры питательной воды.

1.3. Экономически наивыгоднейшее давление промперегрева пара.Юо

1.4. Совместная оптимизация основных параметров турбоустановок теплоаккумулирующей части

АСДТ.III

Глава вторая. ВЫБОР ЭКОНОМИЧЕСКИ НАИВЫГОДНЕЙШИХ ПАРАМЕТРОВ ПАРОТУРБИННОЙ УСТАНОВКИ С ПАРОВЫМ ПРОМПЕРЕГРЕВОМ ПАРА ТЕПЛО-АККУМУЛИРУЮЩЕЙ ЧАСТИ АСДТ.

2.1. Особенности тепловых схем паротурбинных установок с паровым промперегревом.

2.2. Методические положения оптимизации основных параметров турбоустановки с паровым промперегревом.

2.3. Методика и результаты определения оптимальной температуры питательной воды.

2.4. Выбор оптимального давления парового пром-перегрева пара.

2.5. Методика оптимизации температуры промперегрева.

2.6. Экономически наивыгоднейшее давление греющего пара турбоустановок с промперегревом.

2.7. Совместная оптимизация основных параметров тепловой схемы паротурбинных установок АСДТ с паровым промперегревом.

Глава третья. ОПТИМИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ ТЕПЛОИСПОЛЬЗУЮЩЕЙ ЧАСОМ АСДТ С

3.1. Анализ и выбор расчетных схем теплоисполь-зующей части АСДТ.

3.2. Методика и результаты оптимизации температуры питательной воды турбоустановок типа ПТ и Т теплоиспользующей части АСДТ с учетом режимов тепло-потребления.

3.3. Сравнительная эффективность турбоустановок типа ПТ и Т в те плои с пользующей части АСДТ.

Глава четвертая. ТЕХНИК)-ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ

АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ДАЛЬНЕГО ТЕПЛОЭНЕРГОСНАБЖЕНИЯ

4.1. Сравнительная эффективность различных схем

АСДТ с ВТГР.

4.2. Рациональные схемы и характеристики теплопе-редающей части АСДТ.

4.3.Экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения и рациональные области их применения.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Технико-экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР»

Основными направлениями экономического и социального развития СССР на I98I-I985 годы и на период до 1990 года" и Энергетической программой СССР предусмотрено опережающими темпами развивать атомную энергетику в нашей стране.

Один из главных путей совершенствования топливно-энергетического баланса страны заключается в применении ядерного топлива не только для выработки электроэнергии, но и теплоты различного потенциала. В настоящее время возможности атомной энергетики в вытеснении дефицитных углеводородных тошшв довольно ограничены. Освоенные энергетические реакторы (ВВЗР, РБМК) предназначены для использования в основном в базисной части нагрузок энергосистемы, а их внедрение вытесняет из энергобаланса конденсационные электростанции /91, 89, 95/. По данным /3, 91, 89, 95, 16/ следует, что наибольшее потребление дефицитных углеводородных топлив (нефти и газа) имеет место в таких областях, как производство низкопотенциальной теплоты и пара, высокопотенциальной теплоты в технологических процессах (металлургия, химия и др.). Строительство мощных атомных источников теплоты является принципиально новым направлением в централизованном теплоснабжении, предусмотренным Энергетической программой СССР, первым шагом в реализации которой явится одиннадцатая пятилетка /88/. Однако, при использовании только освоенных типов ядерных реакторов не может полностью решиться проблема ьфупномасштабного использования ядерных энергоресурсов в производстве теплоты различного потенциала.

С другой стороны, разведанные мировые запасы относительно дешевого природного урана ограничены, что не позволяет в перспективе рассчитывать на существенный вклад атомной энергетики в топливно-энергетическом балансе страны в случае развития только ядерных энергетических установок с реакторами на тепловых нейтронах типа ВВЗР и РБМК. Разработка реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволит использовать до 30% энергии деления природного урана, в то время как в реакторах на тепловых нейтронах эта величина составляет около 1%.

Перспективное решение поставленных проблем состоит в создании новых типов ядерных реакторов, к которым относятся высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы на тепловых (ВТГР) и быстрых (БГР) нейтронах /119/. Принципиальной особенностью реакторов типа ВТГР является то, что на выходе из реактора можно получить температуру теплоносителя около IOOO °С и выше /19/. Такой уровень температур позволит внедрить эти реакторы в различные теплофикационные и энерготехнологические процессы, вытесняя при этом дефицитное углеводородное топливо /89/.

В последние годы в СССР и за рубежом проводятся научно-исследовательские и проектные работы, направленные на изыскание способов применения ВТГР для различных целей /30, 78, 90, 103, 94/. Анализ перспективных направлений развития ядерной энергетики и роли ЯЗу с ВТГР в энергосистеме позволяет сделать вывод о необходимости и актуальности схемно-параметрических исследований и определения эффективности ядерных энергоустановок на базе ВТГР.

Настоящая работа посвящена определению технико-экономической эффективности и рациональных областей применения атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения с ВТГР на базе обратимых каталитических реакций конверсии и синтеза метана на основе выбора оптимальных схем и параметров таких установок.

В диссертации разработана аналитическая методика оптимизации основных параметров тепловых схем паротурбинных установок теплоаккумулирующей части АСДТ с газовым и паровым промперегревом пара. Проведены оптимизационные исследования и выявлено влияние схемных и технико-экономических характеристик на оптимальные значения температуры питательной воды и параметров пром-перегрева пара. Рассмотрены рациональные схемы теплоиспользую-щей части АСДТ, разработана методика оптимизации основных параметров с учетом режимов теплопотребления и определены оптимальные значения температуры питательной воды теплофикационных установок. Приведены основные характеристики и показаны преимущества газопроводной системы транспорта конвертированного газа и метана АСДТ по сравнению с традиционными системами теплоснабжения от атомных источников теплоснабжения на базе освоенных типов реакторов. Определена сравнительная эффективность различных схем АСДТ и выявлены эффективность и рациональные области применения АСДТ в энергосистемах.

Диссертация выполнена на кафедре теплоэнергетики и в проблемной научно-исследовательской лаборатории теплоэнергетических установок электростанций Саратовского ордена Трудового Красного Знамени политехнического института в соответствии с заданием целевой комплексной научно-технической программы 0.Ц.001.

Изложенные в диссертации материалы опубликованы /65, 66,69, 71, 8б/ и докладывались на научных конференциях и семинарах Саратовского политехнического института 1980-1984гг.(г.Саратов); на межвузовском научном семинаре по повышению эффективности и оптимизации теплоэнергетических установок (г.Саратов,СПИ,1983г.) на межотраслевом семинаре "Атомно-водородная энергетика и технология" (г.Москва,ИАЭ им.И.В.Курчатова, 1983г.); на научной секции НТС ВО ШИПИэнергопром (г.Минск, 1984г.)

Разработанная в диссертации аналитическая методика технико-экономической оптимизации и результаты выбора оптимальных схем и параметров АСДТ с ВТГР переданы Институту атомной энергии им. И.В.Курчатова, ще используются при проведении исследований и обосновании атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором большой мощности.

Автор выражает благодарность Заслуженному деятелю науки и техники РСФСР, доктору технических наук, профессору А.И.Андрю-щенко за внимательное руководство, кандидату технических наук, доценту Е.А.Ларину за консультации при выполнении настоящей работы, а также коллективам кафедры теплоэнергетики и проблемной научно-исследовательской лаборатории теплоэнергетических установок электростанций за советы и замечания, высказанные при подготовке диссертации. Автор признателен сотрудникам лаборатории газовой энергетики ОВЭ ОтЯР Института атомной энергии им.И.В.Курчатова за ценные замечания, высказанные в процессе выполнения работы.

- 9 -ВВЕДЕНИЕ

Основными направлениями экономического и социального развития СССР на I98I-I985 годы и на период до 1990 года" и Энергетической программой СССР предусмотрено дальнейшее развитие энергетики в СССР.

Выработка электроэнергии в 1985 году должна быть доведена до 1550.1600 млрд.киловатт-часов, в том числе на атомных электростанциях до 220.225 млрд.киловатт-часов. За годы одиннадцатой пятилетки предусмотрено ввести в действие на атомных электростанциях 24.25 млн.киловатт новых мощностей /I/.

Интенсивно развивается и система теплоснабжения СССР. В 1980 году теплопотребление СССР достигло более 13 млрд. ГДж/год и, как ожидается, к 1990 году оно составит около 18 млрд.ГДж/год /123, I24/.T&KaH тепловая нагрузка является основой для дальнейшего развития системы теплоснабжения.

В решениях ХХУ1 съезда КПСС подчеркнуто, что все актуальнее становится задача улучшения структуры топливно-энергетического баланса страны. Необходимо снижать долю нефти и нефтепродуктов как энергетического топлива, быстрее развивать атомную энергетику и ".конечно, жизнь требует продолжать поиск принципиально новых источников энергии." /I/.

0.1. Состояние и перспективные направления использования атомных источников для целей теплоэнергоснабжения

Один из главных путей совершенствования топливно-энергетического баланса страны заключается в применении ядерного топлива не только для выработки электроэнергии, но и для выработки теплоты различного потенциала.

В настоящее время атомная энергетика используется практически только для производства электроэнергии и заменяет органическое топливо, используемое для ее выработки. Однако возможности атомной электроэнергетики в вытеснении дефицитных углеводородных топлив довольно ограничены. Освоенные энергетические реакторы и создаваемые на их основе АЭС предназначены для использования в основном в базисной части нагрузок энергосистемы, а их внедрение вытесняет из энергобаланса конденсационные электростанции, основным топливом которых служит уголь /89/. Однако.доля электроэнергетики в общем потреблении энергоресурсов составляет не более 25.30%, а доля ядерных энергоресурсов в покрытии потребностей энергетики при оптимистическом прогнозе развития ядерной электроэнергетики к 2000 году не превысит 10.15% /91/. По данным /89, 91, 3, 16/ следует, что наибольшее потребление топливно-энергетических ресурсов, в том числе наиболее дефицитных углеводородных топлив (нефти и газа), имеет место в таких областях, как производство низкопотенциальной теплоты и пара, высокопотенциальной теплоты в технологических процессах (металлургия, химия и другие), обеспечение моторным топливом. Газомазутное топливо используется также для производства пиковой и полупиковой электроэнергии.

Производство теплоты среднего и низкого потенциалов (для коммунально-отопительных и промышленных целей) является весьма перспективной потенциальной областью применения ядерных энергоресурсов. Доля топливно-энергетических ресурсов, расходуемых для теплоснабжения, в общем энергопотреблении составляет более 30$, из них до 60% приходится на дефицитные виды органического топлива (нефть и газ) /91, 76/.

Одиннадцатая пятилетка явится первым этапом реализации Энергетической программы СССР, которая предусматривает начать осуществление принципиально нового направления в централизованном теплоснабжении крупных городов - речь идет о строительстве мощных атомных станций теплоснабжения /88/.

В настоящее время в нашей стране проводятся работы по использованию ядерной энергии на базе освоенных типов низко- и средне-температурных энергетических реакторов для теплоснабжения от следующих источников: атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ), атомных станций теплоснабжения отопительного типа (ACT), атомных станций промышленного теплоснабжения (АСПТ). Оцениваются также теплофикационные возможности действующих и строящихся АЭС /91,45,81,122, 123,124,75,57/.

Целесообразность применения АТЭЦ, ACT, АСПТ в условиях европейской части СССР обусловливается достаточно высокой концентрацией тепловых нагрузок потребителей (IOOO.1500 МВт (тепл.) и выше). Этому способствует значительный рост и концентрация тепло-потребления, что приводит к формированию крупных агломераций и групповых систем населенных мест. Образующим центром агломерации является крупный город. В настоящее время в СССР насчитывается более 250 агломераций, к концу 2000 года их число превысит 500. Более 65$ агломераций имеют тепловые нагрузки 1200 МВт и выше, т.е. потенциально допускают возможность размещения АИТ /58,30,114/. В таблице 0.1 приведены результаты работ ШИПИэнер-гопрома по количественному анализу городов с различными тепловыми нагрузками. Из таблицы следует, что более 75$ городов имеют тепловые нагрузки 1200 МВт и выше.

С 1973 года на Чукотке работает Билибинекая АТЭЦ - первая атомная теплоэлектроцентраль. В ее составе четыре энергоблока с канальными уран-графитовыми реакторами по 12 МВт (эл.) каждый и теплофикационными отборами общей мощностью 420 Щж/ч /92,122/. Успешная работа Билибинской АТЭЦ доказывает надежность и эконо

Таблица 0.1.

