tf-JV 5493 - T J. Kadlec, F. Кабак, V. Krett PROBLÉMY A STAV JADERNÉHO TEPLÁRENSTVÍ Report Rež, červen 1981
NUCLEAR RESEARCH INSTITUTE ŘEŽ - CZECHOSLOVAKIA INFORMATION CENTRE
ÚJV 5493 - T J. Kadlec, F. KaSák, V. Krett PROBLÉMY A STAV JADERNÉHO TEPLÁRENSTVÍ Report fiež, červen 1981
DT 621.311.25:621.039.976
Problémy a stav jaderného teplárenství Abstrakt
Cílem této zprávy je informovat o problémech jež jsou spojeny s využíváním jaderné energie pro výrobu tepla. Jsou podávány informace o stavu světových zásob fosilních a jaderných paliv. Upozorněno, ie na výrobu el. energie je spotřebováváno ve světě 25-30% organic kých paliv. Větší množství primárních zdroji je využíváno celosvětově na výrobu tepla. Je uveden přehled možností využití jaderných reaktoru pro výrobu nízkopotenciálního tepla, podány informace o požadavcích na spolehlivost a bezpečnost jaderných teplárenských soustav. Je uvedena informace o současných a perspektivních potřebách teola v ČSSR, jak pro výrobní, tak i pro nevýrobní sféru o Csl. teplárenském jaderném programu.
Problems and the state of nuclear heating Abstract
The aim the report presented is to give information on problems involved with using nuclear energy for the production of heat. Information on the world's fossile and nuclear fuel reserves is given. It is pointed out that 25-30* of organic fuel in the world are consumed for electricity generation. More amount of the primary resources in the world is betig used to produce heat. A survey is given on the possibilities of using nuclear reactors to produce low potential heat, and information on the reliability and safety of nuclear heat systems is presented. The present and future heat demands in Czechoslo vakia are outlined both for production, and nonproduction spheres, and Czecho slovak m*?lear heat programme is exposed.
tfJV 5493 - T ©
Nuclear Raaaarch Inatitut» - ftai п м г Prague - Ctachoalovakia
O B S A H
:
Úvodem I.
Potřeba teplárenských soustav pro ČSSR
II.
Stav využívání jaderné energie v energetice
III.
Možnosti využívání jaderné energie к výrobě teplá
IV.
Základní problémy odbéru tepla při kombinované výrobě
V.
Tepelné sítě
VI.
Spolehlivos_ a bazpečnost pre jadernou teplárenskou soustavu
VII.
Jaderné výtopny. Tepelná čerpadla
VIII.
Ekonomie dodávek tepla z JEOT pro teplárenství
IX.
Stav oblastního vytápění ve světě - celkový
X.
přehled
XI.
Tendence a stav rozvoje teplárenství v prům. vyspělých zemí
XII.
Čs. teplárenský program Závěr
XIII.
Použitá literatura Obrázková část
> УРПКМ .' iderné
T'Kjr.w.v z a h r n u i: ••yptavbu
jaderných c o n e r i i "> • v ý r o b u e l e k t ř i n y л •_..- -L : .
V C:;;;R jo jaderný p r o g r a m zatím r e a l i z o v á n p r v n í m i
jadernými k o n d e n z a č n í m i elek t г á rria-
.".i a ie podlo plánu v tomto s m ě r u dále r o z v í j e n za v y u ž i t í o s v ě d č e n ý c h L lakovodr. ich reaktorů
novovoroněžského
t y p u . Rozvoj t e p l á r e n s t v í v Č S S R je v s o u č a s n é doo<_ oicíir.ť
b r z d ó r velni p o č e t n ý m i p ř í č i n a m i , které ;soa u r č o v á n y stavem disponibilních, p a l i v , n e u r č i t o s t í v z a s a z e n í j a d e r n é techniky
i rozvodných sítí do systému
centralizovjné-
ho z á s o b o v á n í teplem. V této práci je s n a h o u k o m p l e x n ě podat o b r a z o problémech л s t a v u v y u ž í v á n í jaderné e n e r n i e p r o t e p l á r e n s k é ú č e l y . U m o ž n i l o nýcn
literárních oramenů, jmenovité referátů z domácích
o nízkopotenciálním
t e p l u , jak jsou u v e d e n y v s e z n a m u v y u ž i t é
I. P o t ř e b a teplárenských
to p r o s t u d o v á n í r ú z -
i zahraničních
konferencí
literatury.
soustav p r o C S 3 R
T e p l o p ř e d s t a v u j e hlavní s l o ž k u s p o t ř e b y p r i m á r n í c h zdrojů e n e r g i e . / O b r . 1/Z a t í m c o n a k o n e č n é s o o t t e b é u ž i t n é e n e r n i e oe p o d í l í e l e k t ř i n a p ř i b l i ž n ě 2 5 ъ , p ř i padá na v y t á p ě n í a o h ř e v u ž i t k o v é v o d y / n í z k o p o t e n c i á l n í
teplo/ asi 40% a na techno
logická teplo a dopravu asi 3 5 ° . Z d r o j e primární e n e r a i e použité- v r ů z n ý c h z e m í c h jsou v o b r . 1. C e l o s v ě t o v ě b y l o v r o c e 12 77 v v r o b s n o : ro i a
io"v
124,55
zem. plyn
jaderná energie celkem
vodní energie
uhlí
46,93
CS,30
17,5
30
1.5,12 5
5,30
280,19
2
100
Některé údaje к výrobě a spotřebě tepla /bez tepla na výrobu elektřiny/v ČSSR jsou v tabulce /4-5/ ; r. A V ý r o b a v resortu FHP>: В Z toho p r o byty a ne v ý r o b n í sféru
" tf
С V ý r o b a v o s t .resQrtech D Z toho pro byty a n e výrofcní sféru .
1975
1980
19G5
]''7?Г-С'
140Г67
130624
53867
69350
C-G740
ЪП,?.%
49,4%
51°o
317462
377503
43-'.^:8
503010
219C9
25565
27Э68
5,7%
5,9%
5,5%
1 •:
.
•:.?•!
1 4,7%
1990
?. tabulky plyne, že celková výroba tohoto tenia činí 517870 TJ/r. a dodávky tepla pro vytápění a nevýrobní sféru 91339 TJ/r . , t j . <\/ 17 , (,% . V ČSSR se využívá к výrobe tepla a elektřiny především hnědého uhlí s vysokým obsa hem síry a popela, což přináší závažné problémy spjaté se znečištováním prostředí. Při tom és. energetika bude ještě
životního
r
>o r. 2000 nucena spalovat poměrně vel
ká kvanta severočeského hnódého uhlí, jehož kvalita bude trvale dále klesat. Zároveň ie však naléhavé připravovat a realizovat onatření, která.umožní využít výstavb u mo derních elektráren riro kombinovanou výrobu tepla a elektřiny, zlepííit rozvoj tepláren-
1
ských soustav a snížit výrobu užitné energie z ušlechtilých paliv к uvolnění tohot deficitního paliva pro specificky místní rozvoj dodávek tepici. Za největší ztráty energie je nutno považovat ztráty v topném procesu v průmyslu a při vytápění soukromých a veřejných budov dosud převažujícím způsobem. Přestože pomocí kombinovaných cyklu se dnes dociluje využití tepla z klasických paliv az .:;• 45%, je to stále velmi nedokonalé v porovnání s využitím až do 80i, kterého se do sahuje při zasazení teplárenských soustav. Teplárenské soustavy určené к hospodárné mu zásobování teplem představují složitý tepelný a hydraulický celek zahrnující výro bu, rozvod а spotřebu tepla, na druhé straně jsou spjaty s elektrizační soust tvou ja ko jede.i z jejich článku. Dají se realizovat s využitím výtopen, t j . kotelníc:. jedno tek s příslušenstvím Výměníky tepla/nebo tepláren, kde se neiř.říve využije páry» vy robené v kotlích za vyšších oarametrú jejího tlaku a teplot'/ к výrobe elektřiny v K*:idenzačním odběrovém turbosoustrojí příp. v protitlakovém soustrojí,a teplo ve forme páry nebo horké vody se rozvádí pro potřebu vytápění a pro jiné účely. Možné uspořá dání teplárenských soustav je početné a různorodé /obr. 2/. Tč. jsou v používání ЙЧГЛТ.ční systémy s využitím fosilních paliv, kde se odebírá pára к ohřevu rapř. z parnici: turbin. Méně časté je použití spalovacích turbin a někdy Dieselových motorů, kdy výfuko vé plyny předávají teplo systémové vodě. Systémy centralizovaného zásobování teplem SCZT mají mnoho výhod různé povahy a umožňují i pozdější zasazení jaderných zdrojů. Průmyslové aglomerace a velká města, v jejichž oblastech je velká spotřeba tepla, naléhavě vyžadují plánovité zajišfování rozvoje teplárenství. Základním předpokladem je postupný převod stávajících a příprava plánovaných energetických zdrojů na moderní kombinovanou výrobu elektřiny a tepla s využitím nových poznatků a zkušeností s dálko vými přenosy tepla. Vyžaduje to zajistit včas a promyšlené výstavbu oblastních systé mů zásobování teplem, a to tak, že investice, pokud by byly invariantní pro typ zdroje a souvisely by s dlouhou dobou realizace, i.-.ély by být zahajovány přednostně. Tento postup je technicky možný, z hlediska ekonomické efektivnosti výhodný a z hlediska rozvoje společnosti nezbytný. Příkladem může být racionální přístup к teplárenství v SSSR, ale i v jiných státech RVHP a západního světa, kde podíl teplárensky vyráběné energie a podíl teplárenských soustav je podstatně vyšší, rekonstrukce kondenzačních elektráren na teplárny probíhá rychleji a ve větším rozsahu než v ČSSR a izolovaná výroba elektřiny a tepla z ušlechtilých klasických paliv /plyn, topné oleje/ přichází v dvahu jen výjimečně. nákladním kriteriem pro ekonomicky nejvýhodnější koncepci oblastní teplárenské sou stavy jsou náklady vyjádřené v statické verzi výrazem Z=En.K+S, kde К jsou celkové investiční náklady, S provozní nákladyfn normativní koeficient efektivnosti stanovený pro energetiku /0,12/. Při rozhodování o volbě optimálního řešení těchto soustav mají být respektovány reálné možnosti energetického strojírenství a počítá se s investiční mi prostředky, které může stát vložit do tohoto strojírenství. Zkoumá se rozsah podílu tepla pro centralizované oblastní vytápění a pro technologické potřeby na různé bázi /klasické nebo jaderné zdroje/.Zvlišt pečlivě se analyzuje optimalizace zdrojů a zej ména teplárenských sítí /transitních, magistrálních a místních/. Na těchto podkladech jsou zpracovávány komplexní programy, podle kterých se určuje počet a druh zdrojů teplárenské soustavy, řešení teplárenského odběru, hodinové a roční dodávky tepla, optimální teplota oběhové látky, vedení tras horkovodních příp. parních síti v oblasti, rozsah ztrátv elektrického výkonu aj. К roku 1979 bylo v ČSSR zásobováno teplem z klasických zdrojů /4-6/ 45 + 1o lokalit а па jejich zásobování se podílelo 1 8 + 8 tepláren, 2 2 + 3 kondenzační elektrárny,
2
14 - \ "vtopný a A ?ávodních elektráren s tepelný» výkon»»» rozsahu 6194,6 *• ie»5 .ЧК p^vá čísla udávají podíl ČEZ, druhá podíl SEP/. Nejsou realizovány velké teplárvnski' soustavy 'zatím největší z nich je pro město Brno/ a současný stav -mí v souladu s dnešními tendencemi ve světě. :'(>.
/л tím velmi malý /6,36% v CEZ, 8,3% v SEP/. II. Stav využívání jaderné energie v energetice V počátcích výstavby jaderr.J energetiky se předpokládalo, že jaderné elektrárny :• '-orion к zásadním úsporám stále obtížněji dostupných fosilních paliv, к radikálnímu z'. :)šení životního prostředí, к veliri levné elektřině а к převratným změnám v průmyslo vé technologii. Dosavadní vývoj však dokazuje jen pomalý růst podílu elektřiny z ja derných zdrojů na dříve uvedené konečné spotřebě primární energie. Také líčast jader ných elektráren na celkové výrobě elektřiny v různých zemích /celosvětověr*s 7,8%/ zatím neodpovídá předpokládanému rozvoji. Ke konci roku 1978 bylo ve všech zemích, kromě socialistického tábora, v provozu 169 komerčních energetických reaktorů výkonu přes 150 MWeocelkové hrubé kapacitě 110 095 MW. Přitom roční přírůstek v roce 1978 byl 17 reaktorových jednotek. Po havárii Three Mile Island byly smělé plány pozasta veny. Tato celková kapacita byla rozložena takto: Celkový výkon Prům. výkon Počet reaktorů MWe MWe Typ reaktoru PWR IV. T
GCR PHWR
Jiné typy /FBR,HTR/ C e l k e m
74 51
56944
30 10 4
11155,3 5375,2 1718
371,8 537,5
110095
651,4
169
34902,5
|
769,5 684,4
Rozhodující podíl na výstavbě těchto reaktorů měly USA, západní Evropa, Japonsko a Kanada.
3
Poiioi.né uspořádání pro s v Typ reaktoru
Po
et
'-"
ickč zemé к témuž datu pcxMvn tento přehled:
«akiori
Celkový výkon MKe Prim-výkon >^^
W E B /PttR/
15
630O
-120
VK /BNR/
SO
SO 366
Jiné typy /FBR/
1 19 1 2
C e l k e m
38
RBHK /grafit varný/ PKWR
6953
/no/ 162
/HO/ 81
13575
357
Z toho SSSR má na svém dzemí/převázné v evropské části/v provozu 30 reaktorů, ostatní jsou v ČSSR /3/, NDR /3/ a Bulharsku /2/. Převažují reaktory novovoroněžského typu W E R a reaktory moderované cjrafitem a chlazené vodou typu RB.r!K. Plánován/ rozvoj světové jaderné :::;ergetiky mimo •'•mí s centrálně plánovaným hospo dářstvím je podle INFCE /11/ v této tabulce: 245-274 C4e 273 - 462 " 850 - 1200" 1800 - 3900"
rok 1985 1990 2OO0 2025
Do roku 1990 jaderný program SSSR počítá s tímto stavem jaderných reaktoru: Typ
WER
VK
HBHK
ks
25
1
29
3
MWe
17905
50
17953
762
RR
Celkem >8 36670,průměrně 632
V CSSR se předpokládá. Že v roce 1990 bude ES disponovat cca 25000 MW instalova ného výkonu v tomto rozložení /13, s. 55/: Elektrárny parní
%
MW il 4 Ю
spalovací
45,60
10
1,24 13,76
vodní
3
40
závodní
1
50
7,00
jaderné
в 100
32,10
z t
20,72 s WER-440 11,
Dosavadní vývoj je až пд některé případy speciálního určení /ledoborce, ponorky, ojedinělé autonomní centrály pro odlehlé oblasti/, některé prototypy a průmyslová demonstrační zařízení zaměřen v celosvětovém měřítku na výrobu elektřiny v jaderných elektrárnách s kondenzačním turbotoustrojím a postupné na zdroje s co největším jednotkovým výkonem pro základní zatížení elektrárenských sítí, tedy na minimální měrné náklady na odebíranou elektrickou energii. Platí to pro všechny dosud realizo vané průmyslové jaderné elektrárny в reaktory tč. osvědčených typů /lehkovodní, gra fitové, těžkovodní/. Pokrokovější reaktorové systémy jsou stále JeStě v různých f.ízich koncepčního řeěení. yplatnění jaderných elektráren má i při schopnosti konkurovat
4
с'м:.:с.'.л-::1
i i n v a л I t e r n a t ivá;?. v v r o b y e l e k t ř i n y pr."> z v y s o v . í s i s f j s m * o L e k • r i : t k a e e .-'.espodiřství
jistá
o m e z e n í , zeJT.ér.a cSc.T.c.-niieké p-.vahy / n a p ř .
':..; ť i j e r J i e лог e ' e k t r i n a , faktor
ř
možp.->s i v y u ž í v á n í
stávajících
!4a t e n t o m í s t ě j e t ř e b : i p ř e d e s l a t ,
frézován:
ze v y u ž í v á n í
i jistá
J
,—,—_
.
.—:
i bezpečnostní
::u-
c i s vy prblr.y
zdrzerl ivost.
j a d e r n ý c h z d r o j ů pr
s o u s t a v y j e o b e c n ě z podobných p ř í č i n pouze v skromných
Možnosti v v u ž í v á r . í j a d e r n ě e n e r a i e к v v r o b e
pot roby jirií-r.o
ne jaáerr.ýcr. c e n t r á l ,
z a v á d ě n í j a d e r n ý c h e l e k t r á r e n a p o d . '.Vell.ou ú l o h - h r a j í
а s t ííi s p o j e n ě p r o c e d u r á l n í a r e g u l a t i v n í
III.
kryti
teplárenské
začátcích.
tepla *
Technika využití energie atomového jádra pro výrobu elektřiny již dostate.-ne prokázala svou průmyslovou zralost. Prokazuje to výstavba jaderných elektráren v prů myslově vyspělých i v některých rozvojových zemích a vyplývá to z prakticky prokáza né ekonomie, spolehlivosti a bezpečnosti iaderných centrál. Jaderný reaktor je ve své podstatě zařízení, kde probíhá proces převodu té-er veškeré energie vybavené při štěpení jader uranu U-23S nebo plutonia Pu-23"> v tepio /lc štěpených jader vybavuje 19-20 x4.I<>xlO GJ, což те ekvivalentní spálení «N» 2 ,o t měrného paliva/. Proto sama podstata jaderného p-ocesu předurčuje jaderný reakt :r za téměř ideální tepelný generator,v němž je vývin tepla regulován a teplota chlaůiva uváděna na úroveň potřebnou pro výrobu páry nro parní turbiny, výměníky neb: pr<> technologické procesy. V současné době je jaderná energetika oředstavována jadernými, kondenzačními elektrár nami /JE/, které jsou schopné nahradit kondenzační elektrárny г.л fosilní pali',-.-!
'KE/,
kde je toto palivo poměrné drahé a deficitní. V současných podmínkách je vsak možno. získat vetší ekonomický efekt z jaderných elektráren s odběrem tepla ných tepláren /JT/ příp. jaderných výtopen /.IV/.
JEOT/ nebe jader
Jo to tím, že neexistují kouřové
ztráty a ztráty z nedokonalého spalování, tynické pro klasické kotle, využívá se poměrně nízké maximální pracovní teploty oběhové látky /cca 2 O 0 - 2 2 0 C / , a tak maií ja derné tepelné zdroje ze všech tepelných zdrojů nejvyšší tepeinov: účinnost /ii >
0,90/.
