ОБОСНОВАНИЕ
Промышленные потребности в тепле характеризуются широким разнообразием стран, отраслей и источников энергии. Потребность в тепле, которая может быть надлежащим образом удовлетворена ядерной энергией, может быть классифицирована в соответствии с тремя различными диапазонами температур:
- Низкий температурный уровень определяется как <150 ° C, что соответствует типичной потребности в центральном или космическом отоплении, опреснении воды, сельском хозяйстве, а также в подготовке горячей воды для мытья и приготовления пищи.
- Уровень средней температуры находится в диапазоне от 150 до 500 ° C. Это тепло обычно подается через пар для обеспечения тепла испарения или сушки при производстве целлюлозы и бумаги, а также при добыче и переработке нефти.
- Высокий уровень температуры составляет температуры> 500 ° C. Это необходимо во многих процессах, таких как нефтехимическое производство, реформинг и газификация углеводородов, термохимическое производство водорода и производство металлов, керамики или стекла.
Теплоноситель реактора и его температура являются основными критериями, необходимыми для определения того, какие ядерные концепции целесообразно сочетать с промышленным процессом. Сегодня LWR можно легко использовать в режиме когенерации для производства горячей воды или пара при температурах, обычно ниже 250 ° C. Это позволяет применять его в значительной части конечных потребностей в тепле, таких как централизованное теплоснабжение, опреснение морской воды или промышленное использование в пищевой промышленности, а также для низкотемпературных процессов на бумажной фабрике и в нефтехимических процессах.
Температуры на выходе охлаждающей жидкости концепций Gen-IV находятся в диапазоне от 550 ° C до 900 ° C и могут быть сопоставлены со всеми уровнями температуры процесса, за исключением тех, которые используются для производства стекла и цемента. Более конкретно, реакторы с водяным охлаждением в сверхкритическом состоянии обеспечивают температуру примерно до 500 ° С. С использованием современных материалов система быстрых реакторов со свинцовым или свинцово-висмутовым охлаждением может достигать температуры на выходе активной зоны в диапазоне до 800 ° C. Высокотемпературный реактор с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением, использующий современную технологию, может работать при температуре на выходе активной зоны до прибл. 750 ° C, подача пара во вторичные контуры при температуре около 550 ° C. HTR-PM с температурой 750 ° C с двумя реакторными установками мощностью 250 МВт (каждый) находится в стадии строительства в Китае. Системы VHTR будут поставлять тепло с температурой на выходе из активной зоны, приближающейся к 1000 ° C. Хотя и немецкие испытательные реакторы Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor, и японские испытательные HTTR продемонстрировали успешную и безопасную работу при 950 ° C, HTTR была первой (и пока единственной) ядерной установкой, которая также продемонстрировала подачу тепла при температуре 900 ° C через IHX во вторичный контур. Использование ядерного реактора в качестве высокотемпературного источника тепла для промышленного производства тепла / пара ставит новые задачи перед реакторным топливом и материалами и требует дальнейших исследований и разработок для коммерциализации.
Что касается когенерации с существующими АЭС, модификации затрагивают только турбинный зал, который является нерадиоактивной зоной в PWR. После турбины высокого давления и подогревателя часть, если не вся, пара будет направляться в новую турбину низкого давления. Давление на выходе новой турбины поддерживается на более высоком уровне, чем стандартное атмосферное давление. Расширенный пар конденсируется в большом теплообменнике, передавая соответствующее тепло третичному водяному контуру, соединенному с линией МГТ. В зависимости от выбранной температуры на выходе, конденсированная вода может быть либо направлена непосредственно в резервуар питательной воды, либо сначала немного подогрета. Необходимая гибкая операция для отслеживания изменения потребности в тепле может быть легко обеспечена путем контроля паровой фракции, отводимой в новую турбину. В целом, модификации АЭС умеренные, и большую часть работ можно выполнить, не мешая обычной эксплуатации. Несколько проектных исследований показывают, что расстояния около 30–40 км вполне приемлемы для централизованного теплоснабжения с существующими АЭС. Даже 80-километровая линия электропередачи к сети централизованного теплоснабжения от реактора ВВЭР-1000 Loviisa-3 была признана возможной в финском исследовании.
Требования крупных промышленных пользователей обычно имеют характеристики базовой нагрузки. Следовательно, требуются дополнительные резервные системы, которые, конечно же, также могут быть обеспечены работающими на ископаемом топливе котлами. По выбору, в зависимости от размера промышленной установки, будет возможно использовать модульное расположение от двух до шести ядерных блоков меньшего масштаба с точки зрения избыточности, надежности и резервной мощности - все причины, которые способствуют уменьшению мощности для каждого ядерного реактора. Меньшие размеры мощности обеспечивают простоту и надежность благодаря более высоким запасам безопасности даже при более высоких рабочих температурах. Небольшой размер модульных реакторов также благоприятен для работы в менее развитых электрических сетях.
Теплота теплоносителя ядерного реактора высокой температуры обычно экспортируется для промышленного использования через IHX. Основная цель в промежуточной цепь должна четко изолировать промышленную площадку от ядерного острова. Таким образом, прямой доступ первичной охлаждающей жидкости к промышленной установке и в обратном направлении газообразных продуктов в здание реактора, может быть предотвращен. Разделение позволяет эксплуатировать и обслуживать промышленную установку как обычную установку. Для экономичного теплоснабжения необходимо расположить эти ядерные блоки как можно ближе к месту потребления. В то же время необходимо, конечно, принять все возможные меры безопасности. Исследования показали, что установка HTGR и установка по производству водорода могут быть расположены на расстоянии 100–200 м друг от друга, чтобы минимизировать потери энергии при одновременном соблюдении требований безопасности при проектировании.