Количественный анализ городов по их теплопотреблению

Пределы Ко личествог ор од тепловых нагрузок в том числе при доле технологической (пагородов, Всего ровой) теплопотребности

МВт -------------------- 0,5 0,5.0,7 >0,7

500.1200 21 17 37 менее I

1200.2300 39 39 41 25

2300.3500 17 18 9 50

3500.6000 15 15 12 25 более 6000 8 II I менее I

Итого 100 100 100 100 мическую целесообразность применения атомной энергии для целей теплофикации. Успешное использование нерегулируемых отборов пара для нужд теплофикации на действующих АЭС - Белоярской, Курской, Чернобыльской, Нововоронежской, Кольской, Армянской - показывает теплофикационные возможности атомных электростанций /92/.

В настоящее время для атомных теплоэлектроцентралей рекомендуется водоводяной реактор типа ВВЭР-ЮОО, который будет устанавливаться в блоке с двумя турбинами теплофикационно-конденсацион-ного типа ТК-450/500-68(60), технический проект которых разработан Уральским турбомоторным заводом / 135,133 /. В таблице 0.2 приведены характеристики АТЭЦ на базе реактора ВВЭР-ЮОО /63,48, 73/.

В г.Одессе предполагается сооружение АТЭЦ с двумя реакторами ВВЭР-ЮОО на четыре турбины типа ТК-450/500 /58,84/. Требования радиационной безопасности вынуждают размещать атомные ТЭЦ на расстоянии 20.30 км от городов. Вынос источников теплоснабжения

Таблица 0.2

Характеристики АТЭЦ на базе реактора ВВЭР-1000

Характеристика Значение

Тепловая мощность реактора, МВт 3300

Давление воды в корпусе реактора, МПа 16,0

Температура воды на входе в реактор, °С 289

Температура воды на выходе из реактора, °С 322

Электрическая мощность АТЭЦ, МВт 900

Тепловая нагрузка АТЭЦ, МВт 1050

Давление пара перед турбинами, МПа 6,0.6,8

Температура пара перед турбинами, °С 274.282

Расход пара на турбины, кг/с 1750.1665 за пределы городов диктуется также трудностью выбора площадок и проблемами защиты окружающей среды.

В связи с тем, что около 70$ тепловых нагрузок промышленности составляет потребность в паре, наряду с разработкой АИТ отопительного типа необходимо создавать атомные источники для производства промышленного пара /114/. Промышленные потребители нуждаются в основном (на 70$) в получении пара с давлением О,8.2,1 МПа. В таблице 0.3 приведено расцределение расхода технологического пара по давлению в европейской части СССР /63, 58/.

Выбор профиля турбины для промышленно-отопительных АТЭЦ,прежде всего связан с относительно низкими начальными параметрами насыщенного пара (4,4.7,0 МПа) практически у всех действующих АЭС.С учетом давления пара у потребителя и потерь его при транспорте и в теплообменном оборудовании давление отборного пара

Таблица 0.3. Распределение расхода технологического пара по давлению в европейской части СССР

Давление у потребителя, МПа до 0,5 0,5.1,3 1,3.2,0 более 2,0

Паропотребность, % Ю 75 12 3 должно быть не ниже 2,3.4,1 МПа. Выработка электроэнергии при срабатывании этого пара в турбине незначительна, поэтому целесообразность создания турбин с производственными отборами такого давления при размещении потребителей на 20.30 км от АТЭЦ подвергается сомнению /63/.

Для промышленных АТЭЦ более предпочтительным является применение реакторов типа ВК, позволяющих максимально приблизить АТЭЦ к потребителю /114/. Это объясняется их безопасностью, т.к. корпус реактора изготавливается из предварительно напряжённого железобетона с интегральной компоновкой оборудования. Проработки АТЭЦ с реакторами этого типа единичной мощностью 500 МВт показали его конкурентоспособность с реакторами типа ВВЭР-ЮОО /58/.

Наряду с АТЭЦ получают распространение и ACT, предназначенные для выдачи теплоты только в виде горячей воды /135,125,118, 131,92,132/. В нашей стране уже осуществляется строительство первых ACT вблизи городов Горького и Воронежа /58,122/. Для ACT рекомендуются водоводяные реакторы тепловой мощностью 500 МВт с естественной циркуляцией теплоносителя. Некоторые характеристики этого типа реакторов приведены в таблице 0.4 /58,47/.

Атомные станции теплоснабжения имеют определенные преиму

Таблица 0.4. Характеристики реакторов для атомных станций теплоснабжения

Показатели

Реактор ACT Вариант I Вариант П

Тепловая мощность, МВт 500

Теплоноситель - вода I контура давление в корпусе реактора, МПа 1,6 температура в активной зоне, °С на входе 160 на выходе 200

Теплоноситель - вода П контура (промежуточного) давление, МПа 1,2 температура в теплообменнике,°С на входе 90 на выходе 170

Сетевая вода Ш контура давление, МПа 1,6 температура, °С на входе 70 на выходе 150

520

2.5

185 223

1,2

90 170

1.6

70 150 щества по сравнению с атомными теплоэлектроцентралями.У ACT реакторные установки существенно проще, так как давление в них на порядок ниже. ACT смогут располагаться вблизи потребителей, что даёт экономию благодаря уменьшению протяжённости тепловых сетей. Атомные станции теплоснабжения не требуют большого расхода технической воды, необходимой для конденсаторов турбин АТЭЦ и АЭС /118,58,132/.

Как уже отмечалось, промышленные потребители в основном нуждаются в получении пара с давлением 0,8.2,1 МПа, поэтому целесообразно при конструировании реакторных установок для АСПТ ориентироваться на выдачу пара такого давления. Для АСПТ может быть принят легководный кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура /58/.

На рис.0.I приведена принципиальная схема отпуска теплоты от четырехконтурной АСПТ /63/, в которой указаны параметры теплоносителей по контурам и технологического пара.

В настоящее время ведутся исследования по разработке реакторов с органическим теплоносителем и замедлителем, которые обладают большими возможностями по обеспечению необходимых требований безопасности при использовании их для теплоснабжения. Из-за низкой коррозионной активности теплоносителя в таких реакторах можно использовать обычные углеродистые стали. Наведенная активность теплоносителя низка, что обеспечивает доступ к оборудованию при его обслуживании. Высокая температура кипения позволяет принимать давление в первом контуре не выше 1,0 МПа. Однако теп-лофизические свойства органических жидкостей хуже, чем у воды. Трудности также возникают из-за разложения органической жидкости при прохождении через активную зону. В 1979 году была пущена первая опытная атомная станция теплоснабжения на базе реактора с органическим теплоносителем. - АРБУС-АСТ /87/. Опыт ее работы показал простоту и удобство эксплуатации, в том числе в переменном графике нагрузок.

При сооружении атомных источников теплоснабжения (АТЭЦ, ACT, АСПТ) встает вопрос обеспечения по1фытия: неравномерных графиков теплового и промышленного потребления.

На рис.0.2 и 0.3 приведены графики коммунально-бытовых и промышленных нагрузок по продолжительности для европейской части

Р= 6,0МПа Р=5,<1МГ7а Р-5,5МПа

Р-2,0МПа

Рис.О.I. Принципиальная схема отпуска теплоты от четырехконтурной АСПТ . I-реактор; 2-парогенератор; 3-теплообменник; 4-пароперегреватель ; 5-потребитель горячей воды; 6-потребитель пара; 7-транзитные тепловые сети; -+• -+- -+- -пар;-----вода ;-----границы АСПТ и абонентов I м <2 I

1,0

0,8

0,6

0,4

0,2 0

1000 2000

3000 4000 5000 ч 8000 Г

Рис.0.2. График коммунально-бытовых нагрузок по продолжительности для условий г. Минска

1.0

0,9 d 0,7

0,5 / г О

0,2

0,4 z

0,6

0,8

1.0

Рис.0.3. График промышленных нагрузок предприятий по продолжительности.

1 - химкомбинат органического синтеза ;

2 - нефтеперерабатывающий завод

СССР (г.Минск). Развитие системы теплоснабжения в европейских районах страны будет идти по пути оптимального сочетания АТЭЦ, АСПТ, ACT и маневренных ТЭЦ на органическом топливе без увеличения потребления органического топлива /62,121/.

В Чехословакии /155/, ФРГ /177/, Финляндии /164/,Швеции /168/ ведутся научно-исследовательские и проектно-конструкторские работы, связанные с созданием надежных и экономически эффективных ядерных источников теплоснабжения.Атомное теплоснабжение предполагается осуществлять путем создания атомных котельных для производства средне- и низкопотенциальной теплоты или атомных ТЭЦ для комбинированной выработки теплоты и электроэнергии /167,161/. Наибольшее распространение получили АТЭЦ, ще установлены реакторы типа ъш с водой под давлением и кипящие ( fwr „ и bwr ) /167/. Рассматриваются два способа покрытия пиковых тепловых нагрузок от ядерного источника и от источников на органическом топливе. В Швеции, например, считают целесообразным пики тепловых нагрузок АТЭц покрывать за счет водогрейных котлов и ТЭЦ на органическом топливе /98/.

В зарубежных странах больший интерес проявляется к развитию теплофикации на базе АТЭЦ, чем к теплоснабжению от атомных котельных. Здесь необходимо отметить первенство СССР в этом направлении использования АИТ.

Как показали проведенные исследования, в настоящее время и в ближайшей перспективе могут быть созданы работоспособные, надежные и экономически эффективные атомные источники теплоснабжения на базе освоенных типов ядерных энергетических реакторов. Однако при их создании существует много проблем, которые необходимо решать. Медленные темпы внедрения АТЭЦ в европейской части СССР ограничены возможностями производства корпусов реактора, парогенератора, главных циркуляционных насосов, работающих под высоким давлением (16,0 МПа). Существуют проблемы по изготовлению корпусов реакторов для АТЭЦ из предварительно напряженного железобетона. Предстоит много работ по созданию новой технологии изготовления корпусов реакторов для АСПТ методом рулонирова-ния из листовой стали /58,47/. Размещение АИТ вблизи городов определяет проведение дополнительных конструктивных и схемных проработок, удовлетворяющих требованиям радиационной безопасности /33/. Одним из главных вопросов при создании АИТ является выбор типа реакторной установки. Создание интегрального реактора с естественной циркуляцией теплоносителя существенно повышает надежность и безопасность работы АИТ, что подтверждается многолетним опытом эксплуатации реакторной установки ВК-50 /33/.

При использовании только освоенных типов ядерных реакторов не может полностью решиться проблема крупномасшмабного использования ядерных энергоресурсов в теплоснабжении. Как уже отмечалось, целесообразность применения АТЭЦ, ACT, АСПТ в условиях европейской части СССР обусловливается только при достаточно высокой концентрации тепловых нагрузок потребителей. Организация теплоснабжения мелких и средних потребителей с нагрузкой до 500 МВт (тепл.) и ниже, доля которых в общем объеме коммунально-отопительного теплоснабжения составляет примерно 50.60%, как правило, неэффективна /91,53,30/. Недостаточно ясны также возможности и перспективы промышленного теплоснабжения (производство технологического пара) на базе освоенных типов энергетических реакторов, а в то время как промышленное теплопотребление занимает М0% общего теплопотребления /91,30/. Следовательно, применение атомных источников теплоснабжения на базе освоенных реакторов может обеспечить эффективную замену не более 25.30% органического топлива в этой сфере энергетического производства /91/.

- 21

Около 20$ общего потребления топливно-энергетических ресурсов приходится на высокотемпературную промышленную технологию. В связи с этим становится актуальной и перспективной проблема производства высокопотенциальной теплоты на базе использования ядерной энергии /78/.

Из вышеизложенного следует, что крупномасштабная экономия газомазутного топлива может быть достигнута путем применения атомной энергии для производства теплоты различного потенциала. Потенциальные возможности использования атомной энергии от освоенных типов реакторов ограничены. Более широкие перспективы открываются при создании и внедрении высокотемпературных газоохлаждае-мых реакторов (ВТГР) /30,16,91/. Принципиальной особенностью этого типа реакторов является то, что на выходе из реактора можно получить температуру теплоносителя около 1000 °С и выше,/89/. Такой уровень температур позволит внедрить эти реакторы в различные теплофикационные и энерго технологические процессы, вытесняя при этом дефицитное углеводородное топливо. В последние годы в СССР и за рубежом проводятся научно-исследовательские и проектные работы, направленные на изыскание способов применения ВТГР для различных целей /30,78,35,90,94,103/.

0.2. Перспективные направления применения ВТГР для целей теплоэнергоснабжения

Академик А.П. Александров отмечал, что именно развитие высокотемпературных реакторов наравне с бридерами станет характерной тенденцией изменения структуры атомной энергетики к 90-м годам нашего века, ".разработка и всемерное расширение видов технологии, которые могут быть переведены на ядерные энергоресурсы, -важнейшие практические задачи, стоящие перед нашим поколением" /3/.