Výpočty ukazují, že jaderné teplárny dovolují ušetřit 1,35-1,4 krát více organického paliva než JE. Kromě toho napjatá situace v možnostech používání ušlechtilých paliv /zejména topných olejů/ a požadavky na čistotu životního prostředí ohrožovaného stále více spalováním méně kvalitního uhlí dále zdůrazňují význam jaderného paliva. Jak již bylo uvedeno, výroba elektřiny se podílí na spotřebě primární energie <\f 25 procenty. Z toho plyne, že i při úplné přeměně klasických elektráren na jaderné elektrárny by šlo o náhradu jen cca 1/4 spotřebovávaného fosilního paliva. Daleko větší množství primárních zdrojů je spotřebováno к výrobě tepla pro průmysl, pro vý robu páry, nebo horké vody /vytápění/ a necent.ral izovanci; výrobu tepla, kde použití jaderného paliva by dovolilo širší náhradu. Informaci o stavu světových zásob fosilních a jaderných paliv podává tato tabulka:
uh. 1 í Energ.ekv. černé a hnédé
nafta
106MV.'h
^070
ЬО 170
uran zem.plyn
uran ,thorium do 2OO0/kg 7. lO 15
7, ní vyplývá zejména, že energie akumulovaná v zárnbá-h jaderných :>aliv \>: -jvvšu je zásoby energie fosilních paliv/vlO :•:, t akiie jaderná energetika do budoucna by mohla
5
Z m í r n i t rMíbeZprčný k o n f l i k t
рч*оЬ«?Г ý v y ť r r : M V Í m ' u f o i i l f t í e i -
f).i i • . .
H l u v í m e - l i zde o náhrad* f o s i l n í c h p a l i v ia«*ernými p a l i v y , гплгч-г-.л t o v z í t г.д v-:-d o n i , i e v s o u č a s n a době jsou zasazenv jen tep»?ln«' r e a k t o r y i . iters*»r»t4' vy-šsv.» ? ici p ř í r o d n í , r e s p . mírně obohacený uran. !*>ir.o$t í v y u ž í v á n i t é c h t o j**iernvi-ři :>.-»: i v ^s.--.. určovány dostupnými zásobami. P e r s p e k t i v n é musí být využíváno i * i e - - - . ; t»aIi\-> v lých množivých r e a k t o r e c h , k t e r é j s o u z a t í m jer» ve s t a d i u výzkumů a v ý v o j e . Požadavky na výrobu a dodávky u ž i t n é en.?rgie za v v u ž i t í jaderných p a l i v ES. .. být k r y t y různými jaderný*i systémy i 1. výrobou e l e k t ř i n y v jaderných e l e k t r á r n á c h 2 . kombinovanou výrobou t e p l a a e l e k t ř i n y v jaderných e l e k t r á r n á c h s odběre-. -e;.= L;i /JEST/ p ř í p . v jaderných teplárnách / J T / 3 . výrobou t e p l a v jaderných výtopnách /.TV/ 4 . nepřímou výrobou nových sekundárních zdrojů e n e r g i e . s y r . t e t i ď . é h o plynu SXG zplynováním u h l í vodíkem nebo vodní párou pomocí v y s o k o t e p l o t n í h o jad.Tr>-.t e p l a / z KTH/. Možnosti z a s a z e n í jaderných reaktoru pro výrobu n í z k o p o t e n c i á l n í h o : e p U ;sa-j uvedeny v tomto p ř e h l e d u :
V y u ž i t í pro kombinovanou výrobu, pro průmyslovou páru a o d s o l o v á n í . Pr<>biěr.v ve v e l k ý c a t r a n s p o r t n í c h v z d á l e n o s t e c h a ve s c h v a l o v a c í c h procedurách. Jir.a-. o b y č e j n ě s o l i d n í ekonomie. 2
s
- *í»E5g£y_jiředního.yikonu.^BEQ.JTZi V y u ž i t í pro průmyslovou páru, t e p l á r e n s t v í a o d s o l o v á n í . Obecné v y s s í
bezpečnost
v důsledku n i ž š í c h parametru a i n t e g r á l n í h o nebo p o l o i n t e g r á l n í h o u s p o ř á d á m . Menší nároky na l o k a l i t u . Muže v>. o n e n š í t r a n s p o r t n í v z d á l e n o s t i - J s o u různé typy pře •nensí t r h y . Věrn<: náklady j s o u v y š š í než v prí:>. 1 . ,
| d c - l i «> SMxiožinou trjr.s:' r' r. i
vzdálenost.
3 • §K£ÍllQí_QÍí!S2Ě-£El2Ě^Í_E?2!£i^E¥_/EE2_;IY/.i Využití pro teplárenství a odsolování. Pro jejich jednoduchost a bezpo-nost )e jnozv-. j* umísEovat blíže spotřebitelského mír.ta. Nohou snad konkurovat i při malých za tíženích. Slibná alternativa, budou-li potvrzeny předpoklady pro nožnost bližšího situování a nízké projekční náklady. 4
• £6ISáÍ£Í_Y2í!2..í_!S2D3S!!£é£2E$í V y u ž i t í v z e m ě d ě l s t v í , vodním h o s p o d á ř s t v í a pro o d s o l o v á n í . S p ř i h l é d n u t í m к n í z kým t e p l o t á m půjde o zvýšené náklady na t r a n s p o r t .
5
• T?!??iDá-§e£BíáiS_B2béD§Dá-2_Ít d SED2£ll_žeE2Í3_££' r.iíí
ÍD2H_Kiíí2_BSE2ií'.lí
Výhody p ř i v y u ž i t í v e s p o j e n í s ad 1 a 2 . Reaktory v e l k é h o standardního výkonu v rámci v e l k ý c h e l e k t r á r e n jsou i i ž po s t r a n c e výroby e l e k t ř i n y hospodárné. V p r o t i k l a d u к u n i v e r z á l n o s t i e l e k t ř i n y i sou požadav ky na t e p l o , určované s p o t ř e b i t e l s k ý m i m í b t y , velmi rozmanité co do parametrů i co do m n o ž s t v í . Z toho v y p l ý v a j í ^е'пе s l o ž i t é a s p e c i f i c k é p -oblémy koncepce i výstavby jaderných t e p e l n ý c h c e n t r á l , k t e r é jsou p ř í č i n o u t o h o , že s e v y u ž i t í jaderného t e p l a ve s v ě t ě z p o ž ď u j ; , j e s t á l e předmětem s t u d i í a p r o j e k t ů a jen o j e d i n ě l ý c h menších realizací.
6
Prt-*ii.emat l i j jaderné:.-.» t e p l á r e n s t v í -.k.iemycř: reaktor*: a i e j i ť í t J p t í m á i n i * .1 akumulace w l k y A t e p e l n ý c h výkonu a •5-1 ;«4ii* p o t ř e b л prí»Viiz»i bezp*-ít<>st i
*ли£ллт.* i-"fev spi>*:i»-á vv -.••lh'- vř. -irsý<*ř. iv-**: výkonu, v r # » i i .sišteru t e p l a , pre»-*;: Tvt-'.t d á l e v xa» lšt*»?».í r4ci»M'.::(-ř. : - í > v - : r : ". r - r : a s a e i í h ! ivest i s l o ž i t ý c h тгь:*г«*к:чт. s - . s ' . t v .
Vy-azi* í | а 4 е г л ё e n e r - í i e pro výrobu R izkopetenciálni.tí» t e p l a z'~r.:l-a te;-í--t.i :. i *m Í4"0"V ' zahrnuje ? i s t y гж*<6 £ l c e l k o v é spotřeby prinárs-.i ---»'м;г i ».-s"ty":--т-- г -:r..f.:t é m o ž n o s t i , v s r v í r«№ ргл c e n t r a l i z o v a n é zás^betií t e p l e m . Sroeř sek* >r: ."'.""" r *.;t y t nizk<»potenciáiai t e p i o v y u ž i t o t é j srí» n ě k t e r é průmyslové obory» - а : . - . т - - - ~ sj»» o e l a l ' - z y . t e x t i l u , p o t r a v i n i nekter-*1 -Jseky chemické techmo l o«- s e . Г * т . . .k ; ~ í o r - . i e i o b r . •*. К výrob»» - l i z k o p o t e n c t i l - í í h o t e p l a j e JBCT s e pocit.» zejména s Plť"* pro j e j i c h k----ist rukcrií л provozní h l e d i s k a . P o č i i i r e a k t o r y , h l a v n ě pro j**ber:-*» v ý t o p n y . V
M Ž Í M p o u l i t rúzaé typy reakv»rů. '" •••-'.'<•/••s p o l e h l i v o s t , schopnost r«4-v!*ce •- —;: -.-.-. s e také s v-.rsř»i r e a k t o r y . t»-rk/»v -:-.:'.-: jextné d-ímoKS* rač-ii * *áerr> JE'T i- I -.-::-
г г-.-.---.Iěh«» r e a k t o r u . Jaderný t e p l á r e n s k y zrfr.*j mxsi s p o l e h l i v é * bezpeč--*- pracovat r - •:-..i.<-s. -:.:- •-• vysoká k o n c e n t r a c e « S í r a *epla_ ní byt -. ITIÍ-ÍI «- základním z a t í ž e n i a т.**-. •: :• -.--,: - :k nadměrným požadavkům na přenes а Г А П > 1 t e p l a . ."> . H í e z i t é včasr.ě -siár.'-.-.tr.:' т..---- . a o b l a s t n í c h xáim" a j e j i c h vazby na jaderný z á r o ; . 1 --%-::-> irkých r.l-•.-,$-••: •• v č a s rozho-íov.tt o « t ř e p ř e s t a v b y stává» í«-ich k*. as i srky cř. z:ir-»-":» •> »rťr.4Si-.-r -- i : . voda. p í r a nebo j i n é / , t e p l o t n i a spádu, tcšeni odběru a roz'->í-s t e v i a , -r:-';> : . •••_•stavby / M á zemí nebo pod zemi,', š p i č k o v ě a -.ahradsi dodávce i r i s . skl.i i--vá-: *--: --. a ; . Velmi d ů l e ž i t ý » faktorem pro konce»*.-ni rozhodnuti o t e p i á r e - s k é 5 ••::;: ivť -.-• : .; s hovar.ý ekonomický e f e k t , r e á l n i cena a i lo-uh ч5-:»ý renový vy v 4 dodávek t e p l a . t : r . s r i v y u ž i t í jaderných zdroj-j pro výrob» t e p i.: jsou p r o t o předměte*- o p t i m a l i z a c i . T e p l á r e n s k é s o u s t a v y j s o u ekonomicky výhod-.é s.'s výrobe velkého яя'-žstvi t e p l a .1 jťn v o f c ' a s t e c h , kťi* h u s t o t a v y t á p .: není r-.izsi než koeercne z*iův.>i.;ite"-.Á rsoz ' ^ * i 2 5 G.I/k-.-. h ' , při cesii pří nzhorf..vá>.i 'e nutno přihlédnout k ;;ve.íer.ý= cetr.yo k o l n o s t e m . Fozvaha rfvou andeb' CZT * % - \ii±ítía konbinované výroby t e e l • 1 « ! . v . * r : — v kombinovar;^ k l a s i c k / /2зс*00 : К , O l e y , nebo jaderné '1JOO "W Pí»» -r.-r.i;. :r :. ks» ho'k«" '->.'.-/ *>°C v e d l a ,'1-i ' k náklad;o> 2.*J D?!/GJ r e s p . l , * 7 IW.4TJ. te.iy ->• : : pech jaderné c e n t r á l y .
-
V y s o k o p o t e n c i á l n í t e p l o p ř e d s t a v u j e d a l š í velkou a o ž n o s t v y u ž i t í jatierr.yc-. z i r - " . . zejména v chemické t e c h n o l o g i í nebo v h u t n i c t v í , t o t o je vsak zatím c e l o s v ě t o v é p . i r : neno d a l š í m vývojem v y s o k o t e p l o t n í c h p ř í p . rychlých r e a k t o r ů . Zapojení t ě c h t o rt-ak? -•rú nro r>růisvslové uče Iv vyžaduje ř e š e n í koncepčních otázek d a l e k o s á h l é h o f z s . i h , : . IV. Z á k l a i n í problémy odběru t e p l a při kocninované výrobe obecně a z JEffT Tepelné e l e k t r á r n y obecně jsou normálnc řesteny pro provoz s kondenzačním ?ur"•;-..*mí. R a c i o n á l n ě j š í v y u ž i t í primární ener*»ie je p ř i kombinované výrobe e l e k t ř i n y •% t»'pl.». K'.r>.'lenzacní t u r b i n a zpracovává tepelný »r>ád na co n e j n i ž š í p r o t í t l a k dsný absolutní?! tl.íkem v p a r n í » kondenzátoru umístěném obvykle pod výstupy t u r b i n y . Tento t l a k býv-t v ě t š i n o u 4-fi kPa. Kondenzační turbina má p r i velkém tepelném spádu velký počet stupr,-":, p o s l e d n í znacnyer. t-zmerú vzhledem k velkým objemům n í z k o t l a k o páry / í o - j l к / k e / л wá u velkých výkonů vícenásobný v ý s t u p Bývá vybavena n ě k o l i k a neregulovanými .«dbery páry k r e e e n e r a r i t e p l a n a p á i e c í vody. .Slouží téměř vyhr>*tne k pmnnu e l e k t r i c k é h o даnerátoru v t e p e l n ý c h e l e k t r á r n á c h p r a c u j í c í c h do e l e k t r o r o z v o d n é s i t e .1 p r o t o jeji'-h r e a u l a c e musí j»r 1 zméne z a t í ž e n í s t r o j e m l n o v í t k o n s t a t n i o t á č k y .
7
i;::mii i r-.í-.v.1:1.1 .^ická centrála se lisí od kondenzační tepelné elektrárny převáž né v koncepci яс undární části odběrem tepla z turbin. Základní turbinové jednotky se vnlí jako komienzační odběrové, protože se předpokládá poměrné dlouhá doba jejich elektrírenského Drovozního režimu, klade se požadavek na vysokou ekonomii v čistě kondenzačním provozu. Jedna z hlavních technických otázek řešení odběru tepla se týká volby typu turbi ny. Přednost se dává kondenzačním turbinám s neregulovaným odběrem tepla, které mají blízko к stondardním kondenzačním turbinám. Toto řešení pro ohřev topné vody má před nost v tom, že není nutné dělat změny v regulaci a provozu turbiny a může být použita stávající konstrukce. NT díl potřebuje pouze menší změny v lopatkování a v rozměrech odběrového potrubí. Odběr tepla vzhledem к výkonu soustrojí je relativně malý a je prováděn různě /obr. 7 a 8/. Náklady na změnu řetení .jsou nízké /udává se 16,20 а ЗО JS/kW/. Návrh koncepce kombinované výroby s odběrovým soustrojím 250 MW podle návrhů šís pro zapojení к reakto ru WER-440 je v obrázku 9. Diagram tepelného cyklu duobloku JEOT s WER-100O a dvěma 500 MW turbinami podle polské informace je v obr. 10. U protitlakových teplárenských turbin se veškeré teplo z výstupu používá к ohřívá ní vody bez kondenzace /obr. 11/. Použití samotných protitlakových turbin pro permanentní odběr tepla je při dnešní velikosti energetických reaktoru a při minimálním odběru tepla v letním období zatím nereálné. V některých případech /švédské poměry/ se ponechává otevřená možnost volby protitlakových turbin, např. u velkých projektů, pokud by mohlo být veškeré teplo ze standardizované jednotky absorbováno. Nabídka těchto strojů na trhu bude však pravděpodobně jen malá. Francouzská EdF favorizuje malé standardní protitlakové turbi ny jen jako doplněk ke standardním turbinám se studenou kondenzací /*\/ 10% celkového tepelného výkonu/. Přitom jsou možná různá variantní řešení. Ekonomická rozvaha dokazuje, že pro stejné tepelné zařízen' vyžadují protitlakové turbíny napájené parou z by-passu /obr. 12/ nižší investiční náklady než turbiny napájené z potrubí ostré páry. Protitlakové turbiny mají provozní výhody jmenovitě při částečném zatížení, proto že pára nepožadovaná pro vytápění může být využita к výrobě elektřiny v kondenzační turbině. Protítlaková turbina umožňuje regulaci odběru tepla v souladu s požadavky na teplo. Podíl relativné malého alternátoru protitlakové turbiny na energetickém systému je pouze okrajový. Oroveň protitlaku může být pružně volena v souladu s charakteristikami otopného systému resp. podle notřeb odběratelů tepla. Extrakčně - kondenzační turbosoustrojí dovoluje do jisté míry měnit výkony MWe/MWt. Hlavní předností kombinované výroby je proto mr.-nší závislost provozu zdroje na poža davcích odběru tepla, vyšší využití zdroje, "yšší tepelná tíčinnost nrocesu a sníže ní množství odpadního tepla a tím nákladů na chlazení. Teplo chladící vody kondenzá torů může být hospodárněji využívané, což může vést za určitých okolností к úsporám chladicích věží, snížení investic a zlepšení produkce v některých národohospodářských oborech /zemědělské projekty, rybářské farmy, odsolování/. Podmínkou pro tyto záměry je však, aby byla zajištěna celková potřeba chlazení pro elektrárnu. Výho dou jaderné energie pro výrobu elektřiny a nebo tepla je schopnost soutěžit s klasickou výrobou při dnešních cenácf. fosilních paliv. Platí to pro případy velkých výkonů, výhoda však rychle mizí, jestliže se podstatně snižuje počet provozních hodin v roce, V současné době nejmenší instalovtná jaderné jednotky mají výkon 600-700MWe /v CSSR tč, 440 MWe/ a jestliže by veškerá pára byla odebírána v protitlakém provozu,
8
dosáhle hv se vvkonů 1280-11310 MWt. Takové množství bylo by ovšem mcžr.o využít jer. v oblastech s vysokým osídlením. К tomu by musela být již к dispozici oblastní teplá renská sít a koordinováno vyv... i i í tepla z oblasti /pro základní a špičkové zatížení/. Protože požadavky SCZT se týkají převážně zimního období, musí se turbiny řešit jako extrakční/ kondenzační, a tak reaktor může být udržován v plném provozu i v do bě omezené spotřeby páry. Již před olejovou krizí se soudilo, že JEOT mohou být ekonomicky výhodnější než konvenční, jestliže jsou v provozu déle než 7000 h/r/ při dnešních cenách paliva je to dokonce 300O-40O0 h/r. V zásadě je možné pokrýt potřebu teplorozvodnč sítě v rozsahu kapacit 349-2326MJ/s a výstunních tenlot horké vody 373-453 К /lno - 180°C/ při použití různého uspořádá ní tepel noho okruhu. К dosahování vysokého využití zařízení je třeba základní zatížení odebírat z JEOT s výkonnými reaktory a špičkové zatížení z klasických zdrojů v blízkosti hlavní kon centrace uživatelů. Napájení sít-> oblastního vytápění z JEOT ukazuje se neekonomické pro kapacity < 349 MJ/s v důsledku velkých vzdáleností jaderných zdrojů. К tomu všemu je nutno uvažovat růz,'é ekonomické a provozní okolnosti. Otázky ekono mie se dotýkají rozdílnosti období výroby elektřiny a tepla, ztrát elektřiny spjatých s dodávkami tepla, rozsahu požadavků na dodávky tepla na bázi denních a ročních cyklů, dálkové dopravy tepla, rezervních kapacit aj. Přitom je nepravděpodobné, že by pro vozní možnosti JEOT vždy dovolily harmonické sladění dodávek tepla a elektřiny. V práci Deustera a Zenkera /1-3/ jsou prostudovány možnosti NSSS-PWR tepelného vý konu 3782 MJ/s pro kombinovanou výrobu elektřiny a tepla při odběru páry z nízkotla kých turbin příp. při zavedení samostatné teplárenské turbiny. Daný PWR s turbogenerá torem zahrnujícím vysokotlakou a dvě nízkotlaké turbíny může dát 'v1300 MWe. Byl zvolen standardní PWR přednostně před BWR s ohledem na doplňkovou bariéru proti ra dioaktivitě poskytovanou sekundární smyčkou PWR. Jinak koncepce využívá situace u běžných konvenčních elektráren. Parní okruh uvažované jaderné elektrárny s PWR bez odběru tepla byl charakterizován těmito údaji:
HW
kg/s ostré
3782
1929
ПРа
К
páry
6,86
513
MPa v konden. /fcez odběru/
0,0083
Teplota Počet reg Otáčky El.výkon turbiny'bez К vstup. stupňů odběru/ s _l chl.vod}
/.<">
297
1303
" při jednostupňovém odběru fáry se požaduje nejmenší počet změn, aby bylo možno provést úpravy v již provozované jF odoérem tepla z přepadového protiproudu na skří ni nízkotlaké turbiny.Tepelný výkon je omezen poklesem tlaku v místě odběru páry. Tento efekt zvyšuje namáhání prohlední řady lopatek před místem odběru a zvyšuje též rychlost páry ve výtokovém potrubí vvrvkotlakého úseku. Teoelně mnohem účinnější je několikastupňový odběr páry. Změnou rozměrů odběrových průřez" je možno z nezměněných turbin odebírat páru pro různé možné aplikace. Pro odběr tepla z velkých elektráren má zásadní význam termodynamická rozvaha výs tupních teplot dosažitelných v různých stupních odběru tepla a jak je ovlivněn elektric ky výkon odborem tepla. Tyto vztahy podávají pro PWR obrázky 5 a 6. Pokles teplot se vzrůstajícím odběrem tepla je důsledkem poklesu odběrových tlaků při vzrůstajících odběrových objemech. Křivky pro turbiny JE s LWR jsou méně strmé,
9
než pro jiné typy JE /s HTR/. Je to dáno potřebou většího objemu ostré páry. Elektrický výkon elektrárny při odběru páry klesá, protože veškerá pára nemůže kon denzovat na kondenzační tlak. Současně se zmenší tepelné zatížení kondenzátoru, což vede ke zvýšení tlakového spádu u nízkotlaké turbiny. Termodynamicky nejméně přízni vý je případ jednostupňového odběru. U několikastupňového odběru počet stupňů a tím nejvyšší odběrový tlak určují pokles elektrického výkonu. Různý gradient křivek je způsoben změnou účinnosti hlavní turbiny a vyššími ztrátami tlaku v odběrovém prů řezu a připojovacím potrubí. Celkové investice na jadernou elektránu s PWR-1300MWe s kondenzačním provozem se odhadují na *\/ 1500x10 Mk ,\Ч1Ь/. Doplňkové náklady na elektrárnu s odběrem tepla pro SCZT představují v rozsahu odběrů 349-1163 MJ/s pouze /x/1-5% celkových investic.