Высокотемпературные реакторы с гелиевым охлаждением (ВТГР) - принципиально новое направление в атомной энергетике. По сравнению с известными типами реакторов ВТГР обладают следующими преимуществами: высокая температура, сравнительно низкое давление в реакторе, лучший термический к.п.д., меньший сброс теплоты в окружающую среду, меньшее потребление охлаждающей воды; высокая ядерная безопасность, обеспечиваемая большим отрицательным коэффициентом реактивности, высокая теплоемкость активной зоны, отсутствие фазовых переходов и химическая инертность теплоносителя; надежность в эксплуатации, простота обслуживания, меньшая удельная активность контура и утечка радиоактивности в окружающую среду; возможность создания мощных установок с меньшими капитальными затратами, комплексно вырабатывающих электроэнергию и высокотемпературную теплоту /36/.

Преимуществом гелиевого теплоносителя по сравнению с другими теплоносителями, применяемыми в атомной энергетике, является его химическая инертность, благодаря чему ядерное топливо и конструкционные материалы активной зоны могут работать при высоких температурах. Гелий также обладает хорошими ядерно-физическими свойствами: он практически не поглощает нейтроны и не активируется под облучением. Обладая хорошей теплопроводностью, он даже при давлениях в 0.5,0 МПа обеспечивает отличные условия отвода теплоты в первом контуре, что позволяет получать высокую энергонапряженность активной зоны и требует меньших поверхностей тепло обменного оборудования /35/. Однако, по удельной теплоемкости и затратам мощности на црокачку гелий уступает некоторым теплоносителям С Нг> , СО^ ) .

Характерной особенностью ВТГР является использование графита в качестве замедлителя, отражателя и основного конструкционного материала активной зоны, что позволяет наряду с црименением ядерного топлива в виде карбидов и окислов урана достигать б реакторах высоких температур /35/.

Способность реакторов ВТГР вырабатывать теплоту при Ю00°С и выше делает их перспективными для реализации в энергетике АЗС с паровым и газовым циклами.

В 1965.1969 годах были созданы за рубежом три экспериментальных высокотемпературных реактора с гелиевым охлаждением. Это реактор "Драгой" (Англия), "Пич-Боттон" (США), AVR (ФРГ). Опыт эксплуатации этих реакторов имел большое значение. Получена ценная информация о теплофизике, поведении топлива, характеристиках отдельных узлов активной зоны, ядерной безопасности, эффективности системы очистки. В реакторе AVR впервые осуществлена концепция насыпной активной зоны из шаровых твэлов /172/. Успешная работа реактора подтвердила преимущество такого типа активной зоны. Основные характеристики этих реакторов представлены в таблице 0.5 /35,103/.

Реакторы "Форт-Сент-Врейн" (США) и THTR ($рг) явились первыми реакторами большой мощности для выработки электроэнергии /103/. Реактор "Форт-Сент-Врейн" является первым высокотемпературным реактором с гелиевым теплоносителем, выполненным в корпусе из предварительно напряженного железобетона. В активной зоне реактора THTR используется принцип многократного прохождения твэлов, которые несколько раз циркулируют через активную зону. Такая схема (с циркуляцией) обеспечивает более равномерное выгорание твэлов, однако, она менее благоприятна с точки зрения достижения высоких температур теплоносителя. В таблице 0.6 приведены основные характеристики реакторов "Форт-Сент-Врейн" и THTR /103/. В реакторе "Форт-Сент-Врейн" реализована схема активной зоны с призматическими твэлами.

Таблица 0.5. Основные характеристики высокотемпературных гелиевых реакторов

Параме тры "Драгон" "Пич-Боттон" AVR

Тепловая мощность реактора,МВт 20 115 46

Электрическая мощнос.ть АХ,МВт - 40 15

К.п.д. АЭС (нетто), % - 34,6 29

Температура гелия (вход/выход), °С 350/750 377/750 270/950

Давление теплоносителя, МПа 2,0 2,5 1,0

Геплонапряженность,МВт/м3 14 8,3 2,2

Расход теплоносителя, кг/с 10,0 55,5 13,6

Топливо (Th, U) С2

Вш твэла цилиндрический шаровой

Глубина выгорания, МВт.сут/кг 275.460 60 130

Обогащение урана, % 93 93 95

Параметры пара:

Температура, °С - 538 505 давление, МПа - 10,2 7,2

Корпус реактора стальной стальной стальной

Наиболее важное и перспективное направление использования реакторов ВТГР - применение их для производства теплоты различного потенциала /52,53/. В таблице 0.7 приведены потенциальные доли ядерной энергетики (в частности, ВТГР) в тех или иных областях потребления топливно-энергетических ресурсов с целью максимального вытеснения газомазутного топлива /89/.

Таблица 0.6.

Основные характеристики реакторов "Форт-Сент-Врейн" и THTR

Параметры

Форт-Сент-Врейн"

THTR

Мощность, МВт: Тепловая электрическая К.п.д. АЭС (нетто), % Температура гелия, °С на входе на выходе Давление теплоносителя, МПа Расход теплоносителя, кг/с Привод газодувки Энергонапряженность активной о зоны, МВт/м

842 330 39,4

405 780 4,9 427,7 паровой

6,3

750 300 40,0

270 750 4,0 500,0 электрический

6,0

Топливо

Тип твэла Параметры пара: температура, °С давление, МПа Корпус реактора

Th, и) С2 (Th, и) 02 призматически и шаровой

538 530

16,9 18,0 железобетонный железобетонный

Применение ВТГР в энергоемких технологических производствах открывает широкую перспективу для развития и использования ядерной энергетики, что может положительно сказаться и на решении проблемы охраны окружающей среды.

Таблица 0.7. Структура потребления топливно-энергетических ресурсов, %

Область Период На перспективу Потенциальная потребления 1970.1980 доля ядерной энергетики всего доля нефти всего доля JIBP ВТГР и газа (на нефти (ВВЭР конец перио- и газа и РБМК) flal

Выработка электроэнергии 25 13 30.35 до 20.25 д025.28

Выработка теплоты и пара среднего и низкого потенциала 32 22 25.30 ^20 до 8.10 до 25

Выработка высокопотенциальной теплоты 19 14 14.16 10 - до12.Д4

Мобильные и стационарные силовые установки 18 14 16 15 - производство синтетического топлива

В химической, нефтехимической промышленности в качестве сырья 6 5 10 ^8 -

Всего 100 68 100 60

Для использования в энерготехнологических производствах в СССР разработано несколько проектов высокотемпературных реакторов, основные характеристики которых приведены в таблице 0.8 /103,35,39,36/. Целью установки ВГР-50 является накопление опыта

Таблица 0.8.

Опытно-промышленные реакторы для энерготехнологических производств

Параметры

ВГР-50

ВГ-400

ВГР-500

Мощность, МВт: тепловая электрическая Температура гелия, °С: на входе на выходе Давление гелия, МПа Привод газодувки Энергонапряженность

-3 активной зоны, МВт/м Тип твэла

Обогащение топлива, % Тип активной зоны

Параметры пара: о температура, С давление, МПа Технологический продукт

135 50

280 800

4,0 электрический

5,8 шаровой 21,0 насыпной многократная циркуляция

1060 250.300

350 950 5,0

6,9

10,0 насыпной ОПАЗ

535 9,0

535 17,0

538

306 950 4.0

4,0

10,0 шары в каналах,

ОПАЗ

490 10,0 облученные конвертиро- конвертиро-полиэтиле- ванный газ ванный газ новые трубы

Корпус реактора металлический железобетонный проектирования и создания ВТГР. Опытно-промышленная установка ВГ-400 предназначена для комбинированного производства теплоты и электроэнергии. Гелий с температурой 950°С отдает теплоту в высокотемпературном теплообменнике в промежуточный контур, ще она используется для производства водорода либо для паровой конверсии метана. Далее гелий поступает в парогенератор, пар из которого направляется в турбогенератор для выработки электроэнергии /31,103/. Опытно-промышленная установка ВГР-500 также предназначена для проведения реакции паровой конверсии метана. В проекте этой установки используется реактор канального типа со следующими конструкционными особенностями: канальный тип активной зоны, осуществление принципа ОПАЗ, непрерывность перегрузки шаровых твэлов при работе реактора /ЮЗ/.

За рубежом (в ФРГ, США, Японии, Франции) также разрабатываются проекты реакторов для использования в технологических производствах и выработки электроэнергии /157,166,163,162/. В таблице 0.9 приведены основные характеристики этих реакторов /103/.На основе реактора pr- 500 в ФРГ исследуется установка паровой газификации бурого и каменного углей /148,169/.

Таблица 0.9

Основные характеристики зарубежных ядерных реакторов

Характеристики PR- 500 VHTR VHTR VHTR

Страна ФРГ Япония США США

Мощность реактора, МВт (тепл.) 500 50 3000 3000

Температура гелия,°С на входе на выходе 265 865 395 1000 500 980 250 930

Давление гелия, МПа 4,0 4,0 5,0 5,0

Тип твэлов шаровой призматический шаровой

Наличие промежуточного контура нет есть есть есть

В США прорабатываются концепции реактора мощностью 3000 МВт на призматических и шаровых твэлах с целью производства водорода /171,170/. В Японии разработан проект реактора мощностью 50 МВт для обеспечения теплотой процессов получения восстановительных газов и прямого восстановления железной руды.

В СССР в настоящее время рассматриваются следующие варианты энерготехнологического и чисто энергетического использования ВТГР: создание АЭТС (атомная энерготехнологическая станций) на базе паровой каталитической конверсии метана, создание АЭТС по производству водорода, создание АЭТС для парового реформинга угля и нефтехимических производств, создание АЭС и АТЭЦ /39,78/.

Анали/з сравнительной эффективности различных направлений использования ВТГР должен носить технико-экономический характер и учитывать всю совокупность факторов, характерных для каждого из возможных вариантов, а именно: стоимость и характер использования вытесняемого органического топлива, сравнительную эффективность использования в данном технологическом процессе ядерного и органического топлива, технологическую подготовленность производства к переводу на использование ядерного топлива, региональные аспекты (потребление воды, площадки для размещения и т.д.) /94/. Проведенный анализ (таблица 0.10) сравнительной эффективности различных вариантов с точки зрения удельных объемов вытеснения газожидкостного топлива на I кВт (тепл.) установленной мощности таких установок (Bj,) показывает, что наиболее высокими величинами удельных объемов вытеснения дефицитных видов топлива характеризуются все варианты, основанные на технологии паровой конверсии метана, а также варианты использования ВТГР для газификации угля и маневренной газотурбинной АЭС с ВТГР /94,78/.

Любая атомная энергетическая установка должна рассматриваться как многоцелевая, в общем случае вырабатывающая три вида продукции: электроэнергию, теплоту различного потенциала и вторичное горючее.

Таблица 0.10 Сравнительные объемы вытеснения газожидкостного топлива ядерным при создании различных АЭТС

Коэффициент Bi, использова- ту.т. ния мощное-ти АЭТС год.кВтСт)

Вариант использования ВТГР

Коэффициент использования топлива органического Сга-зожидкостного; ядерного

Производство аммиака или метанола

0,55 0,55.О,75 0,8 0,85.1,2

Производство водорода из угля, нефти или газа 0,65 0,65.0,85

Производство восстановительного газа 0,80 0,80.0,90

Хемотермическая система передачи энергии 0,25.0,30 0,3.0,4

Термохимическое или комбинированное разложение воды 0,65

Энергоустановки с паротурбинным циклом 0,40

0,4.0,6 0,40

Энергоустановки с замкнутым газотурбинным циклом 0,30 0,4.О,5

0,8 0,85.1,15

0,9 1,0.1,10

0,8 1,05.1,4

0,8 0,55.0,8 0,65 0,7

0,65 0,95.1,2

Объективным критерием, определяющим эффективность многоцелевой ядерной установки в энергосистеме, может быть приведенный эффективный к.п.д. /93/, отнесённый к значению этого к.п.д^в базовом варианте (например, вариант паротурбинной АЭС), - {/эсЬ.

Анализ результатов расчета эффективности энергетических установок различных типов на базе ВТГР по значению ^э^ , удельному объему и затратам на вытесняемое органическое топливо показывает, что наиболее эффективным направлением применения ВТГР в энергетике является создание комбинированных установок с выработкой электроэнергии и теплоты (например, атомные станции дальнего теплоэнергоснабжения), а также одноконтурных энергоустановок маневренного типа (таблица O.II).

Как уже отмечалось, внедрение атомной энергии в сферу производства теплоты среднего и низкого потенциалов требует наряду с использованием АИТ на базе освоенных типов реакторов создания новых систем теплоснабжения на основе ВТГР, которые обеспечивали бы экономически эффективное снабжение коммунально-бытовых и промышленных потребителей. Решение этой задачи может основываться на хемотермических системах дальней передачи теплоты /91,78/, которым благоприятствуют следующие характеристики таких систем.: высокая энергоемкость хемотермических процессов, что позволяет создавать энергонапряженное теплообменное и теплотранспортное оборудование с низкими удельными капитальными затратами; возможность транспортировки и хранения энергоносителей при температуре окружающей среды; низкие удельные затраты на передачу энергоносителя на дальние расстояния /95/.

Как в нашей стране, так и за рубежом большое внимание привлекают хемотермические системы на основе каталитических реакций конверсии и синтеза метана с использованием энергии ВТГР /78/, преимуществами которых являются: освоенность промышленной технологии паровой каталитической реакции конверсии метана; высокие удельная энергоемкость и скорости прямой и обратной реакций; отсутствие необходимости разделения компонентов при транспортировке и хранении; низкая коррозионная активность химических компо

Таблица O.II.

Потенциальные удельные объемы вытеснения органического топлива энергоустановок на базе ВТГР

Тип энергоустановок

Вид вытесняемого топлива

Удельный объем, вытесняемого топ-лива,ту.т. кВт С теп л.)

Удельные затраты на вытесняемое топливо, руб кВт (тепл.) бинная At (АПТУ)

Газот^бинные (АГТУ) твердое

1,02.1,16 твердое

Маневрен- газотурные газо- бинное турбинные

АоС 1,02. Л,16

Газотурбин- твердое, ные теплофи- газомакационные зутное АЭС 1,67.1,8

Парогазовые

АЭС САПГУ) 1,0.1,18 твердое

Атомные станции теплоснаб- газома-жения (ACT) 4,39 зутное

Атомная ТЭЦ твердое

АТЭЦ) 3,13 газомазутное

Атомные энер- твердое готехнологи- газомаческие АЭС зутное (АЭТС) 3,23

Атомные станции дальнего твердое теплоэнерго- газома-снабжения зутное (АСДТ) 3,65

0,82

1,0.1,4

32,8

33,6.38,0

0,58.0,65 81,2.91,1

0,87.0,98 56,5.60,96

О,82.О,97 32,8.38,8

158,2

1,04.1,10 105,2.III,5

1,05

91,9

1,13

117,5 нентов системы.

Создание хемотермических систем дальней передачи теплоты на базе атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения (АСДТ) позволит решить ряд вопросов, связанных с внедрением ядерных энергоисточников в сферу промышленного и коммунально-отопительного теплоснабжения. С применением АСДТ может быть решен вопрос о теплоснабжении мелких и средних потребителей, возможно осуществление производства технологического пара, более просто и с меньшими затратами могут быть решены экологические проблемы - вопросы обеспечения радиационной безопасности и размещения АИТ, высокая концентрация мощности позволит существенно увеличить экономичность атомного теплоснабжения за счет уменьшения удельных капиталовложений /30/.

На рис.О.4 приведена принципиальная тепловая схема АСДТ /91/, которая показывает сложную взаимозависимость всех элементов такой установки. В /30,78,94/ отмечается целый ряд научных и технических проблем, решение которых необходимо для создания реакторов ВТГР и атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на их базе.

0.3. Анализ выполненных исследований по эффективности АСДТ на базе ВТГР

В нашей стране и за рубежом проводятся исследования по изучению технических возможностей и экономической эффективности создания АСДТ с ВТГР /30,78,94,91,154,149,176,156,165/. На рис.0.5 приведена принципиальная схема АСДТ на базе реактора ВТГР /30/. АСДТ состоит из трех частей: теплоаккумулирующей (конверсия метана), теплопередающей (транспортировка конвертированного газа 4 г

ПГС /7/7

S

1 1 i * м-с Г7В /7Г

1 г* 1 } ir^^ZiS. ппгс <t

I-ЮО-200<м со

IM 1

ПГ T им

---ПГС j

Г7В---SZM—vrc —

7В H

-X-C 7 f <J

Рис.0.4. Принципиальная технологическая схема АСДТ.

I-ВТГР; 2-конвертированный газ;3-метанированный газ; 4-парогазовая смесь на входе в конверсионную установку;5-вода на конверсию метана; 6-пар к потребителю; 7-вода на парогенератор промышленного пара; 8-отсепарированная вода; К-конверсионная установка; ППГС-подогреватель парогазовой смеси; ПГС-подогреватель газовой смеси;ПП-пароперегре-ватель; ПГ-парогенератор; ПЗ-подогреватель воды; 1М,ПМ,ШМ - ступени метанирования,

К-С - конденсатор-сепаратор

Рис. . Принципиальная тепловая схема АСДТ на базе ВТГР . I - ВТГР; 2 - конверсионная установка ; 3 - парогенератор технологического пара ; 4 - газодувка ; 5 - теплообменник-утилизатор; 6 - вода на конверсию метана; 7 - конвертированный газ ; 8 - метанированный газ ; 9,10 - компрессоры конвертированного и метанироваиного газа; II - метанатор; 12 - тепло -обменник; 13 - теплоноситель к-потребителю; 14 - границы частей АСДТ ; I - теплоаккумулирующая часть ; П - теплопередающая часть; Ш - тепловыделяющая п теплоиспользующая часть

- 36 к центрам теплопотребления и метана к ядерному конверсионному центру) и теплоиспользующей (метанирование и использование теплоты метанирования для теплоснабжения). В теплоаккумулирующей части тепловая энергия ядерного реактора используется для каталитической паровой конверсии метана. Полученный конвертированный газ, состоящий из смеси газов Н2, СО, С02, СН^, Н20, транспортируется по газопроводам в те плои с пользующую часть, цп,е в специальных установках-метанаторах происходит реакция синтеза метана, сопровождающаяся ввделением теплоты с температурой 400.700 °С. После охлаждения метан возвращается в теплоакку-мулирующую часть, а ввделившаяся при этом вода может либо использоваться на месте, либо возвращаться в конверсионный центр /91/.

Выполненные к настоящему времени исследования по атомным станциям дальнего теплоэнергоснабжения включают в себя работы по различным элементам всех трех составных частей АСДТ, а имен-но:ВТГР, конверсионной установке, парогенератору, системе транспорта конвертированного газа и метана, метанаторам, катализаторам конверсии и синтеза метана.

К важным научно-техническим проблемам разработки ВТГР относятся: разработка конструкции и технологии изготовления топлива, высокотемпературного радиационно- и коррозионноетойкого графита, высокотемпературных материалов для оборудования, арматуры, трубопроводов и т.д., теплоизоляционных материалов и конструкций; создание конструкций основного технологического оборудования (теплообменников, газодувок, арматуры, парогенераторов и т.д.) и многополостных корпусов высокого давления из предварительно напряженного железобетона, а также освоение технологии гелия контроль, очистка, массоперенос и т.д.) /89,35/.

Одна из основных проблем ВТГР - обеспечение высокой плотности оборудования первого контура. Это может быть достигнуто за счет максимального использования сварных соединений, высокоэффективных уплотнений вращающихся и движущихся элементов.

В настоящее время достаточно широко распространено ошибочное мнение о высокой текучести гелия. Существующие экспериментальные данные по диффузии гелия через металлы вплоть до очень высоких-температур не обнаруживают заметного проявления этого процесса, а утечки гелия через различные элементы конструкции меньше, чем, например, утечки азота, кислорода, воздуха. Однако, здесь необходимо отметить, что гелий мало распространен в природе в виде, удобном для добычи, его стоимость относительно велика, поэтому требования к утечкам гелия более жесткие, чем для других газовых теплоносителей (например, азота или углекислого газа). Зарубежные данные показывают, что при достигнутых на практике утечках гелия затраты на подпитку будут составлять менее 1,0% стоимости энергии /103/.

При разработке и создании промежуточных и технологических теплообменников особенно остро стоят вопросы применения конструкционных материалов для трубных элементов. Гелиевая среда влияет на ползучесть, прочность, пластичность и ряд других свойств конструкционных материалов, поэтому изучение механизма коррозионных процессов в гелиевой среде имеет первостепенное значение при выборе и разработке конструкционных материалов /145/. Анализ современных жаропрочных материалов, рассматриваемых как наиболее перспективных для конструкций высокотемпературных теплообменников (ВТТ) ВТГР, не дает полного представления о возможности оценки и выбора их для такого типа реакторов. Ни один из рассмотренных в /60/ сплавов на железной и никелевой основах не удовлетворяет требованиям надежной работоспособности металла газовых теплообменников. Одной из важных проблем в этом направлении, которые возникают при создании энерготехнологических установок на базе ВТГР, является проблема передачи высокопотенциальной теплоты от реактора к технологическому контуру, т.е. создание ВТТ для энерготехнологических производств. Работы в этом направлении ведутся в СССР, Японии, ФРГ, США /91,16,104,100/.

Применение корпусов из предварительно напряженного железобетона сыграло важную роль в развитии направления газоохлаждае-мых реакторов. В этом плане проводятся исследования по созданию высокопрочных марок бетона, тросов и натяжных устройств, а также разработки герметичной внутренней оболочки (лайнера), герметизации проходок под СУЗ и парогенераторы /35/.

Большинство элементов атомной станции дальнего теплоэнерго-снабжения можно создавать на базе уже отработанного в химической и газовой промышленности оборудования. Это, в первую очередь, касается конверсионных установок, где идет процесс паровой каталитической реакции конверсии метана /130/. Разработке и созданию высокотемпературных теплообменников конверсионной установки уделяется большое внимание как в нашей стране, так и за рубежом - в ФРГ, США, Японии. В нашей стране разрабатываются конструкции конверсионной установки как через промежуточный контур (ВГ-400), так и встроенные - интегральная установка (ВГР-50). Окончательный выбор решения может быть сделан на основе дальнейших исследований /130/. В США, ФРГ рассматривается вариант конверсионной установки в интегральной конструкции с "дуплекс-трубами" /147/.

Одна из главных проблем, возникающих при разработке основного оборудования АСДТ, является создание катализаторов для установок метанирования конвертированного газа, т.к. условия работы катализаторов в данном процессе существенно отличаются от уеловий работы катализаторов, используемых в настоящее время в промышленности /91/, которые способны длительно работать при сравнительно низких температурах метанирования (до 250.400°С) и малых концентрациях окислов углерода. Процесс метанирования в хемо-терлической системе дальней передачи теплоты осуществляется при высоких концентрациях со и С02 (до 20$) и сравнительно высокой температуре (400.700°С). В нашей саране в ГИАПе проведены испытания промышленных катализаторов различных марок: Т0-2, НКМ-4А, ГИАП-16 и др. Результаты экспериментальных исследований показали, что наилучшими свойствами обладает катализатор марки ТО-2 /78, 130/. В Дании создан эффективный катализатор метанирования MCR-2X , работающий в широком диапазоне температур от 250°С до 700°С /175/.

В /91/ отмечается, что условия работы газопроводных систем для транспортировки конвертированного газа позволяют использовать основное оборудование, применяемое при транспорте природного газа в обычных газопроводных системах.

Вопросами разработки тепловых схем, выбора параметров, определения эффективности атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения занимаются различные организации, а именно ИАЭ им.И.В.Курчатова, НИКИЭТ, ИВТ АН СССР, ГИАП, ВТИ, НПО ЦКТО, Одесский политехнический институт, Саратовский политехнический институт.

Проведенные исследования по определению технико-экономической эффективности АСДТ показали конкурентоспособность таких установок по отношению к другим источникам теплоснабжения как на органическом, так и на ядерном топливе /91,95,78,30/. Основными факторами, влияющими на эффективность АСДТ являются: доля промышленной нагрузки в суммарной тепловой нагрузке потребителей, плотность теплопотребления, возможности увеличения суммарной и единичной мощности ядерных реакторов конверсионного центра за счет создания многоцелевых ядерных энерготехнологических установок. Область эффективного применения АСДТ находится в интервале тепловых нагрузок до 600.800 МВт /91/. Технико-экономические расчеты по определению мощности таких установок показали, что для условий европейской части СССР в реальном диапазоне изменений плотности теплопотребления и доли промышленной тепловой нагрузки оптимальная установленная мощность конверсионного центра АСДТ находится в диапазоне 6000.15000 МВт (тепл.). Экономический радиус охвата потребителей централизованным теплоснабжением от АСДТ лежит в области 150.300 км /91/. Были проведены также исследования по экономической целесообразности замены атомных станций теплоснабжения на АСДТ при больших нагрузках потребителей. Показано, что при крупных нагрузках у конечных потребителей АСДТ не может конкурировать с атомными котельными при протяженности передачи теплоты от АСДТ выше 50.100 км /91/.

В /78,130/ приведены результаты по определению термодинамической эффективности АСДТ. Показано влияние параметров проведения паровой конверсии метана на эффективность таких установок. Так, увеличение давления в диапазоне 1,0.5,0 МПа и снижение соотношения пар/метан повышают термодинамическую эффективность. Однако, имеются определенные технологические ограничения на снижение соотношения пар/метан ( О^ ), главным из которых является возможность выпадения свободного углерода.

За рубежом также занимаются вопросами сверхдальней транспортировки теплоты от высокотемпературного реактора с помощью обратимых химических реакций конверсии и синтеза метана /154,156,149, 176/. В ФРГ разработан проект АЭС дальнего теплоснабжения на основе реактора тепловой мощностью 3000 МВт /153/. Теплота, получаемая на установках метанирования, используется для выработки электроэнергии, технологического пара и теплоты на отопление. На рис.О.б приведена принципиальная схема такой АЭС, основные параметры которой приведены в таблице O.I2.