V. Teplárenské sítě Jednou z hlavních částí teplárenské soustavy je teplárenská sít, která tvoří komplex objektu a zařízení pro dopravu tepla z daného ústředního zdroje ke spotřebite li. Doporučuje se řešení soustavy co nejjednodušší, nebot tím je levnější a provozně výhodnější. Základním požadavkem na tepelné sítě je dlouhodobá spolehlivost přenoso vých a rozvodných systémů. Navrhnout univerzální řešení vyhovující různorodým poža davkům je technicky neschúdné, jsou nutné četné kompromisy určované různými parametry. Dodávka tepla z kombinovaného jaderného zdroje přichází v úvahu v podstatě ve dvojí formě, jako teplo v horké vodě pro SCZT nebo jako teplo v páře,hlavně pro prů myslové účely. Zatímco v prvním případě jsou požadavky v celku jednotné, požadavky na parametry technologické páry mají poměrně široké rozpětí 0,3 - 2,0 až 3 MPa. Pokud jde o SCZT, převládá názor, že horká voda má pro větší vzdálenost přednost před párou a že pro velké dopravní vzdálenosti a konvenční typy potrubí je třeba dát před nost vyšším teplotám horké vody. Pára má výhody při krátkých vzdálenostech a jako teplonosné medium v případech, kdy základní potřebou tepla v dané oblasti je technologická pára o vyšším potenciá lu a kdy sezónní potřeba tepla v SCZT není velká. V řSSR se postupně rozrostly parní teplárenské sítě i nro SCZT jako důsledek původního obecného rozhodnutí. Přenos tepla v SCZT se provádí s výhodou horkou vodou teploty optimalizované podle přenosové vzdálenosti. Řešení přenosu tepla pro SCZT je spjato s velkými kapitálový mi investicemi. Vzdálenost mezi tepelným zdrojem a spotřebitelským místem má být co nejmenší, předpokládá se použití nejracionálnějšího zdroje a u jaderných reaktoru spolehlivost provozu a jaderná bezpečnost. Voda jako topné medium pro SCZT má výhodu v tom, že může být tlakována /výšepostavenými expanzními tanky, speciálními tlakovými čerpadly, nekontaminovanou parou aj./ i v případě, že je čerpací stanice mimo provoz. Tím je zajištěno, že tlak v distribuční síti je vyšší než v okruhu odebírané páry. Nebezpečí znečištění parního okruhu vodou z horkovodní sítě může být eliminováno přísnými požadavky na kvalitu oběhové vody, použitím vhodného materiálu na kvalitu trubek ohříváků aj. Ve srovnání s párou má horká voda tyto další výhody: a/ větší, měrná teplárenská výroba elektrické energie b/ zachování kondenzátu v teplárně c/ možnost centrální regulace základní potřeby tepla lických stav'' d/ vyšší účinnost
10
změnou teplotních nebo hydrau
e/ vyšší akumulační schopnost vodní soustavy f/ vodní sítě jsou vhodnější pro údržbu Volba hospodárných parametrů oběhové vody je vázána na energetické a dopravní podmínky a musí být stanovena ekonomickou rozvahou minimálních provozních nákladů. Pro SCZT se počítá s teplotou oběhové vcdv pro malé teplárenské soustavy --чЛ 30/70 C, pro st-řední a ve'k<_' soustavy -v 150/70°C, v severských zemích a NSR je trend spíše klesající /110°C/. Zvýšení teploty vody v přívodním potrubí tepelné síté zmenšuje teplárenskou výrobu elektrické energie, což vede к větší spotřebě paliva, na druhé straně zvětšuje teplotní spád v tepelné síti a střední teplem zařízení přímo zapo jených na tepelnou sít, což zmenšuje množství oběhové vody v tepelné síti, ф potru bí tepelné sítě a výhřevnou plochu zařízení odběratelských soustav. Podle různých studií a zkušeností s provozovanými teplárenskými sítěmi mění se limitní ekonomicky zdůvodněná transportní vzdálenost pro horkou vodu 160°C zhruba jako 0,4 mocnina transportovaného tepelného výkonu. Za předpokladu spotřeby 1,5 MWt na 1 obyvatele vytápěné oblasti odpovídají výkony transportované na různé vzdálenosti populaci podle obr. 13. Distribuce horké vody se provádí potrubím /obr. 14/. Pro větší průměry potrubí Švédové uvažují o podpovrchovém uložení v betonových kanálech zajištěných proti spodní vodě, pro malá potrubí o individuální ochraně potrubí smaltováním, umělými hmotami nebo asbestem. Nové typy nekorodujícího potrubí slibují zlepšení ekonomie transportu redukcí transportních a distribučních nákladu, předpokládají se však značně nižší teploty dopravovaného media / л* 98 С/. Uvažuje se o různých alterna tivách dálkového přenosu nízkoteplotního tepla, zejména o nekorozních materiálech propotrubí jako uměle hmoty zpevněné skleněnými nebo ocelovými vlákny a předpjatý beton, o skalních tunelech bez potrubí. Využití tepla z jaderných zdrojů vyžaduje většinou řešení delších napáječů. Jako zásadní koncepci konstrukčního řešení je nutno požadovat pozemní vedení, které je investičně nejlevnější. Představuje vedení potrubí těsně /min. ЗО cm/ nad zemí, na nízkých sloupcích a je vhodným řešením začlenění do krajiny /obr. 15/. Dá se staveb ně provádět na společných podpěrách pro přr"-dní a vratné potrubí, na samostatných sloupcích i na pilotách. Osovým /hydraulickým/ kompenzátorům se dává přednost před ohýbanými U-kompenzátory. Obecně je možno konstatovat, že dálková doprava tepla není problémem technickým, nýbrž ekonomickým a v určité míře i estetickým. Pro veliké transportní vzdálenosti se uvažuje o chemických přenosech tepla, v některých případech o využití transportu tepla lodí nebo motorovými vozy. Konkrétní úvahy o dopravním systému byly podány pro švédský projekt Fors.narkUppsala-Stockholm. Předpokládá se zde přenos 2390 flW tepla při teplotě vody v rozvod né síti 165/65°C ocelovým potrubím 0 1500 mm /úsek Forsmark-Uppsala/ a 0 140O mm /Uppsala-Velký Stockholm/. Ko'em 60% potrubí se předpokládá uložit v betonových kaná lech a zbytek 40% v skalních tunelech. Podobné řešení je předpokládáno pro finský projekt Kopparnass. Náklady na potrubní systémy pro dálkovou dopravu tepla jsou silně ovlivněny různými okolnostmi. Uvedme příkladem různé vztahy. Švédské údaje o nákladech na potrubí konvenční a moderní jsou uvedeny v obr. 16. Porovnání celkových nákladů na výrobu, přeměnu a dopravu energie ve formé elektřiny, páry a horké voc?y pro ekonomické podmínky NDR v závislosti na vzdálenosti od zdroje jsou v obr. 17. V obr. 18 jsou podány celkové náklady na dodávku tepla z JEOT pro tři různá
11
maximální tepelná zatížení za použití optimálních teplot vypočtených pro různé transportní vzdálerosti a jednotlivé systémy, čím je větší transportní vzdálenost, tím je menší procento maximální požadované dodávky, která by měla být kryta centrá lou v základním zatížení a tím je vyšší teplota dodávky. Konvexní tvar křivek je důsledkem vzrůstu teploty se zvyšováním transportní vzdálenosti, protože progresiv ně klesající průměry potrubí redukují specifické náklady na potrubí a tím gradient křivek. Obrázek dokazuje, že velké transportní vzdálenosti jsou oprávněné pro velké systémy, které umožňují využití tepla z jaderných centrál umístěných hodně daleko od urbanistických spotřebitelských míst. Měrné náklady na teplo předávané spotřebiteli ve formě horké vody nebo páry v závislosti na dopravní vzdálenosti podává Oesterwind v obr. 19. Celkové náklady na dodané teplo v závislosti na teplotě horké vody jsou v obr.20. V ČSSR jsou jíž s dopravou tepla ve formě páry nebo horké vody značné zkušenosti. Již delší dobu jsou v úspěšném provozu tepelné napáječe v délce mnoha km /4-19 km/. Potrubí pro tepelné sítě je v ČSSR běžně zajištěno do Js 1200. Větší potrubí /do Js 1400 event. Js 1600/ jsou i v ČSSR řešitelná, nutno však zajistit doplnění řady armatur a osových kompenzátorů. V SCZT je uvažováno někdy o skladování tepla. Umělou akumulací tepla jsou zejména akumulační baterie a využívání přirozených akumulačních schopností samotných tepelných napáječů. Horkovodní akumulátory /obr. 21 /1-16/ jsou řešeny jako vertikální, velko rozměrové tlakové nádoby pracující na výměnném principu /0 2-4 m, výška 20-40 m/. Akumulace v horkovodním rozvodu spočívá ve využívání horké vody o teplotách v pří vodním i vratném potrubí vyšších než je normální teplota, potřebná pro přenos poža dovaného tepelného výkonu. Tepelná akumulace dovoluje někdy pokrývat celý průběh zatížení soustavy JEOT, včetně špičkové a nouzové potřeby. Může to činit kolem 15% maximální potřeby a přispívá to к úsporám kapacit fosilních zdrojů příp. к regulaci odběru páry a regulaci výroby elektřiny z jaderných zdrojů. Byly též studovány a vyvinuty podstatně levnější metody skladování tepla než jsou dnešní ocelové akumulátory. Ve švédsku, Francii, USA aj. se uvažuje o různých mocnos tech skladování nízkoteplotního tepla v bazénach nebo v podzemí pro krytí sezónních špiček. VI. Spolehlivost a bezpečnost pro jadernou teplárenskou soustavu Požadovaná dodávka tepla z jaderné teplárenské soustavy musí být zajištěna pro spotřebitele, pokud jde o množství i požadovaný potenciál, s vysokou provozní spo lehlivostí. Spolehlivost dodávky tepla z jaderného zdroje pro krytí celého nebo zá kladního zatížení je ve spojení se zajištěním radiační a obecné bezpečnosti klíčovým problémem zavádění SCZT. Rozumíme jí vlastnost soustavy plnit požadovanou funkci v průběhu stanovené doby i zachování provozních parametru v mezích daných technic kými podmínkami. Je popsána různými, přesně určenými ukazateli jako pohotovost tepel ného výkonu, poruchovost .zařízení, jeho životnost aj. a kriteriem hodnocení je ekono mický dopad. Při tom je nutno SCZT s využitím jaderného zdroje posuzovat jako celek, tj. od reaktoru až ke spotřebiteli tepla /bytově-komunální konzum a průmysl/. Jde o komplexní problém dotýkající se širokých provozních, technologických, technických a ekonomických hledisek velké teplárenské soustavy. Zásadní vliv na snolehlivou dodávku terala z JEOT má počet blcků. Podstatného zlepšení provozuschopnosti z hlediska dodávky tepla se dociluje řešením s dvěma příp. několika bloky proti jednoblokovému provednní. Uspořádání jaderného zdroje musí vycházet
12
z použiti provozně ověřeného typu reaktoru i ostatních komponent primárního jkruhu. Různé koncepce sekundárního okruhu JEOT mají různou Úroveň provozní spolehlivosti určovanou hlavně pravděpodobností výskytu rozdílných kategorií poruch. Pro americké jaderné elektrárny z r. 1971-1977 jsou hlavní příčiny poruchovosti udávány v o celkového trvání výpadku /přes lOO h/ takto /13.S.55/: turbiny я prís] 30,fi7% parní rtencrátory . . . . 25,09 hlavní cirkul.čerpadla . 13,18
kondenzace napájení . . bezpeč, systémy
reaktor s prísl
potrubí . . elektroinstalace
7,51
6,29% 6,11 3,94 3,68 3.53
Problematika 3CZT předpokládá umisEování tepelných zdrojů v blízkosti nebo přímo uvnitř předmětné oblasti, protože přenos tepla na velké vzdálenosti není obecně hospo dárný. JEOT na rozdíl od JE je z ekonomických důvodu /zejména vysokých nákladů na dálkový přenos tepla proti relativně levnější elektrorozvodné sítě/ daleko více svá zaná se spotřebitelským místem, z čehož vyplývá snaha po její výstavbě i v hustě osídlených oblastech. Na druhé straně vystupuje do popředí zajištění obecné bezpeč nosti a čistoty životního prostředí těchto oblasti při normálních a zejména při hava rijních podmínkách provozu. Dlouholeté zkušenosti z provozu jaderných elektráren, zejména s LWR dokazuji, že po dlouhé době provozu nedošlo к takové havárii a ohrožová ní životního prostředí, kde by bvly překročeny dávky radioaktivního záření stanovené současnými předpisy pro ochranu obyvatelstva. Daleko vážnější je velmi škodlivé zamo řování okolí produkty spalování organických paliv, kdy koncentrace těchto produktů /H2S - popílek/zhusta překračuje normy až do 10 к и a přesto nebyl vymezen pro klasické zdroje v zájmu životního prostředí sanitární prostor. Podle předpovědi se uvolní do atmosféry v roce 20OO z klasických centrál o výkonu 5ТИ ročně 450Tg H,S a 1500Tg po pílku, což představuje až loti násobek dovolených koncentrací. Za předpokladu téhož výkonu jaderných centrál se odhaduje, že průměrná roční koncentrace nebezpečného Sr-90 by b\\a 400-500X nižší než povolená mez. Bezpečnost jaderně-energetických zdrojů v podmínkách normálního provozu i v přípa dě maximální projektové havárie /příčné prasknutí primárního potrubí/, na kterou mají být zaměřena technická bezpečnostní opatření, je zhusta požadována do značné vzdálenos ti jaderných zdrojů od hustě osídlených oblasti. Jsou uvažovány i značné vzdálenosti 15, 25 až 40-50 km /2-13/. Jako rozhodující zůstává správné hodnocení radiační situace v okolí pro případ havá rií, znalost procesů uvolňování radioaktivních produktů z paliv v daných podmínkách, podrobný rozbor těchto procesů a v zájmu udržení čistoty životního prostředí zajišťo vání bezpečnostních a radiačně hygienických kritérií pro lokalizaci jaderných zdrojů především tzv. vnitřním technickým bezpečnostním opatřením,/zejména ochranná obálka, havarijní chlazení aktivní zóny, sprchový systém obálky, podložené provozní předpisy apod./radiačně hygienická kritéria jsou v Č3SR v podstatě v souladu s doporučeními ICRP dána vyhl. MZd ČSR č. 59/72 Su. resp. MZd SSR č. 65/72 Sb. a jsou pro normální provoz a projektovou havárii uvedena v tomto přehledu:
13
Normální provoz
Projektová havárie
Jiná opatření
Nesmí se překročit mezní dávka pro jednotlivce z řad obyvatel stva /SOOmrem/ Nesmí být překročena směrná hodnota kolektivní dávky 4man-rem/MWe
Nesmí se překročit u nej více ohrožených jednotliv ců v okolí hodnoty: 25 remň pro c«lé tělo, 150" pro štít.žlázu dosp. 75 " " " " u dětí Nesmí být překročena hod nota součinu:
Vyhlášení stavební uzávěrky pro ci2Í objekty
kolekt. dávka pro normální provoz x doba životnosti jaderního zařízení
Důležitým faktorem bezpečnosti provozu .TEOT je ochrana horké vody určené pro vytáoění proti radioaktivnímu zamoření. Sít horké vody musí vyřešena tak, aby tlak v ní byl vždy vyšší než tlak v extrahovaném parním systému. Za tohoto stavu nemůže dojít к tomu, aby štěpné produkty z turbinového cyklu přešly do teplárenské sítě. V BWR jsou pára i napájecí voda v turbinovém cyklu vždy radiokativní. U PWR muže dojít při vadě v parogenerátoru к menším radioaktivním linikům do turbinového cyklu, čemuž musí být bezpečně zabráněno. Není-li zajištěn spolehlivý provoz parní bariery, musí být realizován přechodný okruh mezi radioaktivním systémem a horkovodním systé mem, zejména u BWR. Jaderné zdroje jsou vyvíjeny, vyráběny a budovány na vysoké technické a technolo gické úrovni, podložené normami a vážnými právními předpisy, jež jsou podkladem pro úřední schvalovací řízení. Jsou však od 60 let v četných zemích předmětem protijaderné kampaně, polemik, kontraverzí i opatrnosti při jejich schvalování. Takto zdrženlivá schvalovací řízení negativně ovlivňují rozvoj jaderné energetiky a dokonce i schopnost jaderných zdrojů soutěžit s klasickými centrálami. Z dosud nedostatečně průkazných argumentů o radiační bezpečnosti je téměř ve všech zemích umisEování jader ných zdrojů přímo do měst prozatím pozdrženo, dokud se nezískají hlubší provozní zkušenosti. V těchto směrech jsou podnikána různá koncepční opatření, jež mají podpo řit zmírnění povolovacích procedur. Z nich uve3me zejména řešení malých, jednodušších reaktoru a používání železobetonových nádob pro tlakové nádoby reaktorů, u kterých se předpokládá, že odstraňují nebezpečí náhlého, křehkého prasknutí ocelových nádob. Pokud jde o eventuelní výstavbu jaderných zdrojů v podzemí v blízkosti spotřebitelské ho místa, je nutno zvážit, že náklady s tím spojené mohou být větší než náklady z titulu velkých vzdáleností pro přenos tepla.