Таблица 0.12. Основные параметры АЭС дальнего теплоснабжения

Параметры АЭС дальнего теплоснабжения

Тепловая мощность реактора, МВт 3000

Температура теплоносителя, °С: на входе 350 на выходе 950

Электрическая мощность теплоаккумулирующей 390 части, МВт

Тепловая мощность ближнего теплоснабжения, 36.,.365

МВт

Мощность теплоиспользующей части, МВт тепловая 350 электрическая 100

Анализ выполненных исследований по атомным станциям дальнего теплоэнергоснабжения показывает, что в настоящее время ведутся проработки различных элементов АСДТ. Однако следует иметь в виду, что все полученные результаты имеют предварительный характер из-за большой неопределенности технико-экономических показателей АСДТ, которые по мере дальнейших научно-технических проработок должны уточняться.

Определение технико-экономических показателей экономической конкурентоспособности АСДТ по сравнению с другими источниками теплоты на органическом и ядерном топливах проводилось без уче

Рис.О.6. Принципиальная схема АЭС дальнего теплоснабжения. ——•--конвертированный газ;---- метанированный газ it* го

-парогазовая смесь та выбора оптимальных параметров внутри каждой из трех составных частей АСДТ, что может в большой степени повлиять на эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения в ту или иную сторону. Дальнейшие исследования должны касаться следующих проблем: разработка реактора ВТГР, высокотемпературных теплообменников передачи теплоты, метанаторов, исследование эффективности различных схем АСДТ, выбора параметров и на этой основе определение экономичности АСДТ.

Внедрение атомной энергетики в сферу теплоэнергоснабжения предъявляет к атомным установкам новые требования, к числу которых относятся: обеспечение маневренности энергоисточников, способность покрывать переменные графики тепловых и электрических нагрузок, увеличение радиусов эффективной передачи энергии. Включение в состав атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения газохранилищ позволит обеспечить стабильную работу атомных энергоисточников в периоды сезонного уменьшения потребления теплоты /130/.

Таким, образом, предварительные оценки эффективности АСДТ показывают, что внедрение атомной энергии в теплоснабжение потребителей на базе хемотермических систем передачи и аккумулирования тепловой энергии и реактора ВТГР в качестве первичного источника имеет большие перспективы и может дать значительный народнохозяйственный эффект /78/.

0.4. Выбор расчетных схем АСДТ с ВТГР

Эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения зависит от выбранных схем, и параметров всех трех составных частей: теплоаккумулирующей, теплопередающей и теплоиспользующей.

На выбор схемы АСДТ оказывают влияние многие факторы. К числу основных относятся следующие: уровень и структура теплоэлект-ропотребления рассматриваемого района теплоснабжения, технико-экономическая целесообразность комбинированной выработки теплоты и электроэнергии, обеспечение высокого уровня надежности и экономичности, обеспечение высокого уровня безопасности и радиационной чистоты технологического продукта, системные, режимные, технологические и экологические факторы /94/. Технологический процесс производства электроэнергии и теплоты на АСДТ включает в себя следующие процессы: предварительный подогрев газа, поступающего на конверсию; производство технологического пара для осуществления процесса конверсии; подогрев парогазовой смеси перед подачей ее в конверсионную установку; паровую каталитическую конверсию метана; охлаждение полученного конвертированного газа и конденсацию избытка водяного пара; транспортировку конвертированного газа к центрам теплопотребления; предварительный подогрев конвертированного газа, поступающего на метанирование; осуществление реакции метанирования и использование выделившейся теплоты для целей получения энергетического пара и осуществления промышленного и коммунального теплоснабжения; доохлаждение метани-рованного газа и конденсацию водяного пара; транспортировку мета-нированного газа в конверсионный центр. Многообразие схем, тепло-аккумулирующей части АСДТ определяется параметрами процесса конверсии (соотношение - пар/метан, температура, давление в реакционном объеме), соотношением тепловых мощностей конверсионной установки и основного парогенератора, а также тепловой схемой паротурбинной установки (при комбинированном производстве теплоты и электроэнергии), схемами утилизации теплоты конвертированного газа высокого и низкого потенциала. Необходимо отметить, что один из возможных существенных путей повышения эффективности АСДТ является использование теплоты низкого потенциала при охлаждении конвертированного газа, которая составляет более ЪЪ% от общего количества утилизируемой теплоты /78/.

На рис. 0.7, 0.8 приведены принципиальные схемы теплоаккуму-лирующей части АСДТ /30,130/. В схеме на рис.0.7 предусмотрено использование энергии ядерного реактора только для выработки конвертированного газа. Низкопотенциальная теплота при охлаждении конвертированного газа используется недосааточно эффективно. Как показали проведенные исследования /130,94/, применение на АСДТ комбинированной выработки теплоты и электроэнергии является экономически оправданным. Так, экономия тепловой мощности на АСДТ по сравнению с раздельной схемой теплоснабжения (ACT) и производства электроэнергии (АЭС) составляет до 20% /130/. Принципиальная схема АСДТ с комбинированной выработкой теплоты и электроэнергии приведена на рис.0.8. В этой схеме высокопотенциальная теплоты гелия используется для проведения паровой конверсии метана, а низкопотенциальная - для выработки электроэнергии в паротурбинном цикле.

В /91,130/ показана термодинамическая эффективность теплоак-кумулирующей части АСДТ. Однако, в настоящее время отсутствуют работы по технико-экономическому выбору схем и параметров таких установок. Не выявлено оптимальное соотношение между тепловыми мощностями конверсионной установки и парогенератора, соотношение пар/метан паровой конверсии метана. Не обоснован выбор способа утилизации теплоты конвертированного газа высокого и низкого потенциала. Отсутствуют работы по выбору рациональных тепловых схем паротурбинных установок теплоаккумулирующей части АСДТ.

Применение в предлагаемых схемах газового промперегрева пара

Рис.0.7. Принципиальная схема геплоаккумулирующей части АСДТ. I-ВТГР; 2-конверсионнпя установка; 3-парогенератор технологического пара; ^-пароперегреватель; 5-подогреватель воды; б- конденсатор; 7-сепаратор; 8-метанированный газ; 9-конверти-рованный газ; ППГС - подогреватель парогазовой смеси;

ПГС-подогреватель газовой смеси

Рис.0.8. Принципиальная схема теплоаккумулирующей части АСДТ с комбинированной выработкой теплоты и электроэнергии. I-ВТГР; 2-промежуточный теплообменник^, 5-парогенераторы ; 4,6-газодувки; 7,8-подогреватели питательной и сетевой воды;

9-паровая турбина за счет теплоты гелиевого теплоносителя, а также парового регенеративного подогрева питательной воды и основного конденсата тур-боустановки не решает проблемы эффективного использования теплоты конвертированного газа.

В настоящее время на атомных электростанциях на базе освоенных типов энергетических реакторов в паротурбинных установках, работающих по влажнопаровому циклу, применяется паровой промпе-регрев пара /73,55,64/. Для паротурбинных установок с высокотемпературными реакторами также рассматриваются схемы с паровым промперегревом /116,15/, в частности, и для атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения /72/. В работе /139/ предложен вариант паротурбинной установки с паровым промперегревом для атомной энергетики. Однако, отсутствуют работы по определению оптимальных параметров греющего теплоносителя пароперегревателя турбоустановок АСДТ, в качестве которого может быть использован свежий пар, сухой насыщенный пар (при давлении свежего пара) и отборный пар цилиндра высокого давления турбины.

Другим важным вопросом при исследовании эффективности парового промперегрева является разработка схемы использования дренажа греющего пара. В известных схемах влажнопаровых паротурбинных установок /73,55,64/ дренаж греющего пара подается в систему регенерации - деаэратор или регенеративные подогреватели высокого и низкого давления. Очевидно, что для паротурбинных установок, использующих в качестве греющего пара свежий или сухой насыщенный пар с температурой дренажа порядка 340.ЗбО°С, такое решение не может быть оптимальным, так как приводит к снижению тепловой экономичности из-за вытеснения нерегулируемых отборов. Более совершенная в термодинамическом отношении схема с подачей дренажа греющего пара в тракт парогенератора между экономайзерным и испарительным участками за счет исключения потерь работоспособности от необратимости смешения. На рис.0.9 и 0.10 приведены тепловые схемы паротурбинной установки теплоаккумулирующей части АСДТ, в которых греющий пар является свежий или сухой насыщенный из парогенератора. Недостатком этих схем является необходимость создания дополнительного коллектора внутри парогенератора, куда подается дренаж греющего пара. Кроме того, в случае использования насыщенного пара необходим также коллектор и на выходе из испарительного участка, что ведет к усложнению конструкции парогенератора. Здесь необходимо отметить, что существует опасность гидравлических и тепловых ударов в коллекторах при смешении потоков на частичных нагрузках.

Известную трудность составляет использование дренажа отборного пара, применяемого в качестве греющего теплоносителя. При умеренных давлениях отборного пара до 4,0.6,0 МПа (температура насыщения 250.270°С) его дренаж можно использовать в регенеративной схеме турбоустановки. При более высоких давлениях дренаж отборного пара можно подавать либо в тракт питательной воды, либо в экономайзерный участок парогенератора, что усложняет его конструкцию.

В тепловых схемах паротурбинной установки теплоаккумулирующей части АСДТ с паровым промперегревом эффективнее применять газовый (осуществляемый теплотой конвертированного газа) подогрев питательной воды и основного конденсата с целью более рационального использования теплоты конвертированного газа, что будет показано дальше. В этом случае направление дренажа отборного пара в деаэратор может привести к эффекту "запаривания" последнего. На рис.0.II приведена тепловая схема паротурбинной установки с подачей дренажа отборного пара в тракт газового подогрева пита

Рис. 0.9 . Принципиальная схема патэотурбинной установки теплоаккумулирующей части АСДТ . Греющий пар - свежий 1

Рис. 0.10 , Принципиальная схема паротурбинной установки теплоаккумулирующей части АСДТ. Греющий пар - насыщенный тельной воды. Недостатком этой схемы является усложнение конструкции газового подогревателя питательной воды.

В /15/ предложена схема (рис.0.12) атомной энергетической установки, в которой предусмотрена подача дренажа из пароперегревателя в отдельную поверхность парогенератора с последующим расширением пара в турбине. Основные недостатки этой схемы: пониженное давление пара, генерируемого в отдельной поверхности нагрева, по сравнению с давлением греющего пара из-за потерь по тракту пароперегревателя, а также усложнение конструкции ЦВД турбины из-за необходимости создания коллектора подвода пара к проточной части турбоустановки.

Тепловые схемы процесса метанирования и использования теплоты, выделившейся в этом цроцессе, определяются профилем установки метанирования (многоцелевая - для комбинированного производства теплоты и электроэнергии, одноцелевая - для получения технологического пара или для подогрева сетевой воды).

Из-за большого теплового выхода реакции метанирования температура газа в метанаторе повышается на 50.60°С на каждый процент СО и С09 . При создании, метанаторов, работающих в та/С ких установках, необходимо учитывать, что содержание кислородных соединений углерода в конвертированном газе может достигать 30$ и более. Для обеспечения работоспособности катализаторов необходимо предусмотреть в тепловой схеме метанирования различные методы /78,130/, например, рециркулирование части прореагировавшего в метанаторе шза. В зависимости от количества рецир-кулируемого газа почти полный выход метана при метанировании достигается в три стадии, что значительно упрощает и удешевляет установку по сравнению со схемой, которая не предусматривает рециркуляции газа. Метанирование может быть проведено и в одну

Рис.О.II. Принципиальная схема паротурбинной установки тешюаккумулиругощей части АСДТ. Греющий пар-отборный. I - конвертированный газ- ; 2 - газовый подогреватель питательной воды высокого давления

Рис. 0.12, Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки стадию, для чего необходимо обеспечить эффективный отвод теплоты от метанируемого газа внутри реакционного объема. Однако, температура газа на выходе из ступени с учетом полного метанирова-ния газа составляет 300.340°С, что определяет температуру отпускаемой теплоты /130/.

Тепловые схемы теплоиспользующей части АСДТ на базе метана-торов различного назначения приведены на рис.0.13.0.15 /91/. Много работ посвящено проблемам, связанным с установками выделения теплоты /91,130/, однако, отсутствуют исследования по выбору оптимальных схем и параметров теплоиспользующей части АСДТ. Не определена сравнительная эффективность комбинированного способа производства теплоты и электроэнергии у потребителей по отношению к одноцелевому использованию метанаторов.

Разработанные аналитические методики технико-экономической оптимизации основных параметров паротурбинных установок как конденсационного (например, /116/), так и теплофикационного (например, /85/) типов нельзя использовать, да они и не могут быть использованы, так как схемы энергоустановок, подобные схемам АСДТ с ВТГР, ранее вообще не исследовались. Существующие .методики не учитывают влияние таких факторов на выбор оптимальных схем> и параметров АСДТ, которые не имели место для рассматриваемых ранее энергоустановок. Главными из этих факторов являются: тепловая мощность и режимы работы конверсионной установки, схемы утилизации теплоты конвертированного и метанированного газа.

На эффективность АСДТ существенное влияние оказывают также параметры тепло передающей части, которые определяют ее профиль: протяженность, потери давления теплоносителя, число компрессорных станций. Затраты в теплопередающую часть АСДТ являются составной частью общих затрат на энергоустановку и должны учиты

IM ППI--v-p

ПГ--

ПВ

IIM

J w J I---1

Lr

ПГС c I---fTc I— —|nrc(--хво| >■

ПВ

3с

ШМ 1

ПГС-'

1УМ

ПВ T j J

Рис. 0.13. Принципиальная схема теплоиспользующей части АСДТ для получения энергетического пара I - пар на турбину ; ХВО - химводоочистка

0- пг -| пв[- -[к~|

Рис. 0.14. Принципиальная схема теплоиспользующей части АСДТ для получения промышленного пара. I - пар на производство

Н---1 К i

Рис. 0.15 . Принципиальная схема теплоиспользующей части АСДТ для подогрева сетевой воды. I - горячая вода в тепловую сеть; ПСВ - подогреватель сетевой воды ваться при оценке её экономической эффективности /144/.

Внедрение атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения в энергосистему предъявляет к этим установкам определенные требования по маневренности. В работе /72/ рассмотрена возможность создания маневренной атомной энергоустановки на базе реактора ВТГР и хемотермических аккумуляторов тепловой энергии. На рис. O.I6 приведена схема такого маневренного энергоблока. Недостатком этой схемы является ограниченный диапазон регулирования мощности, хотя установки такого типа могут быть весьма эффективны в энергосистемах.

Таким образом, определение эффективности атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения с учетом выбора оптимальных схем и параметров таких установок является самостоятельной задачей и должно служить предметом дальнейших исследований.

0.5. Цель и задачи исследования.

Проведенный анализ выполненных исследований по использованию атомных источников для целей теплоснабжения показывает, что одним из перспективных направлений развития атомного теплоснабжения является создание атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе реакций конверсии и синтеза метана, использующих в качестве источника теплоты высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.

Созданию АСДТ должен предшествовать комплекс научно-исследовательских, опытно-конструкторских и экспериментальных исследований и работ. Одной из важнейших частей этих исследований является: определение технико-экономической эффективности АСДТ в энергосистемах с учетом режимов и надежности тепло- и электро

----€>- -€>-т

Рис.0.16. Принципиальная тепловая схема маневренного энергоблока.

1-ВТГР ; 2-конверсионная установка; 3-газотурбинная установка; 4-главный парогенератор; 5,6 -цилиндры высокого и низкого давления паровой турбины; 7-паровой промперегреватель; 8-система утилизации тепла конвертированного газа; У-парогенератор низкого давления ; 10-теплообменник;11-сепаратор;12,13-хранилище конвертированного и метанированного газа;

14-метанатор; 15-парогенератор; I6-XB0 ел СП снабжения потребителей, схемно-параметрические исследования, прогнозирование технико-экономических показателей и определение рациональных областей их применения. Проведенный выше обзор выполненных исследований по перечисленным вопросам показал недостаточность проработок АСДТ. Технико-экономическая эффективность АСДТ определяется без проведения оптимизационных исследований, зачастую принимаются неоптимальные решения, что приводит к искажению результатов.Все это требует проведения дополнительных исследований АСДТ с единых методических позиций.

Целью настоящей работы является определение технико-экономической эффективности атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе оптимизационных исследований рациональных схем и параметров и выявление рациональных областей их применения в энергосистемах.

Основными задачами, подлежащими решению при этом, являются следующие:

1.Разработка методики технико-экономической оптимизации основных параметров тепловых схем теплоаккумулирующей и теплоиспользующей частей атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения.

2.Проведение, оптимизационных исследований основных параметров АСДТ и выявление влияния системных и технико-экономических факторов на оптимальные значения параметров тепловых схем АСДТ.

3.Определение сравнительной технико-экономической эффективности различных схем теплоаккумулирующей и теплоиспользующей частей АСДТ.

Ч.Определение эффективности АСДТ в энергосистемах на основе выбора их рациональных тепловых схем и оптимальных параметров.

О.б. Методические положения исследования

Атомные станции дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР, в отличие от электростанций на органическом топливе, в общем случае являются элементами совокупных систем электроэнергетики,теплоснабжения, ядерно-энергетической системы и предприятий топливного цикла. Поэтому определение эффективности АСДТ, оптимизация схем и параметров представляется сложной многопараметрической и многоуровневой задачей.

Системный подход к оптимизации схем и параметров АСДТ, как элемента указанных выше систем, состоит в разработке системы оптимизационных задач, методов их решений и увязки оптимальных решений различных иерархических уровней. Необходимым условием выбора оптимальных решений какого-либо иерархического уровня является соответствие этих решений требованиям оптимальности систем более высокого уровня. Одним из способов учета этого положения при оптимизации параметров тепловых схем АСДТ является использование замыкающих оценок оптимального плана ядерно-энергетической системы, как системы более высокого уровня /74/.

Сложность решения оптимизационной задачи схем и параметров АСДТ определяется большой ее размерностью. В этих условиях решение задачи комплексной оптимизации схем и параметров АСДТ возможно только на основе разделения общей задачи на ряд подзадач, что соответствует принципу декомпозиции. Декомпозиция задачи оптимизации требует и деления математической модели исследуемой установки на ряд подмоделей. Применительно к решаемой задаче оптимизации параметров АСДТ следует выделить реакторную часть, тепло-аккумулирующую часть, газотранспортную систему и теплоиспользующую часть с потребителями тепловой энергии. Такое деление соответствует функциональному признаку и, кроме того, позволяет проводить оптимизацию внутренних параметров отдельных частей в условиях заданных значений параметров связи, в качестве которых выступают расходные и термодинамические параметры.

В соответствии с /77/ критерием выбора экономически наивыгоднейших схем и параметров АСДТ являются суммарные приведенные затраты. Оптимальные параметры тепловых схем АСДТ соответствуют условию min5 = min{ST(x!yKV^(x*, у«) + Сол) где 3Т(Х*> У*) ~ топливная составляющая приведенных затрат, зависящая от вектора внутренних параметров Vf -й части АСДТ X * и вектора параметров связи У* ; У*) - капитальная составляющая затрат в к -ю часть АСДТ, зависящая от вектора внутренних параметров X * и параметров связи У * ;

ЛЗС- дополнительные затраты в системе на обеспечение одинакового энергетического эффекта, заданной надёжности теплоэнергоснабжения, заданных маневренных характеристик оборудования и затраты на обеспечение мероприятий по охране окружающей среды при оптимизации параметров АСДТ.

Очевидно, что задача комплексной оптимизации параметров предусматривает оптимизацию внутренних параметров какой-либо части АСДТ, а затем решение координирующей задачи оптимизации параметров связи. Этот принцип реализован в настоящей работе. При оптимизации внутренних параметров частей АСДТ в условиях заданных параметров связи может проводиться известными методами. Метод решения координирующей задачи параметров связи изложен в /98/.

При оптимизации параметров тепловых схем теплоаккумулируга-щей и теплоиспользующей частей АСДТ в работе использован аналитический метод, основанный на установлении непосредственных аналитических зависимостей критерия оптимума от искомых параметров /96/. Аналитические методы оптимизации позволяют относительно легко выявить влияние отдельных системных, режимных и технико-экономических факторов на оптимальные решения, выделить среди них наиболее существенные и определить возможность целесообразного упрощения расчетов. Учитывая то, что атомные станции дальнего теплоэнергоснабжения являются установками достаточно отдаленной перспективы (1995.2000г.г.), следует проводить оптимизацию только основных, наиболее существенно влияющих на црофиль и эффективность всей установки параметров.

Оптимизация внутренних параметров теплоаккумулирующей части АСЩТ проводилась в условиях заданной тепловой мощности реактора и заданном количестве теплоты в химически связанном состоянии, отдаваемой в теплоиспользующую часть. При этом топливная составляющая приведенных затрат не изменяется и оптимальные параметры тепловых схем определяются из условия минимума переменной части приведенных затрат, т.е. и где J) - коэффициент, учитывающий норматив эффективности ка I питаловложений ( \) = /Т ) и амортизационные отчисления г н н на ремонт ( ра )» I/год; - замыкающие затраты на производство электроэнергии, руб/(кВт.ч); Т - число часов работы установки в году, ч/год; - изменение электрической мощности АСДТ при изменении оптимизируемых параметров, кВт.

Оптимизацию параметров теплоиспользующей части АСДТ следует проводить в условиях заданного количества конвертированного газа, поступающего в теплоиспользующую часть, а также в условиях заданного графика тепловых нагрузок теплопотребителей. Влияние режимов теплопотребления усложняет критерий оптимума, так как приведенные затраты в теплойспользующую часть должны определяться с учетом работы на различных режимах теплопотребления. Принципиальным положением оптимизации параметров с учетом режимов является соблюдение условия равенства капиталовложений в оборудование на всех режимах. В этом случае переменная часть приведенных затрат на установку запишется в ввде где Я , Х- , - соответственно, замыкающие затраты на электроэнергию, число часов и изменение электрической мощности на j -м режиме работы.

Оптимальные параметры определяются из условия равенства нулю первой производной приведенных затрат по оптимизируемому параметру, а совместная оптимизация параметров производится путем решения системы оптимизационных уравнений.

Для решения задачи оптимизации необходимо иметь аналитические зависимости параметров процессов от оптимизируемых параметров.Такие зависимости наиболее просто можно получить при использовании дифференциальных уравнений термодинамики в частных производных /7,11,13,5,6/. При работе теплоиспользующей части АСДТ в переменном графике тепловых нагрузок при оптимизации параметров необходимо установить характер изменения оптимизируемого параметра на нерасчетном режиме. Изменение искомого параметра в каждом характерном режиме через его относительную величину (JX- можно записать в виде /10/

1г а О' где (ЗХ.= • / 0Х- , - относительный дифференциал аргумента на нерасчетном режиме, flXQ - соответствующий прирост при номинальной нагрузке. Расчетные зависимости и значения коэффициентов ЗХ. для определения частных производных по расчетным <1 параметрам представлены в /10/.

Определение эффективности и выбор рациональных тепловых схем АСДТ определялись после проведения оптимизационных исследований. При определении сравнительной эффективности схем АСДТ должны выполняться условия равноэффективности вариантов: одинаковая выработка электрической и тепловой энергии, обеспечиваться покрытие заданного графика тепловых и электрических нагрузок, одинаковая надежность тепло- и электроснабжения и одинаковое экологическое воздействие на оаджающую среду /4,12,14,9/.

Эффективность АСДТ должна определяться на основе системного подхода в каком-либо заданном районе, при этом должны учитываться затраты во все части АСДТ с учетом аранспортных тепловых и газовых магистралей. Учитывая значительную неопределенность исходной технико-экономической информации, сранительную эффективность различных схем АСДТ и АСДТ в целом определим с использованием предельных оценок. Этот подход по сути позволяет определить предельно допустимые значения каких-либо показателей (удельных капиталовложений, минимальных замыкающих затрат на органическое топливо), при которых сравниваемые варианты равноэффективны. Таким образом, теоретической основой диссертационной работы является методология системных исследований в энергетике и использование фундаментальных соотношений термодинамики в частных производных.

Заключение диссертации по теме «Энергетические системы и комплексы», Лутьянов, Александр Феликсович

7.Результаты работы использованы Институтом атомной энергии им. И.В.Курчатова при проведении исследований и обосновании атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения большой мощности на базе ВТГР. Ожидаемый годовой экономический эффект от оптимизации основных параметров тепловой схемы турбоустановки с паровым промперегревом составляет 276,7 тыс.руб/год на установку тепловой мощностью 2500 МВт.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Лутьянов, Александр Феликсович, 1984 год

1.Материалы ХХУ1 съезда КПСС. - М.: Политиздат, 1982.- 223 с.

2. Александров А.П. Атомная энергетика и научно-технический прогресс. М.: Наука, 1978. - 272 с.

3. Александров А.П. Перспективы развития атомной энергетики. Атомно-водородная энергетика и технология. - М.:Атомиздат, 1978, вып.I, с.5-7.

4. Андреев П.А., ГринманМ.И., Смолкин Ю.В. Оптимизация теплоэнергетического оборудования АЭС. М.: Атомиздат, 1975.-224 с.

5. Андрющенко А.И. Образцовые циклы теплоэнергетических установок и их оптимизация. Саратов, 1978. - 52 с.