VII. Jaderné teplárny a výtopny. Tepelná čerpadla Jaderné teplárny a výtopny /kotelny/ jsou určeny к těsnému situačnímu zapojení jaderného zdroje na spotřebitelské urbanistické oblasti, do nichž by bylo nákladné dopracovat teplo z JEOT. Jejich jaderné reaktory jsou jednoduššího typu a nižších výkonu než pro JEOT. Jednoduché konstrukce, jmenovitě za využití nízkého tlaku, mají spolehlivě zajištovat bezpečnost a čistotu životního prostředí za normálních a mimo-
14
rádných ptuvodilícíi podmínek. Tyto menší jednotky by mohly uspokojit potenciálně ve liký trh. Reaktory této koncepce redukují ve srovnání s velkými reaktory pro JEOT investice na projekt a tím finanční riziko. Mohou být schopné Konkurence s kotelnami na fosilní palivo, jestliže je zatížení dostatečně veliké д jsou-li zdůvodněně blíz ká spo-irebitelská místa. Je možné., ze již samotný menší výkon povede к poněkud těsněj ší vazbě na spotřebitelská centra než to dovolují velké reaktory JE nebo JEOT. Zatím existuje široká paleta týní těchto reaktorů: Typy 1 . Redukované
standardy
Země
V ý h o d y
USA, Kanada, SSSR
Využití zkušeností a komponent pro velké typy Kompaktnost, redukce stavebních investic Integrita, možnost těsnější lokalizace
LWR a HWR 2. Integrované kompaktní Francie, NSR,USA PWR 3. BKR s reaktorovou nádo SSSR bou z předpjatého betonu
Zmenšené modely standardních LWR a 4WR mají výhodu v tom, že mohou využívat zkuše ností i komponent standardních jednotek velkých výkonů. Integrální nebo kompaktní PWR byly původně vyvinuty pro pohon lodí. Redukují stavební i jiné náklady proti velkým nákladům na velké jednotky, pro něž je integrální koncepce obtížnou. U BWR se železobetonovými tlakovými nádobami jsou proti reaktorům s ocelovými tlakovými nádo bami předpoklady pro jejich možnost lokalizace blíže ke spotřebitelským centrum. Nízkoteplotní reaktory jsou někdy označovány též jako bazonové, ačkoliv nejde o netlakové zaplavené bazénové reaktory v původní verzí. Jsou dva typy těchto reaktoru, podle francouzské a švédsko-finské koncepce. Obě verze mají hlavní komponenty uspořádány v nízkotlaké nadnbě. Náklady udávané pro francouzskou verzi /THERMOS/ jsou natolik nízké, že systém C T pro město střední velikosti by byl soutěže schopný, jestliže bu de možnost zdroj situovat v blízkosti spotřebitelského centra. Význam tohoto hlediska se zvyšuje ještě více u švédsko-finského řešení /SECURE/. Řešení JV s jednoduchým, levným reaktorem dostatečně bezpečným pro těsné situování vzhledem ke spotřebitelské lokalitě je atraktivní a může být cenným doplňkem velkých JEOT. Mělo by pokrývat po třeby menších měst, zatímco velké JEOT by měly být aplikovány na velká města a oblasti. Mohlo by být i reservou pro velká města v době, kdy rozhodování o velkých JEOT vázne. Nemůže ovšem využívat palivo tak efektivně jako velké centrály s odebíraným, nebo odo^dovým teplem, umožňuje však nahradit nedostatkové klasické palivo jaderným pali vem ůpod. Použití specializovaných jaderných reaktoru středního nebo malého výkonu v teplá renském režimu má tedy tyto výhody: - mohou být projektovány na nižší parametry, což vede к větší spolehlivosti a bezpeč nosti , - možnost přiblížení к oblastfim s velkou spotřebou tepla, - rozšíření možností pro centralizované vytápění menšícn oblastí, - možnost snazšího zdvojování a propojování, - ekonomika jaderných centrál se obecně zlepšuje s rostoucí spotřebou tepla a s lepším ročním využitím. Tím se může do jisté míry zlepšit soutěživost menších jaderných cen trál. V poměrech ČSSR se nedá počítat s vlastním vývojem těchto specializovaných
15
. i:torů a jejich potřebu bude nutné kryt osvědčenýn sovětským standardem. Topelná čerpadla /obr. 22/ poháněná jadernou energií jsou vhodná pro dodávky tep. bi v případech, kdy jde o malá tepelná zatížení, malé teplotní rozdíly mezi místy pře dávání л odběru teplo a blízká spotřebitelská místa. Dodávají teplo z prostředí stu denějšího do prostředí teplejšího pomocí hnací energie, v tomto případe elektřiny z jaderného zdroje nebo páry z malého reaktoru /obr. 23/. Ле uváděna jejich aplikace u skleníků, které by využívaly tepelných čerpadel jen v základním zatížení a přitom by se zabránilo jejich použití ve špičkách. Jinou aplikací jsou provoz-' využívající odparného procesu. Pozoruhodné je použití tepelných čerpadel u returní vody ze SCZT ke zvýšftní kapacity dopravního potrubí. VIII. Ekonomie dodávek tepla z JEOT pro teplárenství Pro výrobu elektřiny z komerčních konvenčních i jaderných elektráren jsou již známé četné realistické rozbory nákladů. Naproti tomu podobné rozbory pro JEOT jsou dosud jen teoretické, nedoložené potřebným zkušenostmi z výstavby a provozu. Odběr tepla z JEOT vede ke ztrátě v produkci elektřiny. Margen uvádí hodnotu 0,1 O,17 kWh elektřiny/kWh využité tepelné energie /obr. 24/. Pro vyšší teploty chladicí vody /např. z chladicích věží/ a menší odběry je tento podíl nižší. Jestliže náklady na výrobu elektřiny činí 25 mil/kWh a ztráty jsou mezi 0,1 - O,17, pak celkové náklady na výrobu tepla v elektrárně budou cca /0,1 - 0,17/ x 25 +0,2=2,7 - 4,5 mill/kWh, což je velmi málo ve srovnání s náklady na teplo vyrobené spalováním fosilních paliv. Naproti tomu velké JEOT bývají daleko od urbanistických oblastí zásobovaných teplem a pak se staví doprava tepla vitální stránkou dodávky tepla. Při zavádění JEOT jako tepelného zdrojn pro dodávky nízkopotencionálního tepla je třeba vycházet z těchto základních výhod: - účinnější využití tepelné energie reaktoru při kombinované výrobě /úspora energie/ - zmenšení zamořování okolí zplodinami hoření a snížení odpadního tepla /ochrana životního prostředí/ - zmenšení nákladu na palivo /ekonomie paliva/ - použití jaderného paliva místo deficitního topného oleje /nezávislost/ V další ekonomické rozvaze podle Tinma /1-22 ^e uvažují LWR jako nejrozšířenější jaderné zdroje pro výrobu elektřiny, poměrně snadno však využitelné i pro kombinovanou výrobu. Totéž platí i pro jiné tepelné raaktory podobného výkonu. O malých reaktorech je za tím z hlediska ekonomie málo informací. S ohledem na nevyřešené problémy bezpečnosti jaderných centrál nebyly dosud LWR . nikde ve světě povoleny pro výstavbu v hustě osídlených oblastech. Vede to к různým záměrům, zejména: - zajistit plnění doplňovacích bezpečnostních požadavků pro JEOT, např. řešením podzemní výstavby - pro SCZT požadovat delší transportní systém Další ekonomická rozvaha se dotýká jen druhého bodu, protože první bod je obtížně řešitelný. Při odběru tepla z JEOT s LWR činí ztráta elektrického výkonu 10-20% odebíraného tepelného výkonu. Tato ztráta principiálně ovlivňuje náklady na dodávané teplo. Výše ztrát závisí na pracovní teplotě v teplovodní síti a pracovním tlaku v kondenzátoru v závislosti na podmínkách chlazení. Aby nebyl komplikován provoz JEOT, má být
16
instalace pro odběr teola co no j iednndušš í. Rosení odběru tepla prot i tlakovou turbi nou zvyšuje investice proti úpravě hlavního turboalternátoru na případný odběr a mů že být někdy ekonomický výhodné a zdůvodnitelné. Při provozu s protitlakovou turbi nou je nožno docílit tepelný výkon v hodnotě 2,8 násobku elektrického výkonu. 'Гер.Чпл účinnost za předpokladu permanentního protitlakového provozu by byla 80-85
proti
30-3 3* za normálního kondenzačního provozu. Velikost jednotky. Jaderné elektrárny s LWR jsou nověji řešeny jako poměrně velké kapacity /800-1200 MWe/. Toto umožňuje využívat výhodu snižování měrných investičních nákladů se zvvšováním výkonů. Kromě toho provoz těchto centrál je ekonomický jen za předookladu. ze mohou pracovat v základním zatížení. Předpokládá to roční využití více než 4500-5000 h při plném zatížení. Uvažujeme-li zmíněný faktor 2,8 , dovolil by uvažovaný LWR dodávat tepelný výkon 1500-2000 MWt. Nejrozsáhlejší propojený SCZT v západní Evropě má maximální zatížení do 950 MWt. Faktorv ročního využití .jsou z klimatických
příčin velmi rozdílné, např. Hamburg
230Q h/r, Helsinki 3250 h/r. Z toho vyplývá, že pro základní zatížení a stávající SCZT byly by požadovány spíše menší LWR než isou dnes běžné. Tepelný potenciál vel kých jaderných zdrojů by mohl být ekonomicky využit jen v případě velkých superregionálních SCZT. Investiční náklady. Důležitým faktorem ovlivňujícím ekonomické hodnocení produktu /elektřiny a tepla/ jsou kapitálové investice do zdroje. Zatím neexistují srovnatel né investiční náklady na regionální i mezinárodní základně, hlavnř z důvodu velmi rozdílných podmínek výroby a exploatace. Tím spíše se to dotýká doplňkových investic vyžadovaných specificky pro jaderné zdroje z bezpečnostních důvodů. Obecně možno ří ci, že jaderná elektrárna vyžaduje větší //VI,5-2x/ specifické investice na MWe nebo MWt než Dodobný konvenční zdroj. Fřitom specifické investice jsou zřejmé ovlivňovány velikostí zdroje /obr. 25/. Náklady na palivo. Srovnání využitelné energie různých paliv ukazuje, že náklady na jaderné palivo jsou nižší než na fosilní palivo. Současné hodnoty /1978/ na meziná rodní úrovni jsou tyto: konvenční palivo Я 1,0 /uhlí/ - $ 2,0 /olej/ GJ jaderné palivo
$ 0,75 - 1,25/'GJ, v tom je počítáno s přírodním uranem, obohacová
ním oaliva, výrobou palivových článků, přepracováním paliva a likvidací odpadů. Pro lehkovodní reaktor s otevřeným cyklem výkonu lO0Of!We, provozovaný po dobu 30 let při faktoru zatížení 70% uvažuje INFCE spotřebu uranu/V4260t, při recyklování vytvo řeného plutonia 2665t. Pro rychlý množivý reaktor s cyklem U/Pu se odhaduje spotřeba n a / V 46 t. Doprava tepla. Při použití JEOT pro SCZT je požadován rozsáhlý dopravní systém pro vzdálenosti/10-15 km, u velkých LWR dokonce / V 20 - 40 km. Jak již bylo uvedeno jinde, transport tepla ve formě horké vody má přednost před párou. Hlavní podíl nákladů na dopravu tepla, i při dlouhé době využití, představují investi ce do potrubí a na čerpadla. Pro střední dopravní vzdálenost 20 km jsou to výši: dopravní potrubí
70 000 jS/MWt
čerpadlové stanice
20 000 #/MWt
stanice pro přenos tepla
25 OOO í/MWt
udávány v té
Největší část provozních nákladů se týká požadavků na energii pro čerpadla, při čemž její část se vrčící zvyšováním energie fluida. Tepelné ztráty činí 0,2 - 1% v závislos ti na vzdálenosti, množství dopravovaného tepla, teplotě a provedené izolaci.
17
Celkové náklady na dopravu při vysokém využití /4000-50OU ti/r/ a při optimálních tech nických a tepelných parametrech /0 potrubí, izolace, teplota/ možno odhadnout v této výši: kapitálové náklady náklady na čerpání tepelné ztráty
80% 15-20% 1-2%
Měrné náklady v $/GJ na dopravu jsou pro různé výkony MWt v závislosti na vzdálenosti v obr. 26. Rezervní kapacity a struktura sítě. Každ/ SCZT má sice inherentní akumulační schop nost, je však třeba instalovat pro případ výpadku rezervní zdroje. Týká se to hlavně SCZT, které by měly být zapojeny na velké zdroje. Tím bude ekonomika systému ovlivňo vána dalšími investicemi a provozními náklady na tyto rezervy. Velké SCZT jsou běžně vytvářely seskupováním menších a plynule se rozrůstajících distribučních soustav v souladu s růstem osídlení. Tato sí£ je obvykle zásobena kombinací starších a nových zdrojů o různé technologií a výkonech, přičemž starší závody jsou nejčastěji využívány pro špičkové zatížení nebo jako rezerva. Ke zlepšení ekonomie těchto soustav se počítá s centrální jadernou jednotkou pro základní zatížení a s exi stujícími zdroji, nebo dokonce novými kapacitami jako zálohou. Problémy rezervních kapacit, jejich investice a provozní náklady mají přirozeně dopad na celkovou ekono mii. Při tzv. energetické metodě ekonomického' hodnocení kombinované výroby se náklady vztahují stejnou váhou na produkovanou energii, tedy elektřinu a teplo. V obr. 27 jsou měrné náklady na výrobu tepla při zanedbání nákladů na dopravu tepla v závislosti na tepelném výkonu reaktoru příp. protitlakovém odběru nebo na době využití protitlakové kapacity. Souborně je možno shrnout ekonomickou problematiku ЛЕОТ takto: - specifické náklady na výrobu tepla pro SCZT jsou příznivější pro jadernou kombino vanou výrobu s LWR než pro srovnatelné konvenční centrály - uvážujeme-li též náklady na dopravu tepla z jaderných zdrojů, mohou toto zvýšení dané současným stavem kompenzovat jen reaktory velkého tepelného výkonu /3000MWt a výše/. Zatím neexistují SCZT, které by užívaly tyto reaktory. Problémy rezervních kapacit a stupeň využití velkých výkonů v rámci SCZT zůstávají t.č. neřešeny - plánované SCZT by měly mít jaderné zdroje pro základní zatížení o kapacitě 40-7o5o maximálního zatížení v závislosti na klimatických poměrech. Znamená to, že pro nej větší západoevropské SCZT by měl mít reaktor maximální výkon/w800 MWt - je pravděpodobné, že z národohospodářského hlediska vystoupí do popředí při rozvoji jaderné energie pro SCZT jiné motivace než ekonomie, např. nutnost Uspoř klasických paliv, pokročilá ochrana životního prostředí, zajištění nbzávislého zásobování energií apod. IX. Stav oblastního vytápění ve světě - celkový přehled Oblastní systémy zásobování teplem jsou známé již od Římanů. Jejich moderní roz voj ve světě je určován nejrozmanitějšími faktory, především dostupnou primární ener gií. Za využití fosilních paliv došly již širokého uplatnění téměř ve všech průmyslo vě vyspělých zemích. Značný rozvoj nastal zejména po druhé světové válce, především v zemích angažovaných na obnově válkou postiženého průmyslu a bytového fondu. Růst cen nafty a ekologické ootíže při spalování méně kvalitních druhů uhlí vedou
18
ti.íle četné zeiré ke konkrétnímu studiu možností vybudování nebo rozšíření těchto sys témů. Podmínky pro centralizované vytápění jsou v různých zeních velmi rozdílné, jak ukazuje tato tabulka: Současný stav Země Belcrie Pán -ко Finsko Francie
několik realizací elektrárny,soalovny, kotelny /topný olej/ jb, 20% celkové spotřeby tepla kotelny na páru pro Paříž
N3R
/v 70% celkové spotřeby tepla
SSSR
/v 54% celkové spotřeby tepla pro vytápění 0^ 1/3 elektráren v tep láren, režimu /VPro 20-25% obyvatel
Švédsko Švýcarsko Vel.Britá nie USA
konvenční systémy v někt. městech Vytápění olejem, zem. plynem jen>4/l% dálkové vytápě ní. Fára. Hlavně olej a plyn
Studie a plány Ovahy o využití velkých JEOT. — V r. 20OOJM6O4. Studie JEOT pro oblast Helsink. Jader, projekt SACLAY IlOOHWt pro Paříž. Přednost malým a středním reaktorům. Do budoucnam*20-30% z JEOT. Ovahy o využití JEOT. JEOT je ekonomický při dodávce cca 1500 Gcal/h.