6. Андрющенко А.И. Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок. М.: Высшая школа, 1977. - 280 с.

7. Андрющенко А.И. Основы технической термодинамики реальных процессов. М.: Высшая школа, 1975. - 264 с.

8. Андрющенко А.И. Показатели эффективности циклов АЭС.- Изв. вузов СССР Энергетика, 1982, № 9, с.44-47.

9. Андрющенко А.И. Термодинамические расчеты оптимальных параметров тепловых электростанций. М.: Высшая школа, 1963.- 230 с.Ю.Андрющенко А.И., Аминов Р.З. Оптимизация режимов работы и параметров тепловых электростанций. М.: Высшая школа,1983.- 255 с.

10. Андрющенко А.И., Змачинский А.В., Понятов В.А. Оптимизация тепловых циклов и процессов ТЭС. М.: Высшая школа,1974.- 280 с.

11. Андрющенко А.И., Онищенко В.Я., Ларин Е.А. Методика учёта маневренности энергоустановок при оптимизации их параметров. В сб.:Технико-экономическая оптимизация и повышение эффективности атомных электростанций. Саратов: 1983,с.46-55.

12. Андрющенко А.И., Понятов В.А., Хлебалин Ю.М. Дифференциальные уравнения энтальпии, эксергии и температуры, применяемые для оптимизации теплоэнергетических установок. Изв. вузов СССР - Энергетика, 1972, Л 7, с.9-15.

13. Андрющенко А.И., Попов А.И. Основы проектирования энерготехнологических установок электростанций. М.: Высшая школа, 1980. - 239 с.

14. Атомная энергетическая установка /Саратов.политехи.ин-т; Авторы: Онищенко В.Я., Ларин Е.А., Сёмин А.Г. Положительное решение на заявку JS 3297567/24-06 от 01.06.81.

15. Атомно-водородная энергетика (прогноз развития) /Легасов В.А., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н. и др. Атомно-водородная энергетика и технология. - М.: Атомиздат,1978, вып.1, с. 11-36.

16. Бартлетт Р.Л. Тепловая экономичность и экономика паровых турбин. М.-Л.: Госэнергоиздат, 1963. - 352 с.

17. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики.- М.: Атомиздат, 1969. 400 с.

18. БеденигД. Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы.- М.: Атомиздат, 1975. 223 с.

19. Беленький В.З., Белостоцкий A.M. Математическое моделирование развития ядерной энергетики. М.: Наука,1979. - 160 с.

20. Берман Л.Д. Обобщение опытных данных по тепло- и массо-обмену при конденсации пара в присутствии неконденсирующегося газа. Теплофизика высоких температур, 1972, т. 10,16 3,с.587.

21. Бесчинский А.А. Экономические проблемы электрификации.- М.: Энергоатомиздат, 1983. 432 с.

22. Бразовский В.П., Яковлев Б.В. Предпосылки использованияАЭС для дальнего теплоснабжения. В сб.: Технико-экономическая оптимизация и повышение эффективности атомных электростанций.- Саратов: 1983, с.115-117.

23. Бунин B.C. Вопросы централизованного теплоснабжения от атомных ТЭЦ. Теплоэнергетика, 1972, J& 9, с.69-73.

24. Бунин B.C., Кудрявцев А.А. О применении атомных станций теплоснабжения. Электрические станции, 1979, Л II, с.13-15.

25. Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М.: Издательство физико-математической литературы, 1963. - 708 с.

26. Введенский А.А. Термодинамические расчеты нефтехимических процессов. Л.: Гостоптехиздат, I960. - 576 с.

27. Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. Влияние параметров паровой конверсии метана на некоторые показатели ядерно-металлурга-ческого комплекса. Изв.вузов СССР - Энергетика,1980,А 3,с.57-62.

28. Веселов В.В., Рафал А.Н. Состав газа конверсии углеводородов /Справочник. Киев: Наукова Думка, 1976. - 188 с.

29. Волков Ю.А., Никитин В.М. Метод расчета процесса конденсации из парогазовой смеси. Изв. АН СССР - Энергетика и транспорт, 1981, JB 3, с.158-162.

30. Вопросы обеспечения безопасности атомных станций теплоснабжения/ Егоров В.В., Ковалевич О.М., Кууль B.C. и др. Атомная энергия, 1980, т.48, вып.4, с.228-232.

31. Вукалович М.П., Новиков И.И. Термодинамика. М.: Машиностроение, 1972. - 672 с.

32. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор ВГР-50 энергохимической установки /Глебов В.П., Богоявленский Р.Г., Виноградов В.П. и др. Атомно-водородная энергетика и технология.- М.: Энергоатомиздат, 1983, вып.5, с.118-123.

33. Гельтман А.Э., Будняцкий Д.М., Апатовский JI.E. Блочные конденсационные электростанции большой мощности. М.-Л.: Сергия, 1964. - 404 с.

34. Гохштейн Д.П., Верхивкер Г.Г. Анализ тепловых схем атомных электростанций. Киев: Выща школа, 1977. - 240 с.

35. Гребенник В.Н. Состояние работ по внеокотемпературнымгазоохлаждаемым реакторам в СССР. Атомно-водородная энергетика и технология. - М.: Энергоатомиздат, 1983, вып.5,c.I06-II7.

36. Грислис В.Я., Сгуйт И.А. Перспективы теплоснабжения 1фуп-ных городов в конце XX столетия. Изв. АН Латв.ССР,1981,Л 12, с. 59-65.

37. Гудым А.А. Выбор параметров промперегрева пара АЭС с жид-кометаллическим теплоносителем. В сб.Обоснование параметров конденсационных блоков АЭС. - Саратов: 1975,вып.10,с.50-60.

38. Гудым А.А., Дубинин А.Б. Технико-экономическая оптимизация начальных параметров перегретого пара АЭС. В сб.: Оптимальные параметры турбоустановок атомных электростанций. - Саратов: 1973, вып.5, с.4-21.

39. Демидович Б.П., Марон И.А. Основы вычислительной математики. М.Издательство физико-математической литературы, 1963.- 660 с.

40. Доллежаль Н.А., Корякин Ю.И. Ядерная энергетика новая отрасль народного хозяйства. - Изв. АН СССР - Энергетика и транспорт, 1974, Jfi 3, с.20-26.

41. Дорощук В.Е. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977. - 208 с.

42. Елизаров Д.П. Теплоэнергетические установки электростанций. М.: Энергоиздат, 1982. - 264 с.

43. Ермаков Г.В. Научно-технические задачи развития атомной энергетики СССР. Теплоэнергетика, 1979, & 7, с.5-9.48.1имерин Д.Г. Проблемы развития энергетики. М.: Энергия, 1978. - 288 с.

44. Иоффе В.Б. Основы производства водорода. Л.: Гостоптех-издат, I960. - 432 с.

45. Исаченко В.П. Теплообмен при конденсации. М.: Энергия, 1977. - 240 с.

46. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел А.С. Теплопередача.- М.: Энергия, 1975. 488 с.

47. Использование атомной энергии для высокотемпературных технологий /Легасов В.А., Черкашов Ю.М., Корякин Ю.И. и др. Б сб.:Материалы 1-го Сов.-Япон. энергетического симпозиума. Возможности использования новых источников энергии. - Иркутск:1980, с.195-204.

48. Использование ядерных реакторов для высокотемпературных, энерготехнологических промышленных процессов /Доллежаль Н.А., Заичко Н.Д., Алексеев A.M. и др. Атомная энергия, 1977, т.43, вып.6, с.432-437.

49. Использование ядерных реакторов для централизованного теплоснабжения и теплофикации /Батуров Б.Б., Мелентьев Л.А., Бул-кин Ю.М. и др. Атомная энергия,1977, т.43,вып.б,с.438-445.

50. Канаев А.А., Ратников Е.Ф., КОпп И.З. Термодинамические циклы, схемы и энергооборудование атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976. - 320 с.

51. Кнотько П.Н., Ровек И.И., Яковлев Б.В. Технические решения использования ТЭЦ в маневренном режиме. В сб.: Труды ЕНИПИ-энергопрома. Перспективы развития ценарализованного теплоснабжения в СССР. -М.: 1981, с. 101-105.

52. Ковылянский Я.А. Основные принципы создания теплоснабжающих систем с атомными источниками тепла в крупных территориальных формированиях. Промышленная энергетика, 1977,J&6, с. 9-12.

53. Ковылянский Я.А., Свичар А.Ю. Централизованное теплоснабжение с использованием ядерных источников. Теплоэнергетика, 1981, Л 3, с.2-5.

54. Комплексная оптимизация теплосиловых систем /Ответственный редактор чл.-корр. АН СССР Л.С.Попырин. Новосибирск: Наука, 1976. - 320 с.

55. Конструкционные материалы для высокотемпературных теплообменников ВТГР /Долбенко Е.Т., Крянин И.Р., Рябченков А.В. и др. Атомно-водородная энергетика и технология. - М.: Энергоатомиздат, 1983, вып.5, с.168-185.

56. Конструкция и основные характеристики твэлов ВТГР /Черников А.С., Колесов B.C., Пермяков Л.Н. и др. Атомно-водороднаяэнергетика и технология. М.: Энергоатомиздат, 1983, вып.5, с.207-213.

57. Корытников В.П. Основные задачи по повышению эффективности и надежности теплоснабжения народного хозяйства страны.- Теплоэнергетика, 1980, А 8, с.2-5.

58. Корытников В.П., Ковылянский Я.А., Свичар А.Е. Вопросы выбора црофиля перспективного основного оборудования атомных источников теплоты. В сб.:Труды ШИПИэнергопрома. Оборудование систем централизованного теплоснабжения СССР. - М.:1980,с.37-49.

59. Кузнецов Н.М., Канаев А.А., Копп И.З. Энергетическое оборудование блоков атомных электростанций. Л.Машиностроение, 1979. - 352 с.

60. Ларин Е.А., Онищенко В.Я., Лутьянов А.Ф. Оптимизация параметров турбоустановки систем, дальнего теплоэнергоснабжения.- Изв.вузов СССР Энергетика, 1983, 9, с.58-63.

61. Ларин Е.А., Чернов И.Е., Лутьянов А.Ф. К расчету термодинамических свойств рабочего тела систем дальнего теплоэнергоснабжения. В сб.Совершенствование энергетических установоки оптимизация их параметров. Саратов: 1980, с.42-45.

62. Лебедев П.Д. Теплообменные, сушильные и холодильные установки. М.: Энергия, 1972. - 320 с.

63. Левенталь Г.Б., Попырин Л.С. Оптимизация теплоэнергетических установок. М.:Энергая, 1970. - 352 с.

64. Лутьянов А.Ф. Влияние режимов конверсии метана на выбор параметров тепловой схемы АСДТ. В сб.:Технико-экономическая оптимизация и повышение эффективности атомных электростанций.- Саратов: 1983, с.118-121.

65. Лутьянов А.Ф., Ларин Е.А. Технико-экономическая эффективность атомной станции дальнего теплоэнергоснабжения на базеВТГР. Саратов: 1984. - 8 с. Рукопись представлена Саратов, политехи.ин-том. Деп. в Информэнерго 2 марта 1984г. .№1435 эн- Д 84.

66. Лутьянов А.Ф., Ларин Е.А., Онищенко В.Я. Оптимизация основных параметров тепловых схем АСДТ. Саратов: 1983.- 28 с.- Рукопись представлена Саратов.политехи.ин-том. Деп. в Информэнерго 20 июня 1983г. Л 1305 эн Д 83.

67. Маневренный энергоблок с газоохлаждаемым реактором /Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Ольховский Г.Г. и др.- Теплоэнергетика, 1981, Я 8, с.11-16.

68. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: Высшая школа, 1978. - 360 с.

69. Мелентьев Л.А. Оптимизация развития и управления больших систем энергетики. М.: Высшая школа, 1982. - 319 с.

70. Мелентьев Л.А. Принципы атомной теплофикации. Теплоэнергетика, 1976, X II, с.6-9.

71. Мелентьев Л.А. Теплофикация в энергетическом хозяйстве СССР. Теплоэнергетика, 1974, & II, с.7-10.

72. Методика определения экономической эффективности капитальных вложений. Экономическая газета,1981,$ 2,3,c.II-I4.

73. Назаров Э.К., Столяревский А.Я. Энерготехнологическое применение высокотемпературных ядерных реакторов. Атомно-водородная энергетика и технология. - М.: Атомиздат,1980,вып.3, с.58-128.

74. Научные основы каталитической конверсии углеводородов. -Киев: Наукова Думка, 1977. 280 с.

75. Непорожний П.С. Ленинскому плану ГОЭЛРО 60 лет.- Электрические станции, 1980, й 12, с.2-8.

76. Непорожний П.С. Проблемы энергетики на современном этапе ее развития.-Изв.вузов СССР-Энергетика, 1979,J6 7,с.3-10.