Zapojení JEOT - mnoho studií. Svédsko-finský projekt. Zapojení JEOT. ^^25% celkové potřeby pro vytápě ní. Studie o použití JEOT.
Zájem o oblastní vytápění jadernými zdroji je možno kenstatovat zejména v zemích s velkou spotřebou topného oleje /viz obr. 1/. V severských státech byl vytvořen v r. 1976 District Heating North s velmi jasnými cíly. švédsko původně jen s jadernou teplárnou Xgesta uvažuje o třech velkých městských oblastech s velkou teplovodní sítí. Jaderné elektrárny mají dodat 2000MWt a má se tím ušetřit dovoz za cca 5 mil. švédských korun. V Dánsku se předpokládá, že jaderné elektrárny pro kombinovanou výrobu jsou do budoucna optimálním řešením. Také Finsko považuje kombinovanou výrobu tepla a elektřiny za nejvhodnější řešení a má dmysl vybudovat JEOT pro oblast Velké Helsinki, Federální ministerstvo pro výzkum a technologii NSR je rovněž angažováno na prověření programu oblastního vytápění jadernými zdroji. Ukázalo se, že**25% nízkopotenciálniho tepla mfiže být dodáno z JEOT. К podobným závěrům se došlo v Holandsku, Švýcarsku a Francii. Federální ministerstvo připravilo zmíněnou základní studii a vybralo již hustě zalidněné oblasti pro budování velkých systému. V plánech jsou i velké JEOT, zů stávají však přitom nadále nedořešené problémy o ekonomickém riziku. Soukromí podni katelé jsou spíše konzervativní a podporují menší jednotky,s nimii mají značné
19
Z K U s e n o s t i . Zatím j e d i n ý m r e a l izuvaíiyai r,řípa
jaderr.ýs : í r r ' - ~ .
výzkumného r e a k t o r u v KfK K a r l s r u h e . V USA j s c u h l a v n í m i
faktory,
volbu t e p e l n é h o z d r o j e pro " y t á p ě n í . t y a ořfrotín í *io p l y n u , o b l a s t n í sootťeby e n e r a i e .
Neexistují
lácv.
pohodli
zálohování
stero
a oredookládané velké
teolen oředstavuje
z.it í a
zásoby
jer.-- • I
p e v n é :.Mny o r o v y t á p ě n í m ě s t z j a d e r n ý c h
O b e c n ě , v e v ý s t a v b ě n e b o v p l á n e c h r"iz- : c h zemí i s o u j i ž č e t n é
v.- vo-jř i» í
.«viivňuH
jaderna
nať-
i-elk •-.-•'•
2.ír"ji. elektrárny
různých v ý k o n u , k t e r é by mohly b y t v y a í j . t y
i nro dodávky t e p l a . E x i s t u j : t é z
a projekty pro nasazení
P r e s z r n č n o u e k o n o m i c k o u n a d e j nos t r.t.'^:
jaderných v y t o č e n .
vsak v s o u č a s n é době žádný v e l k ý jen menší
realizován,
bxist::-:
i n s t a l a c e l o k á l n í h o významu, p ř e d e v š í m v SSSR.
V následující sobování
jaderny t e p l á r e n s k ý p r o j e k t
st.i.::e
tabulce
j e podán o b r a z o h l a v n í c h s t u d i í c h a p r o j e k t e c h o b l a s t n í h o
ter. 1г-> z j a d e r n ý c h
i->-
zdrojů:
ČSSR
Praha,
švédsko
B a r s e b S c h /Halrn6-Lund-^«»ndskrona-Helsincjborfi,
B r n o , B r a t i s l a v a , JEOT J a s l o v s k é B o h u n i c e
/Trnava/
Forsmark/ Velký
scvkr.v
Uoosala Finsko
Kopoarnáss / v e l k é
Dánsko
Gyllinqnaes/Stararrhus
NSR
Berlín,
Francie
Helsinki
Hamburk, o b l a s t
Ruhr, L u d w i g s h a ř e n
/BASF/
Paříž-/Saclay/
Švýcarsko
Bern,
USA
Flinneapolis/St
Basel
SSS?.
JV/AST 5 0 0 / Gorki j a O d ě s a , JEOT N o v o v o r o n ě ž
X. Tendence a s t a v r o z v o j e
P a u l , r i i d l a n d /Dow C h e m i c a l /
jaderných t e p l á r e n s t v í
v průmyslově vyspělých
V r o c e 1 9 8 0 j e v p l á n e c h SSSR t ě ž b a u h l í л * 7 9 о - 8 1 О . 1 0
tmp, r o p y Л / 6 2 0 - 6 4 0 . 1 0 6 t
a zemního p l y n u / v 3 8 5 - 4 2 5 . 1 0 m , výroba e l e k t ř i n y / N / 1 3 4 0 -
1 3 8 0 TWh, z t o h o 8 5 ^ v
p e l n ý c h a 15% ve v o d n í c h e l e k t r á r n á c h . S t r u k t u r a v ý k o n u e l e k t r á r e n lOletí
j e podána v t é t o t a b u l c e / M i r n y j atom 1 9 7 9 , s .
1970
1975
1980
153,6
208,1
•L,
kondenzační
76,3
102.7
kombinované
t:-,o
turbinové
jaderné
Vw2r3
5 9 , f;
0,9
1,7
31,4
40,5
!
54
neturbinové
12,5
9,4
1
12
166,1
217,5
j
ЗГ.7
Na k o n c i
10.
5LP má č i n i t
e v r o p s k é č á s t í SSSR r e s p . Perspektiva
#%/ie
ро-Ш jaderných e l e k t r á r e n M
5 , 8 % c e l é h o SSSR p r o t i
e n e r g e t i k y SSSR j e v y t ý č e n a
1,9
10* výkonu
i v roce
20
elektráren
1975.
2 5 . s j e z d e m KS-SSSR v t é c h t o
te
poslední
5
vodní
C e l k e m
SSER z a
124/:
'W.lO3
výkon Typ e l e k t r á r n y
zemích
směrech:
- thv-stat* г..» bázi tepelných reaktoru WC»-WOO a RKV-lOnO/ ií-.ntov.ir. i v o l n í c h e l e k t r á r e n bu.iítvání w í k ý c h teaelnych ť!<>ktrin>r. za v y u ž i t i laciných druhů užili r>rii>a\a v y u ž i t i jaderné <»:№r«*i<ř a r<* t#j'l<>*«*aci .».-.chl-ení erúavslov-ř.o .»sv*»jeni rychlých reaktor-í» r;>:vi jer.í výkonnosti jaderného s t r o j i r « i t v i .
-
•. Sovětském svazu s e a o č i t á в* г stek t i vně s celkovou potřebou c e s i a 4W * <•*"" .IO í c i l r . ^ n r o přehlednost ponechává s e o r i g i n á l n í úvaha podle sovětského prasene •'!-*•' bez přepočtu na SI jednotky /lGca;,'r«>4> 4 l > 6 . » . IGcal h —f> 1.1*1 *ШсД * toho ?S% nre průmysl a 2St pro komunální h o s p o d á ř s t v í . Toto odpov-'d-i střednímu výkonu t e p e l n ý c h z d r n j ů « V l *XX> . IO W t a celkovému výkonu jaderných e l e k t r i r e r . s reaktory typu Rm-lOOO nebo WER-lOOO ^ # 4 2 0 - 4 5 0 . IO Же. p ř i p r i e e r s ^ Í!.4M? j e j í c h v y u ž i t í v roce- 5 OOO h / . ř r o p ř í p a d , že by jaderna e n e r g e t i k a ш*1л pokrýt .ttespeň 1/3 potřeby t e p l a , b y l o by к tonu třeba p ř i b l i ž n é 400 až 500 . IO mjft . c « o . / V 1*0 • Ю* Яте. odhady u k a z u j í , že n e ; v ě t š í z a t í ž e n í by dosahovalo léOO-iOOOGeai .. а яа z a t í ž e n i do léOO Gcal/h by riřipadlo a a x . l o t potřeby t e p l a . o r i e n t a č n í výpočty d o k a z u j i , ž e při k o e f i c i e n t u v y u ž i t í jaderných zdrojů O,5 a za »re<ínokladu r že p ř i b l i ž n é 1') c e l kov* notreby t e o l a , t . j . « v 2 O 0 0 . IO Scal,-'r v e k v i v a l e n t u 40(> . IO t měrného p a l i v a rocné/ bude kryta jaderným z d r o j i , рл* Ьу: oro jednotkový výkon reaktoru ЯВ1 i>m jednotkovou výrobu t e n i a v reaktorech Ocal/h potřeba reaktoru ks celková výroba t e n i a IO Gcal/h
юо 2SO ЮО 7*
70O «OO ZOO
20OO
120
272
Onsud není amino u d a t , k t e r é typy jaderných reaktoru budou pro r..ílrtího t e p l a n e j e f e k t i v n ě j š í . J e j a s n é , že s p e c i f i c k é p o s l i n í prcané maximálně v y u ž i l o dosavadního úspěšného rozvoje jaderné zejména velkých reaktoru WER, RmfmT p ř í p . ER pro xm**z*ni jako ňÁlo h l e d a j í noví osvědčená ieieni.
170O i tO
výrobu n í z k o p o t e n c i o v y ž a d u j e , aby se e n e r g e t i k y v SSSR, JEOT. Kromě toiv. se
Některá ř e š e n í vývojových typu b y l a j i ž r e a l i z o v a n á jako d e o o n s í c a č n í JEOT nebo p o stupné vyvíjena v ranci t z v . malé jaderné e n e r g e t i k y s Přednostním určení* pro o b l a s t i n-írodohoíTodiřsky významné, avšak zhusta nákladné z á s o b o v a t e l n é e n e r g i í . Zatím s e pro t e n t o Ucel r o z v í j e j í t y t o typy r e a k t o r u : 1. 2. i. 4. 5.
Kanálové v o d o - g r a ř i t o v é varné reaktory s přirozenou c i r k u l a c í c h l a d i v á . I^hkovodní reaktory s integrálním uspořádáním a přirozenou c i r k u l a c í c h l a d i v á . Varné reaktory s i n t e g r á l n í » uspořádáním v o c e l o v é nebo betonové nádobě. Reaktory s rychlými neutrony. Reaktory s vysokovroucír.i moderátory - organickými c h l a d i v ý .
Ze skupiny 1. j e v provozu Bélojarská ЛЕОТ / o b r . 29/ x l e t 1**«-1»*7 vybavená dvěma arafitovými reaktory s varnými kanály a jaderným přehříváním páry АЯВ-lon л АИВ-200 a 3 ťirbinani VlC-lOO-é o jednotkovém výkonu lOO PnJe. Celková je dodáváno 24,4 mt nro bvtovou s f é r u /voda 1$0°C/ a pro průmysl /voda lJO°C/. Od roku l»7* pracuje /ATEC - Atomnaja t e p l o e n e r g e t i c e s k a j a c e n t r á l a / R i l i b i n o . Byla vybudována
21
ve velmi nepříznivých klimatických a teritoriálních poměrech/v magadanské oblasti poloostrova Čukotky/ a je prototyoovým závodem oro jiné, stejně exponované oblasti SSSR. Proto byl položen požadavek na maximální spolehlivost, jednoduchost montáže, obsluhy i řízení. ATEC - Bil má 4 plně unifikované bloky poměrně malého celkového výkonu 4 . 12 MWe /62 HWt/ s reoulovaným odběrem páry do 4 . 25 Gcal/h /v kondenzač ním režimu by ekvivalentní el . výko;-. činil 70 MWe/. Jako resktor byl zvolen prověře ný typ vodo-grafitového reaktoru s vroucí vodou v topných kanálech. Aktivní zona reaktorů má 0 4,1 m, výšku 3 m, 273 topných kanálu a 60 kanálu pro systém řízení a ochrany. Palivem je obohacený uran /3 - 3,3%/ o váze 7,2 t. Palivová kampaň s částečným doplňováním paliva činí ÍOOO dnů, střední hloubka vyhoření 9 kg/r. Maxi mální tepelný tok C5C . 10 Kcal/m . h, maximální teplota grafitu 700°C. Použité palivové články a kanálv jsou podobné jako v reaktoru bělojarské jaderné enektrárny a vylučují přechod aktivity do chladivá, což umožnilo bezpečně odebírat páru od turbin к ohřevu sítové vody. Bil-Il kryje potřebu elektřiny v základním zatížení, krytí špičkového zatížení a spolehlivé rezervy zajišťují tepelné elektrárny na uhlí a naftu. Odvod tepla se realizuje za přirozené cirkulace chladivá předáváním syté páry «V 60 atm ze separátoru přímo do turbin. Přebytek páry v případě většího zatížení odvádí do kondenzátoru. Počítá se s tím, že výrobní cena při provozu všech 4 bloků činí/v 5 kop/KWh a 15 rb/Gcal, což je podstatně méně než u elektráren na klasická paliva. Zvýšení jednotkového výkonu by umožnilo zvýšení ekonomického efektu a roz šířit oblasti použití tohoto reaktoru pro kombinovanou výrobu tepla a elektřiny. Schema energobioku Bil-AEC je na obr. 29. Z četných vývojových typů tlakovodních reaktoru pro malou jadernou energetiku připomeňme TES-3 - i50OO kW /Transnortířujemaja elektrostancia, 3. varianta/ z ro ku 1961. Projekt ЛЕ0Т ozn. ATEC-Sever 2 má dva vodovodní reaktory ABV-1,5 s integrál ní koncepcí a dvě tenlofikační turbiny po maximálním výkonu 3000 kW při odběru do 9 Gcal/h. Lehkovodní reaktor oro výtoonu AST-500 /obr. 30/ je specializovanou verzí lehkovodních reaktoru určenou pro tyto dčely. Je třísmyčkový s 18ti tepelnýnými orfltočnými výměníky umístěnými integrálně v ocelové tlakové nádobě. Charakteristickým rysem tohoto reaktoru je vysoká inherentní bezpečnost v důsledku stálého odvodu tepla z AZ samocirkulačním bezčerpadlovým chlazením primárního okruhu. Systém JV s využitím jaderného reaktoru pro AST-500 je schematicky v obr. 31. Při volbě parametrů chladivá reaktoru se vychází z Dožadavku na bezpečnost a spolehli vost, zejména z minimálně nutných tlaků a teplot a zajištění přijatelného tepelného spádu ve výměnících tepla. Pro dostatečně Účinné vytápění ve spotřebitelském místě horkou vodou 423 К /150°C/ je nutné, aby voda na výstupu z AZ neměla teplotu nižší než 463 К /190° С/. Toto určilo tlak v reaktoru />1,2 - 1,5 MPa/. Při volbě způsobu cirkulace chladivá dala se přednost přirozené bezčerpadlové cirkulaci. Umožnilo to podstatné zjednodušení systému reaktoru a spolehlivé zajištění odvodu tepla z AZ za normálního, přechodového i havarijního stavu. К dostatečně účinné cirkulaci chladivá pře,s AZ rychlostí více než Im/s je při nízkých tlacích reaktoru postačující, aby na výstupu z AZ byla hmotová kvalita páry 0,3 - 0,5%. V tomto případě v tahové části reaktoru nad AZ dosahuje střední objemová kvalita páry 0,30. Protože к vývinu uvedené ho podílu páry v AZ je použito nejvýše 5% výkonu reaktoru a přirozená cirkulace pod poruje vyrovnání kvality páry nad AZ, střední objemová kvalita páry v AZ je ^ 2%. Proto uvažovaný reaktor mohl být řešen po stránce neutronové fyziky jako VVER. Nižší výkonová hustota a nižší teplota ve srovnání s reaktory typu VVER dovolují uvažovat pro reaktor palivo použité v energetických reaktorech.
22
Reaktorová nádoba 0 4500 až 55O0 mm mé tlouštku^30 mm. Vodní vrstva mezi AZ a stěnou nádoby redukuje tok neutronu na hodnoty, jež zjednodušují volbu oceli. Uvažuje se dokonce o možnosti Doužít perlitovou ocel. Předpisy nevyžadují tepelné zpracování svařovaných snojů tlakových nádob při tlousice svařovaných materiálů do 36 mm. To zjednodušuje výrobní problémy, protože není nutno budovat specializované zařízení a je možno sestavovat reaktorovou nádobu montážně na staveništi. К zajiště ní vysoké bezpečnosti je reaktor umístěn v ochranné obálce z předpjatého betonu tlouštky*v2 m. Teplota obálky nesmí přestoupit 338 К /65°C/. Mezi nádobou a obálkou je 200 mm mezera plněná inertnítr plynem o tlaku A/0,1 MPa. Obálka má vnitřní ocelové vyložení, к němuž je přivařeno potrubí chladicího systému obálky. Podíl tepla odvá děného tímto chlazením je za normálních provozních podmínek bezvýznamný, nebo€ samot2 ná plynová izolace omezuje tepelný tok do obálky do hodnoty 20OO W/m . Potrubí pře chodného okruhu a jiná potrubí až do 50 nrn soojující reaktor s pomocnými systémy jsou vně ochranné obálky. Řízení tepelného zatížení reaktoru je prováděno změnou rychlosti toku chladivá v přechodném okruhu. К zajištění odvodu zbytkového tepla z AZ i v jiných případech naléhavé potřeby slouží bezpečnostní chlazení výkonu*v10MW. Aktivní zóna má 163 hexagonálních kazet /šestihran 209 mm/, každá z nich má 127 palivových článků 0 13,6 rom. Kysličníkové palivo obohacané na 1,6 % je v povlaku ze Zr-slitiny. Tahová sekce je vytvořena jako válcový kryt výšky/v 6 m nad AZ. Hladina chladivá během provozu reaktoru je udržována 1 m nad přepadem na vrchním konci sekce. Úseky zabudovaných výměníků tepla jsou montovány v reaktoru tak, že část výměnné plochy je nad hladinou vody v reaktoru pro kondenzaci páry vytvořené v AZ. Hlavní část výměnné plochy je pod hladinou a zajišťuje odvod tepla z cirkulačního okruhu chlazením vody v reaktoru na teplotu 440 К /167 С/. Voda v přechodném okruhu se pohy buje protiproudně ze spodu nahoru. Kondenzace páry primárního okruhu se dociluje vo dou přechodného okruhu na výstupu tepelného výměníku. Ke zmenšení indukované aktivi ty chladivá přechodného okruhu v radiační zóně reaktoru je spodní část zabudovaného výměníku posunuta nad AZ na vzdálenost 1,5 - 2,2 m nad její vrchní část. Protože nejde o řešení s rozměrově náročnými parogenerátory a výkon reaktoru je jen relativně malý, umožnilo to realizaci integrálního uspořádání primárního okruhu.Uvnitř reaktoro vé nádoby je zabudováno: -
aktivní zóna reaktoru tahová sekce zajištující potřebnou dopravní výšku v přirozeném cirkulačním okruhu parní prostor, který má úlohu kompenzátoru objemu výměníky tepla přechodného okruhu zajištující odvod tepla z reaktoru spádové trubky vracející chladivo ke vstupu do AZ a představující rezervu, která obsahuje objem vody postačující к zajištění havarijního chlazení reaktoru."
Integrální uspořádání je z hlediska bezpečnosti velmi účelné. Omezuje i^OCA-havarie na velmi malé průřezy. Dociluje se toho minimálním rozvětvováním primárního okruhu, prakticky veškerá voda reaktoru je koncentrována uvnitř nádoby a potrubí primárního okruhu 0 50 mm slouží jen pro připojení vnějších pomocných systému /čiště ní vody, zapojení absorbérů aj./. Varné reaktory mají v rozvoji využití nízkopotencionálního tepla hlavní význam v tom, že: - proti PWR mají v tlakové nádobě relativně nízký tlak, což zjednodušuje konstrukci, snižuje náklady. Pro potřebu SCZT je vhodné použít varný reaktor s nádobou z před pjatého betonu s ohledem na přísné požadavky na bezpečnost.v případě výstavby v blízkosti nebo přímo uprostřed měst;
23
- přirozená cirkulace chladivá v nádobě poskytuje spolehlivý odvod tepla za všech provozních 'jodníínokt - inteorální usnořádání primárního okruhu v nádobě odstraňuje možnost úniku radio aktivního chladivá do okolí. Snolehlivý a jednoduchý nrovoz tohoto typu reaktoru byl potvrzen zkušeností s demonstrační JE s reai'toren VK-50 /obr. 32/ v NUOAE v Dimitrovqradě z roku 1965. Na tomto oodklade byln rozpracována unifikovaná řada zdokonalených varných reaktorů výkonů 12, >5, 50 а 1ПО f!W. Pro další zvýšení výkonu se sleduje -ojnor.t využít nádob z oředojatého železobetonu, což dovoluje přejít к inteorální koncepci primárního okru hu. Hlavní parametry VK 500 jsou následující: VK-50
VK-500 1650 500 522 9,3 95 2,4 3 4,4 2,45 379 6,27
tepelný výkon elektrický výkon
MW MW
250 50
topný výkon tlak v prim. okruhu palivo /UO,/ obohacení výška aktivní zóny průměr aktivní zóny vyhoření počet palivových kazet tlak páry к turbině teplota páry odběr páry v sek.okruhu
MW MPa Mg
/13,5t/ 3 1.60 1,85 91
% m m TJ/kg ks MPa 0°C Gg/h
286 —
3,2
Schema okruhu JEOT s reaktorem VK-500 je v obrázku 33. V SSSR jsou vyvíjeny reaktory s rychlými neutrony velkých výkonů, podobně jako v některých jiných technicky vyspělých zemích, s dalekosáhlými cíly racionálnější ho využití jaderného paliva a zajištění dalších perspektiv rozvoje obecné energeti ky. V tomto zaměření SSSR dokonce již průmyslově využil vývoje z r. 1965-1975 к vý stavbě jednoblokové demonstrační JEOT ATEC-Sevčenko. Eneroetický komplex ATEC-ševčenko je konkrétním příkladem toho, jak je možno využívat předností levné elektrické a tepelné energie к ekonomické průmyslové apli kaci. Je vybudován v průmyslové oblasti Kaspického moře /poloostrov Mangyšlak/, vel mi deficitní na sladkou vodu a elektřinu. JEOT má technologický rychlý reaktor BN-350 s tepelným výkonem 1000 MWt. Charakte ristik» reaktoru jsou v této tabulce:
elektricky výkon 0/výška aktivní zóny nalivn 235 U0 2 hloubka vyhoření max. hustota toku neutronu max. hustota vývoje tepla
MWe % m t
150 35 1,50/1,06 1,05
%
5 8,1015
'n/cm .s kW/1
24
780
°C °C
teplota na. výstupu z reaktoru teplota páry tlak páry
500 435 50
a trn
Tabulka ukazuje, že konstrukce reaktoru je založena na poměrně mírných techno logických parametrech a v podstatě je jen počáteční etapou vývoje energeticky rych lých reaktoru v SSSR. Pára z oarogenerátorů je vedena do tří protitlakových turbin výkonu 3 . 50 MWe a odběrová pára z nich /1200 t/h, tlak 3 - 4 atm, teplota 140 C/ je využívána v odsolovacím závodě к výrobě destilované vody z mořské vody. V kombinaci s tepelnou elektrickou centrálou na fosilní palivo /místní nafta a zemní plyn/ tyto závody zásobují ševčenkovskou průmyslovou oblast potřebnou vodou /pitná, napájecí aj./> teplem i elektřinou. Vývoj reaktoru, u nichž je využito jako moderátoru a chladivá organických kapa lin, vedl к výstavbě experimentálního malého jaderného reaktoru ARBUS /arktičeskaja reaktornaja bločnaja ustanovka/ 750 kw/a к projektu výtopny ATU-15 /2 reaktory po 15 MW s výrobou tepla rv 25 Gcal/h/. Jako chladivo byl z počátku využíván hydrostabilizovaný plynový olej, později hydroterfenyl nebo ditolylmethan. Technologické schema AST s reaktorem integrální koncepce na organické chladivo je v obr. 34. Technické, ekonomické a ekologické problémy spjaté s potřebou tepla pro tepláren ství jsou předmětem velkého zájmu též y^J,^. Podíl tepla pro tyto dčely se odhaduje v současné době na
1980
1990
245 335 165 360 35 13
520 480 260 510 60 20
1.150
1.850
V nejbližších 10-15 letech se počítá s výstavbou velkých kom inovaných centrál, hlavně v oblastech s potřebou tepla více než 450-600 MW, Uvažují se jednotky s te pelným výkonem 100-200-500 MWt a výtopny 80-14O-230 MWt. V největších aglomeracích s potřebou tepla 1000-2000 MW se počítá též s JEOT /JT/ s PWR 440, 500 a 1000. V Maďarsku se již dříve uvažovalo o využití jaderných reaktorů malých výkonu pro komunální sféru л o zásobování teplem z JEOT pro krytí potřeby elektřiny a tepla velkých průmyslových komplexu /hliníkový průmysl/. V této době byl však к disposici dostatek levných ušlechtilých paliv a investičně mimořádně levných výtopen a kotelen.
25
Do budoucn.,! so pokládá za výhodnou kombinovaná teplárenská výroba, SCi'L', využití fii7pmsk(;h(i uhlí a zanojování jaderných zdrojů. Ve Švédsku je SCZT velmi rozšířen ,a to jako provoz různé velkých vytopen v cca 50 oblastech země. Průměrná rychlost zapojování těchto zařízení ] е д / 1 0 О О MW/r. Ve velkém Stockholmu provozuje C7.T více nez 10 městských obvodu na různé úrovni a přitom některé další obvody zatím o formě plánované pro budoucnost
nerozhodly.
V těchto oblastech žije cca 1,2 milionů lidí na území cca 15'.)0 kra''. Vzrůstající důležitost SCZT, hlavně z ekonomických a ckoloqických aspektů, nutné vyžaduje dlouhodobé plánování. Potřeba tepla pro Stockholm
;e *к/ .3 6000 TJ r a tato je kryta
/V 1260 TJ/r plynem a elektřinou a / v W O TJ/r horkou vodou. Takto více nc/-li To potřeby je stále zajišťováno individuálně. V plánu je další rozšiřování SCZT tak, аЬул/90'i celkové potřeby bylo kryto touto cestou. V současné dobo představuje po třeba SCZT/4/2000 MW a v dalších 25 letech se odhaduje potřeba г.л л / 50i.)O ÍÍW. Také pro skandinávské země jsou přirozené snahy vyrábět n í zkopoten.cionáln í topl.i s využitím jaderné enerqie místo fosilních paliv. Jde zejména o redukci spotřeby nafty, zlepšení životního prostředí. Dotlačení vlivu zraen trhu a ekonomii. Pro vytápění pomocí jaderných zdrojů se uvazují ve Švédsku tri cesty: - odběrové turbiny s teplným výkonem do looo MWt. Je to návrh, který vyžaduje nejmenší Úpravu existujících kondenzačních turbin, - protitlakové turbiny s teoelným výkonem ^ 2 o o o MWt, - zapojení malých reaktorů o výkonu 100 - 200 MWt do existující místní teplárenské sítě ve středně velkých městech. Možnost Doužití tepla z velkých jaderných centrál závisí na četných faktorech, zejména na hustotě
osídlení, vzdálenosti sídlist od těchto zdrojů, celkové potře
bě, nákladech a j . Jsou rozpracovány některé studie pro vybrané oblasti s vysokou populací. Rozhodnutí v tomto směru je však stále otevřené a kromě jaderné teplárny Aqesta /PHWR-80 MWt/, dříve využívané /od r. 1964/ pro předmostí Stockholmu, zatím к žádnému dalšímu zapojení jaderných zdrojů nedošlo. Sleduje se využití bloků BWR jaderných elektráren s odběrem tepla Barsebá"ck pro oblast MalmS, Lund, Landskronu a Helsingbora a Forsmark pro oblast Velký Stockholm a Uppsaly /obr. 35/. Koncepce vlastního řešení malých reaktoru přednostně vychází z inherentního za jištění bezpečnosti reaktoru a jeho chladicích systémů, jakož i z minimalizace zá vislosti provozu na činnosti obsluhy. Dociluje se toho záměrnou konstrukcí, zejmé na nízkou výkonovou hustotou, nízkou pracovní teplotou a tlakem, vodní nádrží, při rozenou cirkulací chladivá a hydrodynamickou stabilizací v případě vyřazení čerpa del. Event, ohrožování bezpečnosti sabotáží, válečnými událostmi se má čelit podzem ní instalaci reaktorové části. Ve finsko-švédské
studii z roku 1977 byl na této bázi vyřešen projekt SKCtiRE
/Safe Environmentally Clean Urban Reactor/,,obr . 36. Je určen pro SCZT s 50.000 az 100.000 obyvateli. Má pracovat oro krytí základního zatížení, rezervní zatížení /max. do 10%/ n.á být pokrýváno výtopnami na fosilní palivo. Mňze konkurovat výtop nám na topný olej, již" při
ejích dnešních nákladech.
Charakteristiky projektu SECURE jsou v základním schématu. Projekt má nekonven ční nízkoteplotní lehkovodní reaktor bazénového typu výkonu 200 nwt. Reaktor je usazen při dnu velkého bazénu naplněného silně horovanou /10O0 ppm/ vodou teploty A * 40 c. Bazén pod nízkým tlakem dusíku /л«/0,7 MPa/ je upraven do válcového bloku z předpjatého betonu uzavřeného betonovým víkem. AZ jo zapojena na tri rozdílné chladicí okruhy, dva tvoří normální primární okruhy /s výměníky a čerpadly/, třetí
26
jť přirozenou cirkui.ici z.100 tenoii p.u bazén s borovanou chladicí vodou, blokovanou .:,i normálního chlazení plynovým polštářem nad AZ a naproti tomu zajištující zapla-.•oní reaktoru v případe
не ih.in í čerpadel. Tomuto efektu napomáhá soubor paralelních
Venfuriho trysek v talioví- části reaktoru. Reaktor, primární okruhy a pomocné systé::;-.' jsou urr.ístenv v podzemí, sekundární výměníky zapojené пл
spotřebitelskou oblast
jsou v povrchových budovách. Pro SCZT se uváži je teplota ve spotřebitelském okruhu 95 ho""!.', rak je to ve Skandinávii běžné. V oblast, i finsko metropole žilo ke konci roku 1976 - 743.000 obyvatel. Celková potřeba tepla nro vvtáoení oro tento rok byla 9500 GWh, z toho pro centralizované vvíápení 54GO GWh, což představuje#\/ 57 . Hlavní část této potřeby je kryta kombino vaným procesem v několika teplárnách. Současná i nejbližší potřeba elektřiny a tepla pro SCZT je v obr. 37. Finské studie z roku 1968 došly к závěru, že je nutné pro nusté osídlenou oblast Hel sink považovat SCZT za nejvhodnější alternativu a že jaderná energie je pro ten to ucel počínaje rokem 1980, ve srovnání s jinými možnými alternativami, ekonomicky výhodnější. Vedlo to к doporučení vybudovat pro oblast Helsink JEOT Kopparnáss s 1-2 bloky LWR o výkonu po ÍOOO MWe /ЗООО MWt/, obr. 38. Výroba tepla ve Francii spotřebuje zhruba 2x více primárních zdrojů než výroba elektřiny. Pro rok 1985 se předpokládá jen pro komunální vytápění spotřeba*%/45 megatun ropného ekvivalentu /Utrp/. Demografické a klimatologické studium v oblasti Francie к r. 1985 vedlo к potřebě tepla pro její vytápění podle obr. 39. Pokud
jde o rozvod tepla, není zatím ve Francii jednotný. Paříž využívá rozvodu
páry teploty 23o С a tlaku 1,8 MPa, jinak je používána horká voda ,/u vysokotlakové soustavy 180-200/80 - ÍOO^C, u nízkotlakové soustavy 1 Ю / 7 0 ° С / . Vysokotlaková sousta va se používá nro velké přenáš_-nč výkony 50-350 !1W. Z hlediska ekonomie se počítá s dalším rozšiřováním názkotlakového systému. Elektricitě de France /EdF/ má ve výstavbě velký jaderný program s PWR 900-1300MVíe. Proto se zkoumá každá možnost ekonomického odběru t e d a
z jaderných elektráren pri
snaze co nejvíce zachovat standardizaci zasazených bloků. К využití stávajících rozvodných sítí, jež jsou schopny pojmout průměrné 104 tepelné potřeby, nabízí se krytí Paříže a obvodních oblastí Paříže velkými jaderný mi centrálami г provinční aglomerace malými jadernými jadnotkami. S umisťováním velkých jaderných centrál v blízkosti velkých aglomerací /počítaje v to navíc průmyslová centra/ jsr
velké problémy, protože ve Francii není velká
jaderná centrála umístěna blížr než 35 km, což značně zvyšuje náklady na rozvod tepla. Proto byla ve Francii studována možnost zajištění dodávek
nízkopotenciálního
tepla pro SCZT a speciální průmyslové potřeby středními a malými jadernými reaktory. Základním požadavkem bylo vyřešit jednoduchý, beznečný a snolehlivý systém, který splní přísná bezpečnostní kritéria na reaktor určený pro provoz v blízkosti mést a ekonomické požadavky. V podstatě byly vyvinuty 3 tyny: - kompaktní reaktor se dvěma smyčkami o výkonu 600 - 1300 MWt - kompaktní tlakovodní reaktor 0 výkonu 110 - 420 MWt - bazénový integrální reaktor 0 výkonu 100 - 150 MWt Pn r é dva typy vyvinuté společností Technicatowe ve spolupráci s CEA jsou prezen tován'/ jako reaktor СЛБ /Chaudiére Avancée do Série/. První tvo označený jako modi fikace P je určen pro výrobu tenia / 4 0 V л elektřiny /601/ v JEOT nebo pro výhradní dodávky páry v JV. Modifikace G je speciálně řešena pro system's menší spotřebou energie a je vhodná pro výrobu elektrinv, náry nebo pro kombinovanou výrobu.
27
Průzkum trhu vedl CEA a Technicatome též к vývoji malého bazénového reaktoru 100150 MWt THERMOS určeného к dodávce nízkopotencionálního tepla do šitě J20/bU" С pro potřebu oblastí s počtem ÍOO OOO - 2C0 000 obyvatel. Muže konkurovat výtopně na těž ký olej pro špičkovou potřebu 200 MWt a ruční zatížení/Ч/40ОО h/r. Schéma reaktoru THERMOS je v obr. 40. Nádoba reaktoru z nerezové oceli obsahuje AZ s deskovými palivovými články /UO_ obohacený na 3,5 %/ a hlavní komponenty čtyřsmyčkového primárního okruhu /čerpadla a výměníky tepla/, uchycené к víku nádoby. Integrální reaktor je zavěšen pod vodní nádrží obsahu 800 m s vodou teploty cca 35° С určenou pro biologické stínění а к odvodu tepla při chlazení reaktoru. Teplo z primárního okruhu se odvádí do přechod ného dvousmyčkového okruhu, v němž obíhá voda s přetlakem 1 MPa. Reaktorová nádoba, vodní nádrž, reaktorová hala a pomocné prostory jsou umístěny v ochranné obálce z armovaného betonu. Také yje^^g^i. je program vytápění pomocí jaderných zdrojň ve stadiu přehodnocová ní. Uvažuje se o využití velkých jaderných elektráren pro kombinované využití. V roce 1974 Federální ministerstvo pro výzkum a technologii NSR zadalo studii o možnosti rozvinutého SCZT, která zahrnuje též využití nízkopotencionálního tepla z jaderných elektráren. V tomto rámci byly uvažovány tyto typy: - jaderné elektrárny pracující již na odběru tepla v horké vodě 130/70° na dodávku technologické páry z - perspektivní jaderné elektrárny s
komerční bázi, v prvé řadě s LWR /zatím projekt С ve výši 75MJ/S z JE s BWR Gundremmingen a návrh PWR pro chemický kombinát BASF/ přednostním zaměřením na využití HTR.