77. Опытная атомная станция теплоснабжения на базе реактора АРБУС /Цыканов В.А., Чечеткин Ю.В., Кормушкин Ю.П. и др. Атомная энергия, 1981, т.50, вып.6, с.376-381.

78. Основные положения Энергетической программы СССР на длительную перспективу. М.: Политиздат, 1984. - 32 с.

79. Перспективы комплексного использования энергии ядерных реакторов в черной металлургии /Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Гребенник В.Н.Столяревский А.Я. Атомно-водородная энергетика и технология.-М.:Атомиздат,1978,вып.I,с.109-125.

80. Перспективы создания хемотермических систем теплоснабжения на базе высокотемпературных ядерных реакторов /МелентьевЛ.А., Пономарев-Степной Н.Н., Корякин Ю.И. и др. Атомно-водородная энергетика и технология. - М.: Энергоатомиздат, 1983, вып.5, с.44-70.

81. Петросьянц A.M., Батуров Б.Б. Роль атомной энергии в энергетическом комплексе страны. Атомная энергия,1981,т.50, Jfc 6, с.371-376.

82. Показатели эффективности атомных установок в энергосистемах /Андрющенко А.И.,Онищенко В.Я.Дубинин А.Б. .Ларин Е.А.- Изв.вузов СССР Энергетика, 1983, Л 5, с.47-51.

83. Понятов В.А. Дифференциальный метод оптимизации теплоэнергетических установок /Научные сообщения СПИ. Саратов: 1970, вып.2. - 103 с.

84. Попырин Л.С. Математическое моделирование и оптимизация теплоэнергетических установок. М.: Энергия, 1978. - 416 с.

85. Принципы создания математических моделей и оптимизация АЭС с реакторами на быстрых нейтронах /Андрющенко А.И.,Ларин Е.А. Дубинин А.Б. и др. Изв. АН БССР - Серия физ.-энергет.наук,1982, J£ 2, с.3-10.

86. Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами /Сметанников В.П., Га-нев И.X. .Колчанов В.Д. и др. М.: Энергоиздат,1981. - 232 с.

87. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1980. - 360 с.Ю8.Ривкин С.Л. Термодинамические свойства газов. М.:Энергия, 1973. - 288 с.

88. Рубинштейн Я.М., Щепетильников М.И. Расчет влияния изменений в тепловой схеме на экономичность электростанций. М.: Энергия, 1969. - 224 с.ИЗ.Рыжкин В.Я. Тепловые электрические станции. М.: Сергия, 1976. - 448 с.

89. Савин В.И., Варварский B.C. 55 лет развития советской теплофикации. В сб.:Т£уды ШИПИэнергопрома. Оборудование систем централизованного теплоснабжения СССР. - М.:1980,с.20-36.

90. Свойства газов и жидкостей /Перевод с польск.под ред. чл.-корр. АН СССР П.Г.Романкова. М.: Химия,1966. - 535 с.

91. Семин А.Г. Технико-экономическая оптимизации схем и параметров паротурбинных АЭС с быстрыми газоохлаждаемыми реакторами. Дисс.канд.техн.наук. - Саратов:1983. - 244 с.

92. Синев Н.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики /Основы технологии и экономики ядерного топлива. М.:Атомиздат, 1980. - 344 с.

93. Скворцов С.А., Сидоренко В.А.Об атомном теплоснабжении. Атомная энергия, 1980, т.48, Л 4, с.224-228.

94. Сметанников В.П. Некоторые экономические, проблемы использования ВТГР и ЕГР. Атомно-водородная энергетика и техно- 247 логия. М.: Атомиздат, 1979, вып.2, с.114-122.

95. Совершенствование энергетических установок и оптимизация их параметров /Межвузовский научный сборник. Саратов:1980.- 142 с.

96. Совместная концепция теплофикации страны /Мелентьев JI.A., Левенталь Г.Б., Чугреев В.А., Алиева М.Г. Теплоэнергетика, 1982, JS 8, с.8-13.

97. Соколов Е.Я. Состояние теплофикации в СССР и проблемы дальнейшего ее развития. Теплоэнергетика,1982,^ 8, с.4-7.

98. Соколов Е.Я. Теплофикация и тепловые сети. М.: Энерго-издат, 1982. - 360 с.

99. Соколов Е.Я. Теплофикация СССР к 60-летию ГОЭЛРО.- Злектрические станции, 1980, А 12, с.67-70.

100. Соколов И.Н., Скворцов С.А. Атомные ТЭЦ и атомные котельные. В сб.: Атомные электрические станции. - 1979,А 2,с.23-27.

101. Способ получения пиковой электроэнергии на парогазовой установке /Саратов.политехн.ин-т.Авторы: Ларин Е.А.,0нищенко В.Я., Сёмин А.Г., Лутьянов А.Ф. . Положительное решение на заявкуА 339029/24-06 от 28.06.83.

102. Справочник азотчика /Под ред.Е.Я.Мельникова. М.: Химия, 1967, т.1. - 491 с.

103. Степанов И.Р. Атомная теплофикация в районах Севера.-Л.: Наука, 1984. 174 с.ГЗО.Столяревский А.Я. Аккумулирование вторичной энергии.- Атомно-водородная энергетика и технология. М.:Энергоиздат, 1982, & 4, с.60-125.

104. Сухов А.Б., Ковылянский Я.А., Гуревич Л.В. Системы теплоснабжения с АИТ. Электрические станции, 19 74, JI 9,с.37-41.

105. Татарников В.П., Кузнецов Ю.А., Плесков Г.И. Перспективы и пути развития теплоснабжения от ядерных источников.-Электрические станции, 1979, II, с.9-12.

106. Теплофикационная паровая турбина типа ТК-450/500-68(60) для АТЭЦ /Водичев В.И., Бененсон Е.И., Великович В.П. и др.- Теплоэнергетика, 1980, № 5, с.2-7.

107. Технико-экономические основы выбора параметров конденсационных электрических станций /Под ред.Л.С.Стермана. М.: Высшая школа, 1970. - 279 с.

108. Технические проблемы теплофикации на базе ядерного горючего /Левенталь Г.Б., Будняцкий Д.М., Бунин B.C. и др.- Теплоэнергетика,1974, $ II, с.10-16.

109. Трояновский Б.М. Турбины для атомных электростанций.- М.: Энергия, 1978. 232 с.

110. Трунов А.А.Развитие высокотемпературных реакторов.- Атомная техника за рубежом, 1979, £ 6, с.16-19.

111. Турбины Ленинградского металлического завода для атомной энергетики /Огурцов А.П.,Рыжков В.К.,Неженцев Ю.Н. и др.- Теплоэнергетика, 1981, №9, с.2-9.

112. Улыбин С.А. Теплоносители энергетических ядерных установок. М.-Л.: Энергия, 1966. - 272 с.

113. Хлебалин Ю.М. Теоретические основы паротурбинных электростанций. Саратов: Издательство Саратовского университета,1974. - 240 с.

114. Черняев В.А., Галактионов И.В., Голубушкина М.К. Дальнее теплоснабжение от ядерных энергоисточников. Атомная техника за рубежом, 1978, & 5, с.12-18.

115. Энергетика СССР в I98I-I985 годы /Под ред.А.М.Некрасова и А.А.Троицкого. М.: Энергоиздат, 1981. - 351 с.

116. Allen D.C., Meyer D.I, Pflasterer G.R. Development andtest evaluation of duplex steam reformer tube. In: Proc. of Spec. Meeting of Process Heat Applications Technology. KFA. Tiilich, FRG, 1979, p. 151-163.

117. Barnert H. The high-temperature reactor HTR as the nuclear heat source for the production of nuclear hydrogen. "Ber.Kernforschungsanlage Tulich", 1976, N Conf. 23, 207-214.

118. Beber K. Kernreaktoren fur die Fernheizung. Bei nuclearem Heizwerk fallen die Brennstoffkosten weniger ins Gewicht als bei olbefeuerten. "VDI Nachr", 1979, 33, N 36, 4.

119. Block F.R. Proze-b warme aus Kernenergie. "Chem-Ing.-Techn.", 1970, 42, N 7, 429-433.

120. Bode K.H. Hochtemperaturreaktoren zur Erzeugung von Prozebw'arme. "Kerntech nik", 1971, 13, К 3, 109-117.

121. Bode K.H., Schlosser I. Prozebw'arme aus Hochtemperaturreaktoren. "BBC Nachr"., 1971, 53, N 9-10, 259-266.

122. Boltendahl U., Dehms G., Harth R. Transport von Warme aus Hochtemperatur-Kernreaktoren iiber groBe Entfernungen. 3R international, 1980.

123. Boltendahl U., Harth R. Warmetransport auf kaltem Wege. "Bild Wiss", 1980, 17, N 4, 45-55.

124. Gesamtkonzept fur HTR Kraftwerk. "Wiss. - Wirt. -Polit". , 1978, 8, N 25, 8-10.

125. Harth R. e.a. Ibid., p. 455.

126. Harth R., Hohlein B. Pilot plant EVA nuclear energy at high temperature for chemical processes. "Trans. Amer. Wucl. Soc11., 1975, 20, 711-712.

127. Hohlein B. ADAM- I Versuchsanlage zur Methaniesierung. Tul-KFA-1433, 1977.

128. Kramer H., Schlenker H. Atomwirtschaft, 1975, Bd 20, N 1, s. 35.

129. Kugeler K., Kugeler M., Niessen H., Hammelmann K. Steam reformers heated by helium from high temperature reactors. "Nucl.- 251 Eng. and Des.", 1975, 34, N 1, 129-145.

130. Kugeler K., Kugeler Ш., Niessen H, Hohn H. Design of a 3 000 MW (th.) high temperature reactor for process heat application. "Nucl. Eng. and Des.", 1975, 34, N 1, 33-49.

131. Larvencic D. Possible role of nuclear heat supply for district heating systems. 4 Int. Heat. Conf. Sirmion-Brescia, 1980, Develop. Dist. Heat. Supply and Distrib. Syst. 4th Sess. Parallel Syst. Dist. Heat. S.T., s.a., 4/11.

132. Lojewski D. Warme-strom-und Synthesegasversorgung von Ballungsraumen durch Femenergie aufgezeigt am Grobraum Koln . "Ber. Кemfоrschungsanlage Tulich", 1978, N 1516, 995.

133. Multipurpose high-temperature gas-cooled reactor. "CEEER. Chem. Econ. and Eng. Rev.", 1977, 9, N 4, 58.

134. Miilhauser H. VGB Kraftwerkstechn., 1974, Bd 54, N 12, s. 775.

135. Nilsson L. Secure nuclear district heating plant is attractive for small urban centers. Mod. Power Syst., 1981, 1,N 7, 41, 43, 45, 47.

136. Pruschek R., Arndt E., Harth R. Status of nuclear high temperature process heat development in the Federal Republic of Germany (coal gasification and long distance energy transport) -Proceedings of the 15-th Intersociety Energy Conf.

137. Quade R.N., Mc Main A.T. Hydrogen produstion with a high- temperature gas-cooled reactor (HTGR). "Hydrogen Energy Part. A" New-York-London, 1975, 137-154.

138. Quarde R.N., Meyer L. High-temperature nuclear heat source for hydrogen production. "Int. I. Hydrogen Energy", 1979, 4, N 2, 101-110.

139. Schulten R. Nuclear energy hydrogen production. "Hydrogen Energ. Syst. Proc. 2-nd World Hydrogen Energy Conf. Zurich,1978, Vol. 1. Oxford e.a. 1979, 3-24.

140. Schulten R. Nuclear Prozebw'arme . "Chem.-Ind.-Techn.", 1976, 48, H 5, 375-380.

141. Schulten R. Syathetisches Erdgas ermoglicht die Fermi-bertragung nuklearer iinergie. "Umschau", 1973, 73, N 2, 53-54.

142. The TOPS E Methanation Technology. HALDOR TOPS E, А/в, Denmark, 1979.

143. Versuchsanlage EVAI/ADAM I in Betrieb genommen. "Bren. Warme Kraft", 1979, 31, N 7, 271.

144. Winkers H.P. Foreierter Fernwarmeausbau in Mannheim.-Fernvarme Int., 1979, 8, N 4» s. 177-189.

145. Вид внедрения результатов. Внедряется методика и результаты выбора оптимальных схем и параметров атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе высокотемпературных газоох-лаждаемых реакторов.

146. Область и форма внедрения. Результаты НИР внедрены при проведении исследований в обоснование перспективных АЭС с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами большой мощности.

147. Технический уровень и публикации по материалам НИР.По материалам НИР опубликовано 5 статей. Предложены новые схемыатомных станций дальнего теплоэнергоснабжения.

148. Ожидаемый годовой экономический эффект от внедрения результатов НИР составляет 276,7 тыс.руб. в год на установку тепловой мощностью реактора 2500 МВт.Настоящий акт не налагает на ИАЭ им. И.В. Курчатова никаких финансовых обязательств.