Studie prokázala, že jaderné elektrárny s kombinovanou výrobou jsou hospodárné již oři výkonech počínaje^/800 MWt. Pro oblastní zásobování teplem a pro odsolování byly vyvinuty reaktory IPWR /Integrated Pressurized 4ater Reactor/ v rozsahu tepelných výkonu 100-1000 MWt těchto charakteristik: Tepelný výkon
MWt
tlak v prim. okruhu tlak ostré páry tepl. ostré páry výroba ostré páry
MPa MPa К kg/s
120
62
200
300
400
600
800
1000
9,6 4,7 54 3 /270° C/ Ю З 155 206 309
412
515
Jejich primární okruh s AZ, kruhovým parogenerátorem a čerpadly, bez kompenzátoru objemu je umístěn v tlakové nádrži. Provoz muže být realizován též s vyřazenými čer padly s využitím přirozené cirkulace chladivá. Aktivní zóna využívá konstrukčního řešení PWR od KWU. Reaktor tohoto typu má vysokou inherentní bezpečnost, což usnadňu je jeho využití co nejblíže spotřebitelské oblasti. Má ochrannou obálku z předpjaté ho betonu. Mftže být využíván pro kombinovanou výrobu nebo jednoúčelově pro jadernou výtopnu příp. jen pro výrobu elektřiny. Základní schéma těchto aplikací je v obr. 41. Ve Švýcarsku byly prováděny perspektivní studie o kombinovaném využití jaderných elektráren, které jsou v orovozu /PWR Beznau/ nebo ve výstavbě /BWR Kaiseraugst/. Změny původního projektu JE /např. Kaiseraugst KWK-BWR-925 MWe/ na JEOT /pro CZT Basel/ Dovedou jen к relativně malé změně investic /odběr z turbin, uspořádání a smě rování potrubí/. SCZT může být v jistém rozsahu připojován к JE postupně, přičemž některé jeho klíčové tíseky musí být zahrnuty již do první etapy výstavby SCZT. Ve stá vajícím SCZT pro Basel je topným mediem horká voda 180° С a returní voda 75° С U JEOT
28
se počítá s teplotami 165/BO C. V USA se vyrábí názkoteplotni teplo Л 4ог celkové potřeby energie USA/ pro prů mysl a oblastní vytápění převážně za použití zemního plynu a topného oleje. Vzhle dem к tomu, že obé tato paliva jsou stále dražší a méně dostupná, jsou prováděny studie o možnostech kombinované výroby elektřiny a tepla z jiných alternativních primárních zdrojfl, zejména z uhlí různé kvality a z jaderných paliv. Jaderná elek trárna ridland je jediným velkým zařízením /PNR 2x 2468 NNt/, které má sloužit pro dodávku technologické páry /Dow Chemical/. Jako jaderné zdroje pro potřeby SCZT jsou uvažovány např. integrální reaktory LWR /CNSG-365 a CNSS-1200/ od firmy Babcock-Wilcox. Hlavní komponenty primárního okruhu jsou uvnitř tlakové nádoby podle obr. <2. Z hlavních parametru CNSG a CWSS u1
/1-2/: CNSG
Aktivní zóna
výská к
Výkon Vstupní teplota Výstupní teplota Tlak Průtok chladivá
HHt К К
CNSS
1.8
3,0
365
1200 572 601
f»a kg/s
573 592 15,51 3120
ks К
11916 477
30807 500
К №* kg/s
554 4,830 189
553 6,450 666
15,51 7180
Paroqenerátor Počet trubek Teplota napájecí vody Teplota páry Tlak páry Průtok páry
Integrální koncepce vede к podstatnému menšení ochranné obálky a ke kapitálovým úsporám. Ekonomická eozvaha z r. 1976 vedla к srovnávacím výsledkům razných alternativ podle tohoto přehledu /1-23/: Náklady v f/GJ vyrobené páry: Podklady: $ r. 1976, neuvažována inflace, srovnávaný výkon.
365 HMt:
- topný olej v ceně $ 85/* - uhlí я nízkým obsahem síry o výhřevnosti 18.6 IM/kg, spalo»á«o v konvenční teplárně,' cena $ 1,18 - 1,77/GJ - uhlí s vysokým obsahem síry o výhřevnosti 25,6 MJ/kg, spalováno v konvenční teplárně se skrubry, cena $ 0,853 - 1,29 HJ/kg - teplárna s reaktorem CHSG /uran $ 88/kg OjOB, $ ÍOO/SNU, výměna palíva^l/3 /18 měsíců/. Kromě toho bylo téi uvalováno fluidní spalování uhlí s větší S v teplárně, nízkotepelné zplynování uhlí s větší S a spalování v teplárně, reaktor CNSS1200 MWt a reaktor PWR-3500 MHt.
29
CNSG - 365
Topný qlej SSb«/m"
Chlí>b-
trhlí < S
•£ 3 3/MT
Alt. ÍCR i
v
10
25
Ю
25
10
25
I'.)
25
26
57
131
328
75
187
B8
221
8
8
28
28
21
2i
45
260
260
64
64
209
2o
152
294
325
22 3
120
ЗОБ
4 17
265
f/GJz
fixní náklady provoz a údržba pat ivo Celkem g/GJ
45
418
í
Při nákladu $ 2,21/G.T pro topný olej nemohou malé uhelné a jaderné zdroje s topným olejem soutěžit. Pokročilé uhelné zdroje nejsou výrazné lepší. Jnderné zdroje středního a velkého výkonu topné-u oleji dobré konkurují, v tomto případe zůstávají ovsem známé problémy /rozpory mezi velikostí výkonu a požadavky, omeze ní lokalizace, obtíže při Dovolování, vysoké investice a dlouhá doba výstavby/. Pro dodávky nízkopotencionálního tepla z jaderných nebo uhelných zdrojů ukazuje se nezbytným centrální plánování rozvodu teola podobně jako je tomu u elektrorozvod ných sítí. V Kanadě nehraje v současné době SCZT významnou úlohu, jsou vsak okolnosti /potřeba snížení celkových potřeb fosilních paliv, náhrada za vyčerpávané zásoby ořírodního plynu a nafty, snížení zamořování životního prostředí/, které vedou к znacnénu гаjmu o tuto technologii. Zatím brání výraznému rozvoji SCZT vysoké ka pitálové náklady a četné národohospodářské problémy. Předpokládaný růst využití jaderné energie v Kanadc vedl к hlubším studiím možnosti využívání jaderných reaktorů CANDU typu Pickering jako zdrojů pr" SCZT. Tyto studie dokazují, že kombinovaná výroba s CANDU reaktory ve spojení s extrakenekondenzačními turbinami je schůdná a za určitých podmínek optimální a ekonomicky atraktivní. Obecné se předpokládá, že jaderné reaktory budou zapojovány pro základ ní zatížení a jen do velkých SCZT, kde již existují početné menší jednotky na kla sická paliva. XI. Cs. teplárenský jaderný program ČSSR je již chudou zemí na primární energetické zdroje. Přitom zatím 3/4 potřeby primárních zdrojů kryje CSSR těžbou vlastního děrného a hnědého uhlí /v r. 1980 celkem asi 124,4 x ÍO tun/. Další vzestup těžby je spojen s velkými potížemi a podle propočtů budou zásoby uhlí vyčerpány v orvní polovině příštího století. Proto rozvoj výstavby různých oblastí ČSSR, nedostatek ušlechtilých paliv i kvalit ních druhů uhlí, požadavky na radikální potlačení plynných a prašných exhalací pri spalování málo kvalitních druhů uhlí vedou к neustálému tlaku na vytváření nebo rozšiřování nových energetických soustav. Elektrárny Prunéřov a Mělník mají být konečnou fází využívání uhlí v elektrárenské soustavě ČSSR. Jednoznačné rozhodujícím činitelem pro další rozvoj ES v ČSSR bude jaderná ener getika. Zatím jsou я využíváním ,TE ve svété velmi dobré výsledky. V dosavadní etapě se čs. jaderný program zaměřuje přednostně na realizace velkých jaderných elektráren,a to v těsné spolupráci se SSSR. Zatím byla dokončena výstavba jaderné elektrárny V 1 se dvěma bloky VVER-440 v Jaslovských Bohunicích, ve výstavbo
30
je t.imtež V2 se stejným počtem bloku a dále Vi
v Dukovanech se 4 bloky W E R - 4 4 0 .
По roku ll>90ra.ijíbýt d.ílo vybudovány další dve jaderné elektrárny a to v lokalitě Moohovoe u Lev Leo se 4 bloky VVEP-440 o v lokalitě Malovice u Českých Budějovic na staveništi Dubenec se 2 bloky VV'ER-1000. к uvedenému roku by mely být tedy v provo zu JE o celkovém výkonu 7280 MWe, což představuje zhruba 1/3 / 2 7 , 4 V
předpokládané
výroby elektrické oneryie v ČSSR pro tuto dobu. Po roce 1990 se uvažuje s přírůstkem elektrického výkonu po 1O0O MWe rocné, při čemž se má využívat paralelné reaktorů YYER-440 s reaktory VVER-lOOO. V širším výběru staveništ pro jaderné elektrárny je tč. сез
25 staveništ v různých krajích ČSSR , při čemž výběr je silně ovlivněn
požadavky 7 hlediska seismického. V rozvoji jaderno energetického komplexu v ČSSR je mnoho problémů. Týká se to výběru staveništ, sestavy
dokumentací, dodávek strojního zařízení, typu turbosou-
strojí,konečného kontějnmentu, přístrojové vybavení, zařízení odběru tepla nebo zdrojů pro jaderné výtopny. Pro řešení širokých úkolů JEK do roku 1990 je připravo váno 11 úkolů SP, které si vyžádají nemalých nákladů. V podmínkách ČSSR jsou naléhavě uplatňovány též požadavky komunální sféry a prů myslu na kontinuální dodávkv velkého množství tepla z jaderných zdrojů. Pro potřeby teplárenst\'í je vhodné využívat z ekonomických důvodů nízkopotencální teplo dodáva né z kombinované výroby. Toto řešení je však výhodné pouze pro rozvinuté tepláren ské nebo průmyslové soustavy s dostatečným a tím i ekonomickým odběrem. V podmínkách ČSSR jsou to především velké lokality Praha, Brno, Bratislava, Košice, Ostrava a Plzeň, avšak v současné dobé nejsou JEOT z hlediska celkové technologické a bezpeč nostní koncepce zcela vyjasněnou akcí, ani v mezinárodním měřítku. Vzhledem na roz sáhlost problémů spjatých se systémem odběru tepla nedá se počítat s realizací JEOT v ČSSR bez účasti SSSR a dříve n e ž v S í L P , spíše po r. 1990. Při řešení JEOT bude třeba
w ř e s i t četné vážné problémy související s požadavky na vysoký stupeň širší
jaderné bezpečnosti. Komplexní řešení problematiky naráží též na nejasnosti spjaté s dálkovou douravou velkého množství tepla, četné zahraniční zkušenosti však doka zují, že již v nejbližší budoucnosti bude možno za určitých předpokladů aplikovat dálkovou dopravu tepla velkým potrubím i na velké vzdálenosti.Koncepce jaderných vý topen s malými /1O0-2O0 MW/ nebo středními /AST-500/ speciálními reaktory, které mají zajistit snazší lokalizaci v blízkosti spotřebitelských míst, je v rámci RVHP dosud nedořešena. Pro ČSSR byly by velmi vhodné reaktory výkonu 100-200 MW. Předpokládá se, že systémy dálkového vytápění se budou podílet v devadesátých letech na dodávkách teola asi z 25%. Byly vypracovány technicko-ekonomické studie o možnos ti využití jaderných elektráren s odběrem tepla pro Prahu, Brno a Bratislavu. Potvr dily, že tyto zdroje mohou ekonomicky soutěžit s teplárnami spalujícími topné oleje. Problematika zásobování hlavního města Praný teplem má již svou historii. Již v mi nulosti byly vypracovány studie na ucelenější řešení SCZT pro některé oblasti města. Dlouhodobě, až na malé výjimky, bylo zásobení teplem založeno na spalování uhlí. Tč. je na území Prahy 154 kotelen, z nichž každá spaluje více než 1000 t paliva, pře vážné hnědého uhlí, asi 650O domovních kotelen a zhruba 250 OOO domácích topenišť. Podle přepočtu ze spotřeby paliva odchází ročně do ovzduší nad městem ^ 6 5
tun po
pílku a /\/72 tun S0-. V tomto ohledu Praha předstihuje ostatní světová města. Na konci 60tých let se uvažovalo v souiadu s celoevropským trendem vývoje o výrazném přechodu na spalování ušlechtilých paliv. Tato možnost byla přeceněna a proto nas toupily úvahy o uplatnění jaderných zdrojů. První náměty se týkaly Holešovic a Radotína. 0 umístění prvního JEOT bylo rozhodováno v letech 1974-1976. Návrhy z těchto
31
let předpokládaly, že bude možno koncem 7. PLP uvést do provozu jaderný zdroj JEOT sever s odběreni tepla v lokalitě Kojetice /asi 2C кг. severně od Prahy/. Po roce 1995-2000 měl následovat další jaderný zdroj v oblasti Praha-východ. Při tom se uvažovalo, že pouze stará část města by byla vytápěna na bázi ušlechtilých paliv, jaderné zdroje by sloužily pro základní zatížení s pokud možno nejvyšším časovým vy užíváním instalovaného výkonu a klasické zdroje lokálních soustav by byly určeny ke krytí špiček a jako záloha. Program výstavby integrovaných teplárenských soustav, jak bylo uvedeno, se ukázal po stránce technické a ekonomické velmi náročný a z hlediska lokalit, typu zdroje, zapojení do SCZT i dodávek technologické páry zůstává nadále ve stadiu úvah. Vyvsta ly určité zásadní problémy ovlivňující rozhodnutí o výstavbě JEOT-sever /typ reakto ru, otázka ochranné obálky, spoluúčast SSSP ij./. Proto bylo nutno zajistit alterna tivní řešení zásobování severní a východní oblasti Prahy základním teplem a to v horké vodě pro terciární sféru a Dárou oro průmyslové závodv a špičkovým teplem z místních tepláren a výtopen. Předpokladem realizace je postupná integrace jednotli vých lokálních SCZT v jeden velký oblastní systém. Dálkový ústřední napáječ je v třítrubkové variantě. První napáječ 2x JS-lOOO by byl vybudován pro dálkovou dopra vu tepla z nově rekonstruované uhelné elektrárny EMě a třetí JS-1400 až po rozhodnu tí a realizaci jaderného zdroje /obr. 43/. Požadavky na umístění jaderných zdrojů přicházejí též z dalších velkých spotřebitelských center ČSSR. Brno má prakticky o'd skončení 2. světové války stále velké problémy s dodávkou tepla. Proto si dlouho udržovalo jako významná lokalita prioritu v návrzích na reali zaci .TFjOT. Dnešním základním zdrojem teplárenské soustavy je již od r. 1930 teplár na na Spitálce, umístěná prakticky uprostřed města. Tíživá situace vedla dosud jen к četným studiím o využití tepla z jaderných zdrojů /uplatnění Al, AST-500, VVER440/ v různých lokalitách /Líšeň, Hrušovany, Dukovany/. ZvlášE příznivé podmínky pro umístění JEOT má území aglomerace Bratislavy. Bylo již navrženo několik variant budování JEOT s WER-lOOO v různých lokalitách. XII. Závěr Zastoupení teplárenských soustav má celosvětově narůstající tendenci. V ČSSR se zatím využívá к výrobě elektřiny a tepla převážně hnědého uhlí s vysokým obsahem síry a popela, což přináší závažné problémy spjaté se znečiš£ováním životního pro středí. Technika využití jaderné energie pro výrobu elektřiny již dostatečně pro kázala ve světě svou průmyslovou zralost, avšak její využívání pro teplárenské soustavy zůstává jen ve skromných začátcích. Systémy centrálního zásobování teplem mají mnoho výhod různé povahy a umožňují i pozdější zasazení jaderných zdrojů též pro výrobu tepla. V protikladu к univerzál nosti elektřiny jsou požadavky spotřebitelů na teplo velmi rozmanité. Z toho vyplý vají četné specifické a složité problémy, které jsou příčinou toho, že se využití jaderných zdrojů pro výrobu nízkopotenciálního tepla ve světě výrazně zpožďuje. Předmětem dosavadních návrhů na SCZT jsou jaderné centrály se standardními výkon nými energetickými reaktory a teplárenskými turbinami pro kombinovanou výrobu nebo jaderné výtopny s jednoduššími a bezpečnějšími reaktory nižších výkonu pro výlučnou výrobu tepla. Rozhodující úlohu při volbě jaderného zdroje hrají bezpečnostní i ekonomické problémy. Zvláště pečlivě se analyzuje spolehlivost, bezpečnost a optimalizace
32
zdrojů a teplárenských sítí.' Plány pro zavádění jaderných zdrojů pro teplárenské účely jsou v celém světě velké, avšak realizace jsou tč .' zdrženlivé, jen malé, ojedinělé a zůstávají zatím ve stadiu studií nebo některých projektů.
33
XIII. Použitá
literatura
1. Low-temperature n u c l e a r h e a t . Nuclear Technology 38. Mo J a 2 / 1 9 7 8 / 1. Oesterwind, D . : Economics and p o t e n t i a l use of low-temperature nuclear h e a t , 11-18 2 . Sawage, W. F. a j . : U. S. Department of energy programs t o e v a l u a t e a p p l i c a t i o n s of heat from nuclear reactors» 19-24 3 . Deuster. G., Zenker P . : Heat e x t r a c t i o n from n u c l e a r power p l a n t s , 35-40 4 . Marecki, J . a j . : The o p t i m i z a t i o n oroblems in a l a r g e heat-and-power p l a n t connected t o a d e v e l o p i n g d i s t r i c t h e a t i n g s y s t e m , 41-49 5. jaderberg L . : D i s t r i c t - h e a t i n g i n Greater Stockholm, 50-33 6. Aho, N . , H i i d e n p a l o , H, a j . : I n v e s t i g a t i o n s concerning n u c l e a r energy i n
7. 8. 9. 10. 11.
the combined production of e l e c t r i c i t y and h e a t i n t h e H e l s i n k i m e t r o p o l i t a i n a r e a , 54-61 Fazekas. J . , Mamuzic, M.tHeassures to ensure t h e p o s s i b i l i t y of future heat supply form t h e Kaiseraugst nuclear power s t a t i o n , 75-82 Aussourd, P h . : Front heat e x t r a c t i o n , 97-103 Bogen, J . , S c h u l l e r , K. H.: D i s t r i c t h e a t i n g from nu^l^ar power p l a n t s , 104112 Hflhlhfluser,H.J.: Steam t u r b i n e s for d i s t r i c t heating i n nuclear power p l a n t s , 113-119 Gransell, H., Hflglund: Core design and dynamics of the SECURE district heating reactor, 144-154
12. Rogers, J.T. aj.: CANDU reactor operation for electricity production and district heating, 165-173 13. Sokolov, I.N., Skvortsov, I.N.: Atomic central heating-and-power plants and atomic boiler houses, 174-177 14. Scholten, V., Timm, M.: Survey of existina district heating systems, 178-186 15. Tzikanov, V.A. aj.: Experience in operation of the experimental atomic power plant ARBUS with the high-boiling organic coolant-moderator ditolylmethane, 187-191 16. Nargen, P.H.: F.conomics of long-distance transmission, storage, and distribution of heat from nuclear plants with existing and newer techniques, 192-203 17. Tokarev, Yu.J.,Sokolov, I.N. aj.; A boiling Water reactor in a prestressed reinforced concrete vessel for an atomic central heating-and-power plant, 221-224 18. Nilsson, L.,Hannus, M.: SECURE nuclear district heating plant, 225-234 19. Boese, F..K., Kadella, H.: Application of the integrated pressurized Water reactor to district heating and desalination, 235-241 20.'Labrousse, M., Lerouge, B. aj.: THERMOS reactors, 242-247 21. Skvortsov, S..A., Sokolov, I,N. aj.: The low-temperature water reactor for the district heating atomic power plant, 248-251 22. Timm, M.; The economics of nuclear district heating form the utilitys point view, 280-287
34
23. Spiewak. I., Перрег. O.K.: Estimates of tit* costs «f steam derived free nuclear and fossil fuels, 2tt-294 24. Har«en, P.: Summary-low-temperature nuclear heat. 121-1)0 2. Využití tepla z jaderných enereetických zdrojů. Sborník prací ve 2 dílech z konference s mezinárodní účasti v Praze , '.-i."2. r. l*7t, jmenovitě práce: 1. Kromrk.R.: Koncepce výstavby jaáernýcn elektráren
л
jaderných elektráren
s odběrem tepla v CSSft. 9-17 2. Vavrein, П.: Palivová a enereeticfcá problematika hl. a. Prahy - jedna z hlavních podmínek rozvoj* města a zlessení jehe Životního prostředí, 1S-2» 3. Pout, F.: Zásobováni hl. m. Prahy teplem. 27-14 4. Zuhaj, ». aj.: Pokrývanie potrieb tepla v Bratislav* pomstou jádrového zdroje, 15-44 5. Slou*. J.: Kondenzační turbina 250ЯК s jedním remu loveným odměrem к tiakovodnímu reaktoru W E * Son moko W E B ÍOOO, №9-123 (>. Bortiík, J.: Soolehlívost dodávkv teola při realizaci jaderného zdrajc v teplárenské soustavě, 133-147 7. Koliř. V.: Využití akumulačních schopností horkovodních napáječů ke zvyšo vání pohotového elektrického výkonu tepláren, 14*-l57 •. Valášek, Л.: Přestavba parních teplárenských soustav na vodní, ISB-I69 9. Poul, F., Cuřín, K.: Současný stav v řešení JEDT v lokal ité Kejet ice. ltt-192 ÍO. Lacina, O. aj.: Současný stav řešení zásobování teoelnou enereií koncerno vých podniku Chemooetrol, Spolana Beratovice, Kaučuk Kralupy, z JEOT. Коjetice. 193-2П1 11. Kubín, H.: Konceoce koncernu Cst v oblasti rozvoje zásobování průmyslu i obyvatelstva teplem, 11/11. díl/ 12. Polliart.. А..т.: nálknvé vytápění mést s využitím jaderného tepla. Činnost MAAE v oblasti vyuiití jaderného tepla, 12-15 13. Klik, Г., Bečvář, J.: Bezpečnostní problematika jaderných elektráren s odbě rem tepla, 20-2* 14. Kramol i*, r*.: Závislost dalšího rozvode města Brno na využití jaderné energie к zásobování teplem, 27-to 15. Drahý, J.: Koncepce parních turbin pro jaderné elektrárny s odběrem teplá, 31-44
16. Halil, J . : Perspektiva zásobovánia teplom z jádrových zdrojov v Kadarsku, 45-48
17. Valášek, Д.: Teprlné s í t ě , 79-M 3. Atomnaja nauka i technika v SSSR. Sborník Atom Udat, 1977, jemovité stati: 1. Malaja atomnaja energetika, 56-64 2. Atomnaja energija v teplofikacii i promyíiennom teplosnabienii strany, 71-79 4. Energetika: l. Ki. il, :t. aj.: Clona jaderných zdrojů v soustavách CIT v «lektrizaA .í soustavě.
35
27 /1977/, 112-114 2. Kubín, м.: Návrh dálkového zásobování hl. m. Prahy teolem, 28 /1978/ 307-315 3. Bortlík, J.: Řešení iaderného zdroje s ohledem na spolehlivost dodávky tepla. 28 /1979/, 467-472 4. Hromek, R.: Nové směry rozvoje teplárenství v SSSR a možnosti jejich využití v československé energetice, 29 /1979/, 71-74 5. Kubín, V.: Rozvoj centralizovaného zásobování teplem a výhledová urbanizace CSP, 3o /1980/ 6. Kubín, M.: Rozvoj teplárenství a soustav centralizovaného zásobování teplem, 30 /5/, 1980, 211-216 7. Hromek, R.г Zásobování nízkopotenciálním teplem na bázi jaderných elektráren, 30 /6/, 1980, příl. s. 1-12 5. Jaderná energie 1. Valvoda, Z.: Ve světě se zvyšuje zájem o jaderné teplárenství, /1977/ 430-433 2. Heřmanský, В.: Jaderné vytápění, /1978/ 380-395 6. Nukleon Stach, V.: Zásobování teplem z jaderných elektráren, 1978, č.l, 11-13 7. Report 5252 T ÚJV, 1980 Vymetal, L.: Jaderné vytápění, Dřehled projektů v několika zemích 8. Rešerše Bib. 489/79 ÚJV, 32 s. Procházková G. Jaderné teplárny a výtopny 9. Lavrenčič, D.: Kernenergie in der Energieversorgung der UdSSSR,Atomwir tschaft 24/1979/, 360-369 10. Report ÚJV 4251-T, 1977, 21 s. Kašák F., Kadlec J.: Rozvoj jaderné energetiky, problémy bezpečnosti a životní ho orostřédí 11. INFCE Summary Volume, IAEA, Vídeň, 1980, STI/PUB/534, překlad ÚJV 5393T, 1980 12. Ricateau P.: I,e chauffacre urbain nucléaire CEA-C0NF-3611 ,Grenoble 1976 ,27s. 13. Sborník referátů z konference o problematice jaderných elektráren s reaktory VVR-1000, Františkovy Lázně 1979
36
1
C0%
ČSSB T>oltkÁNDR Buth.\Madr
Vttm. SS$K\№tl
kondenzační elektrárna rddélená
výroba
\Kak. \0B
Щ vytopíта
-0
НЫ
\F/n.
\šuýe.
С teploma kombinovaná výreba etektřiry a teou
elektřiny a tepla
I
turbesoustrejí (kondenzační)
kctel
Tn
kotel
L
turbosoustryi (protitlaker
kote! spctreb:, teple
Ú kondenzátor
vyměnit
spotřebič tepla
energie palva 100
energie paliva 100
energie fu':: a 120
kondenzační' elektrárna
výtopna
tepiemj
Ш ztráta , spalovacího okruhu I
Obf.2ffjPorovnonl energetické náročnosti oddělené a kombinované výroby elektrické energie a tepla při stejném užitném efektu
37
oo
о ElektrSrrv.-
> ! "РГ
•
;• .
• ' • • • '
4
'
" •>
r,li'
1>'Л:
essp •г. мк i 3
V
ČSR 12 _ ' 5 J
!
-:;
1" >
-;
S S i-' í S-l 1 .•
"-i:
100 90 80 70 60 SO 40 30 20 10 0
ж~~ ~ ^^^
^r
0 О!,,-.
200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 С 4
1-1/
p< .;',uLr-i:y
n,i t t ' C h n o L r n i irkt.'
na ! u p l " U '
250
;-: "
-~^***\
t>*pl'
NSH 147 3 /
фЫртkpbfm *C
ъМсс el. výkon» /odkfr 0.25 0.20
200
0.15 150
0.10 0.05
100
500
1000
tcfíloty
pr i
velknho
výkonu
••."M i o d b o r u
1500
2-4
v
KHipnovr'm /LWP 1 Ю0 MW
řU/S
39
hpfti
h»
15<Г
-Л
Obr.
9<ř Lkfóo 1 ^!
U
120*
ct»n„\tc^
7 /2-15/
Schéma
koncenzační
odberv
t e p l a pro ohřívání
<>br.
8
parm
t.urbír.v tnpnř
я not*v<:uLo'\ir.yr i s í í o v 1 voď/
/2-1',
.Srhóm.i kondenz 1'Tiť "dbiTovi ; rrmilmvmým
odb<'ř ч-п / c v s o r h
40
turbínv
2rj<> 4W
4 p r o ' . , d 4 NT !
J2
I
etO] 2-L
0
: г-Э ;
27
"П
t VT ou. 2 3
i^i-J
r
o#es»sv
V 7 O'i T<jQB»tV Л<7Г9»М70Я
Г" "l
7 в 12
*OHO£*J5AT*Y AOHO&J9*7XV V OH4I**KV
/• 2*
Г"
/7
L
j i
ИФ ОООАШО Ó f * ^ « a u '
t±£*T*C*Mt*Úáe«A
2?
aau/čomů
22
suéičt
CJ
VÍUKOS'
4№ ~:A"
26 0"iriMt юе*л >оог Í 7 О-Л-и»* TJauf < W
snjOKie
л»«-4Л/ sWxOtv
á * 2
* 7
5W
Vp-S)
2$
,'A
6.0MP.274X 786 kři 7 n
r^n
707 707 kPi № 2€0*C
VVER 1000 500 MW
"Sllf
oiir. In / 1-4/ IHaqrar tfpeln' ; ho cyklu JEOT s wrp-io"''' /Juoblok/ nořilo nolskó informao1 . rCíik t o r
2. J. 4. r >. fi.
paronenerítory 7.níIkotlak.* n a p á ^ c i hbivnť éprr>.irl]a 8.odplvňov^č turhoKoustroií í.nanáieekň '.onclcnzátor lo.vvsokot l.ií;»1 I M I J I . O kond"nz,Stk.i 11.separator vlhkosti lZ.nfehfív*k n.1rv
42
9 УТ
ЧЭ
NT
^—w
nď
éď
9»
Чг1
"нтпттйпт'тЫ ~
d,
43
H&
fOOOMt
.•msijorlni vzduiU-: ' S i l JJOI!'.' •ri-.J •
,:-• iv,iw!i.' MKV - t » •
'
•
•
160
*
tNtmg vfko* iOOMW^20
90
*0
SOkm
limimí ekonom, transport. vuUílenoiř
оо
ттштш II! Ill •"
"1 HI
D|
-
5.5 m
Т 'ИГ..'1..'?.".
f*
т ж Щ Щ Щ Ш ífe:
45
«•0
600MW «o KLCKTÍM*
i
1
WOOMW
! 4 2 I
s
í
1
co
2000 MW
80
60
л**У ГМ0ЯК*' i VOP* у
Й 4>
fro optimální teploty do síří
20 —\
15
1
1
*0
100 km
dopravní vzdálenostI-lb/
vvs^Kr nakl.kiy :ia p o t r u b í Antorné nákUuiv : . : t t Libí . Opt imá l : i :
5
10
20 km
50
100
900
t$lm prSmfr. podmTnky
/
ebfiviý itríf)
/ ocelové
-3
/ /r beton, kanálech
/ /
16S°C / / "SMAt// %°C .nehoredujíeT 1Mfb /pfvme У aemi
V /
0,S
1,0
rv - :i 1 •)
Tv
1,6
:"ГГ| i
47
20
•фут
•шкы
*»/<; 60 -
т-7] r
Heat С *«пег Steatr
*
Ж
50
40 41.8 ОМ Gca' 2 4 DM " IS
ЬОкт
30
48
10
30
50 kw
TO DM GJ
-..»'. :.!.:•.-
-л
:•-*.»
49
Obr. 22 Tepelné čerpadlo 1. elmotor 2 . komuresor '*•. kondenzátor 4 . tlaková j ímka J. redukční ventil 6. oď-ia řovač
KAPALINA
nbr.
' M / 1 - 1 9 /
SeNVi.i
i nt p ó r o v a n é h o
•/.<\vn\v
s
ďijfiným
2.
v y p o k f i t Kik-í
!,
n í z k o t 1 .ik.í
•1. r
>.
<•.
s v s tomu
j.iticrncho
f . o p e in
ťL-rp.itilem
Uirbirvi t u r b i n.i
(inicr.ilnr k')nilr-n/.it
"r
lomf>rfiinr
7 , rcilukrn í vont i 1 8 .
výměn i'ky
t e n 1
'í.
výměn í k v
t m i л
• f
50
Obr. 24 / 1 - 1 6 / Рл'ицксс e l e k t r i c k é h o výkonu Л i ti-nla nebo p r o t i t l a k o v é h o prov.'.
4/kwt Ш
300
NukfoeimT ZiýSemo výrobu rtpnt
200 kom
ekj
Ю0
i
i
i
i
i
i
i
500 ЮО0 1600 2000 2600 ЗООО Э600
o b r . 25 / 1 - 2 2 / "irrné i n v r s t icc nro k l a s i c k é .i i.icli-rnó různých výknm" / c e n y 197ři/
51
zdroje
MWi
г г
e
T
4
ro/t
1
4
li
4 §
52
M-ffi-^
m
iOOMHř
REAKTOR
апмЛ/и'ТШш
o b r . 28 Schéma B c l o j a r í k i ' JECiT s r r a k t i r c n ЛМВ-Юо
J® ' 'I;r.
sch<'r.
: П '.:* Г '
.bloku Bi I-ЛЕС
I -год кf oř 2 . t o n n v Ы:ы 1
i i - l V ' i r I jfU
COrfjřl'1 l i l
t u ř í ) i n-i
14 . n í z k o t l a k ý
fiCTjfirátor
~> .<-'4'/dušňov-K'
i 3. č e r p a d l a knrvlori^ít •
knrulr z á t o r vzduchový c h l a d Lččerpadla cirkulační
S3
preui-in'.
15.ionexový
filtr
16.základní
ohřívák
17.áníčkový
ohřívák
18.qcnerátor
Obr. 30 /1-21/ Reaktor oro AST 500
1-reaktor 2-reakt.nádoba 3-tahová sekce 4-výméník tepla 5-AZ 6-SUZ 7-chlazení betonu P-chlaZenf ocelového obkladu
54
СП
СЕНИ
•— J í
,'il 'I'
I "I •, 'i ., ' У
55
N
.iť
Ч
JÍ
'О
Д.
.О
+-
о.
о ->. Jоť
£
£
Е
С
>
(Я
Obr. 34 . ' 3 - 2 ' Techno loo tekó schéma AST s integrovaným na orej. 1. 2. 3. 4. 5.
reaktorem
chiadivo
aktivní zona výměníky tenia nojistnd ventily čerpadla I.okruhu kompenzátor objemu
6. nredehrivač sítové vody 7. kompenzátor obie.~u přechodního ob jeru 8. trorp.i.ila přechod. okr. 9. cerpadi.a s i i o v é vody РотосгУ provozy
•r,r. 33
;-lT/
Schéba okr-JÍ-,*; ЛЕПТ
reaktora
L. reaktor 2 . oarocieneríf t o r 3.
4. 5. 6. 7. 8. 9. 10.
b'Jbon
turbogenerátor 'KonrioriZrit or kor.dcr.z^tka nízkotiakový ohřívač odnlyriovri. napájecka vysokotlaký ohřívač
11. c i r k u l a č n í ceroadla 12. o h ř í v a č s í t o v á vorfv
56
ЛгД5('-*^ Я ^ « 4 * -Ty
Obr.
Axy*Ař * * М у Л © с 4 * р 6 »
35 / 1 - S /
3. b l o k B a r s c b a c k BWB-Hxi<> NWW JÍXX> :iwt/ Teplárenský
r e i i m 43') 4Wt • 8 Ю MWo
x m í s t n í výtopny - o l e j s a t e l i t n í č e r p a c í -* vvmoij. s t . m i r p - r o z v á d ě č i u o t r u b í И 7oo-12tX> m/m t e p l o t y lbS°c/7o°Lměstské 1 u o t r u b í 12(>"c/bo°C
J . 4 . n . % . b U > k » ' ч к т д | ' к HWK Ь 10Ц) MHc / ИЮО MH t / l f i r u t i t I ;*M n . 1 m t u r b i n y N <><|Ы'|ч*т » p r u t i t 1. t , m p U r i M i s k ý i ť í l m i № ) MHt • 1*2 MW, H o d b ě r . I . m a x . lout) MW( - roiv4dccí |Kitrub'i
h l a v n í 121 • 1 km daitribuřní H km
t e p l o t y US°C/íS°C E n e r t l i e p r n £ e r p a i i l « л / » о МИ NdkUily na p ř e n » » t e p U p t a l 2 0 0 0 . 1 0 * » v . k / l » 7 4 /
r~ T N/l - ®
a>
•
O fees
fWW
-44)
*Ч
11
in
а>
4HJH ^
®
Г
@
Ъ
"иёКГ... obr.
/uomwi^ot
ib
l'i ini.íi n i
l.
/ 1 - 1 1 /
okruh
r.-.iktoru
s r v UK
i w t t o r
19W
WW
vyim n i k l
v.
Pí
Obr .
1
v
nMvý
li-IZI-li
o
vy-oba
::,• .-.
l.i rubu-,. •řiti'!' 1 .'IKÍ/k.! ltlť
I .i ' t 1 ' V . i n . t ' l
I t í k t r i nv li.uk.b.i
Požadavkv
иг
s!!lt':;iM.M.' i
t
37,• 1 - * . •'
u.1
t п . - 1 In-
Dro
ob
.ist
Hť Ls i nk
.: i .
ivlp , .
Iit-l o n . i
V i l . '
ktL/A,
$
Obr. 38 /1-6/ Plán. l.n. 2 bloky KopparnSss LWR a 100O nwe Norm.kondenz.turbinv s odbéremíM 800 MW
Uklt. MMOeU^tiolkTlGO
Obr.
39 / 1 2 /
Maximální jader, výkon niv. rňznó městské
Frnneie v r. 1485. (*
ktb'i! =
Lo''Koa!/h
~
l.lf'!
MW
oblasti
- - - - rozváděči potrubí, teploty )6D /60°c 9 110O mm tlak 25 baru energie pro čerpadla 20 MW Zapojení jaderné teplárny do distribuční síté oodle schéma. Celkové investice 35OO.106 Fmk/2820 MFmK jader ná elektrárna + 6 35 MFmK rozvod tepla/ /lí-mKA/0,25í/ .
^ЕЕЕЕЗ? s
Obr. АО /1-20/ Inteurováný reaktor THERMOS A k t i v n 1 7.0ПЛ
ci?ri>ad I л výnrníкv tenia ri'f'u I ^t'e
akumulátor
níjr . 41 / 1 - 1 9 / / m l i b i c e JPWP na SC7.T .1 o d s o l o v á n í 1. R e a k t o r IPWR
6 . NP-turhina
2. Pomocná s v s t e m v i. T u r b o s o u s t r o j í
7. O h ř í v a č slant* voď. 8 . r o ř s k á voda
4. Provoz o d s o l o v á n í 5. V P - t u r b i n a
9.
61
Destilát.
19
•Cqo fUoijrzuaúuvsx ^J(»..JI • Í.
(upz ) ъ д ш > njom»j
SSM3 аэиаэиоц /I-I/
^1
"1
Г» "*ЧО
,{£riit^f*
1
Ш90Х
t
««TI
J
«•lít)
.Л
i
í
gjy» m/s
'
& %í
L—-z~7j
\J^1™A r>! . 4 Í
4-7
r-.:nkfní »<Л*»л «h!istn9 l e p l n r i k a C a O v ay-«t
63
