В ФПИ подчеркнули, что подводный энергетический комплекс “позволит решить проблему энергообеспечения удаленных потребителей как оборонного, так и народно-хозяйственного назначения”.
Проект ФПИ “Айсберг” реализуется с января 2015 года при головной роли АО “ЦКБ МТ “Рубин”. Проект предусматривает создание технологий и технических средств, обеспечивающих полностью автономное подводное (подледное) освоение месторождений углеводородов в арктических морях с тяжелыми ледовыми условиями. В частности, ведется разработка подводного автономного бурового комплекса, подводного автономного энергетического комплекса, подводного судна сейсморазведки, подводного транспортно-монтажного и сервисного комплекса.
В соответствии с задачами проекта, охрану подводных комплексов по добыче углеводородов и инфраструктуры месторождений планируется силами Военно-морского флота с использованием автономных средств самообороны.
Торопов рассказал, что по проекту энергетического комплекса завершены необходимые проработки, выполнено 3-D моделирование. Он отметил, что при одобрении правительством РФ и получения заявок от заинтересованных компаний воплощение проекта энергетического комплекса в жизнь может быть начато “в самое ближайшее время”.
Согласно макету энергетического комплекса, ресурс установки – 200 тыс. часов, срок службы – 30 лет, мощность – 24 МВт, период непрерывной работы без присутствия человека и технического обслуживания – 8,000 часов.
“Поддержку в дальнейшей реализации проекта оказывают Минобороны России, госкорпорация “Росатом”, ПАО “Газпром”, АО “ОСК”, которые уже сегодня учитывают в своих инновационных и долгосрочных планах реализацию создаваемых в рамках проекта “Айсберг” перспективных автономных комплексов” – заявил руководитель проектной группы ФПИ Виктор Литвиненко.
“В тесном взаимодействии с Минэкономразвития России создание пилотных образцов автономных комплексов предусматривается, в том числе, в рамках проекта государственной программы “Социально-экономическое развитие арктической зоны Российской Федерации на период до 2025 года и дальнейшую перспективу” – добавил он.
Источник: ИнтерФакс
Пока NuScale изобретает велосипед и продает свой, морально устаревший еще до рождения, реактор “всем лишь бы кто купил”, мимо автора этого поста в ЖЖ прошла сварка первого корпуса судового реактора РИТМ-200 (см. первое фото ниже).
Изготовление первого корпуса реактора РИТМ-200 для нового линейного атомного ледокола (ЛА).
Изготовление второго корпуса реактора для ледокольной РУ РИТМ-200. Обратите внимание на отсутствие шпилек крепежа крышки, что интересно.
Водо-водяной реактор проекта ОКБМ им. Африкантова (разработчиков всех реакторов атомного флота) должен стать основой ГЭУ нового атомного ледокола пр. 22220 (см. подробный ролик).
Строящийся ЛА “Арктика”, куда встанет “РИТМ-200”. В центре виден реакторный отсек.
Это реактор интегрального/модульного типа (кассетные ПГ расположены внутри корпуса реактора См. фото). На низкообагащенном урановом топливе с обогащением до 20% и кампанией до 7 лет. Тепловая мощность реактора – 175 МВт, в составе ППУ он работает на паровую турбину ТГ мощностью 36 МВэ. Корпус первого реактора уже проходит гидроиспытания в ЗИО, чтобы затем отправится в ОКБМ на сборку внутриреакторных конструкций.
Технические данные реакторной установки РИТМ-200.
Разрез РУ (стендовый/выставочный макет).
Чуть выше горизонтального патрубка подвода теплоносителя от насоса видны кассетные парогенераторы, располагающиеся возле обечайки корпуса реактора. Они же видны на правой “отрезанной” части макета. Это решение пришло из реакторов ВМФ и для гражданских морских реакторов является рывком в плане улучшения массо-габаритных показателей и надежности систем. ППУ РИТМ-200 в составе ГЭУ с вспомогательными системами показан в более ранних постах об этом реакторе у РУ, 25.1 и 25.2.
Два таких модуля размером 6х6 метров и весом 1100 тонн (биозащита не показана) и будут составлять ГЭУ ледокола “Арктика” (рис. 5).
Сравнение РИТМ-200 с предшественником КЛТ-40, проигрывающим по сложности системы компенсации объема и давления (СКОиД), массе и габаритам.
ОКБМ в свое время порадовал вот такой фоткой СУЗов реактора РИТМ-200.
Загадка, что же такое раскладывают там эти парни в белом.
Источник: http://tnenergy.livejournal.com/30625.html?view=675233#t675233
В Пентагоне рассекретили получение информации о российском проекте «Каньон», в рамках которого идут работы по созданию необитаемой подводной лодки, оснащенной ядерными боеголовками мощностью до 10 мегатонн. Американские военные заподозрили, что этот тип субмарин будет нацелен против военной инфраструктуры США.
Источники в Пентагоне, утверждающие, что имеют инсайдерскую информацию о новом российском проекте, рассказали о некоторых ключевых особенностях беспилотной субмарины. По их данным, проект «Каньон» подразумевает строительство автономных беспилотных подводных лодок, несущих ядерный боевой заряд мощностью до 10 мегатонн. Беспилотные подводные аппараты с установленными на них ядерными боевыми блоками огромной мощности можно будет удаленно использовать для уничтожения портов и других объектов военной инфраструктуры.
Теперь в потенциальной опасности находятся в том числе американские подземные объекты на побережье, где обычно базируются подводные лодки. Новое вооружение позволит нанести огромный ущерб противнику, уничтожая или повреждая объекты на большой площади. В Пентагоне опасаются, что также возрастет угроза для американских мегаполисов, которые расположены на океанском побережье.
НОВАЯ ПОДЛОДКА – ПРОЕКТ ОТДАЛЕННОГО БУДУЩЕГО
Директор Центра анализа стратегий и технологий Руслан Пухов подтвердил, что в настоящее время российская промышленность ведет огромное количество проектов и один фантастичнее другого: «Вполне вероятно, разработка необитаемой подводной лодки в России также ведется наряду со многими другими перспективными проектами. Но сказать об этом наверняка нельзя, эти работы засекречены, поэтому никакой подробной информации на сей счет в открытом доступе не существует.
При этом обращает на себя внимание то, как информацию о новой российской подлодке подают американцы: их послушаешь – так это вооружение появится чуть ли не завтра и станет смертельной угрозой для Америки. Конечно, это сильное преувеличение, больше это похоже на попытку американского военного лобби под предлогом российской военной угрозы выбить больше денег на покупку и разработку нового вооружения. Работы по созданию принципиально новых видов и типов вооружения – это долговременный процесс: до того момента, когда появится прототип, могут пройти годы и даже десятилетия.
В любом случае реальное создание автономного необитаемого мощного подводного аппарата, способного нести на себе ядерное оружие, – это вопрос даже не завтрашнего дня. Пока непонятно, выделят ли военные для реализации этого проекта деньги. Также открытым остается вопрос, до какой стадии будет доведен этот проект: останется на уровне опытной разработки, доведут его до стадии создания опытного образца или подлодка действительно будет принята на вооружение».
Несмотря на отсутствие каких-либо подтвержденных данных о новом проекте, о нем говорят как о чем-то состоявшемся. Скорее всего, этот феномен объясняется тем, что российский ВМФ и его предшественник, флот СССР, были новаторами в сфере подводных систем и оружия, в том числе подводных лодок и торпед. И всегда были в лидерах по созданию проектов экзотического оружия.
Так или иначе, но специалисты уже строят свои предположения на тему облика этого перспективного оружия. Понятно, что недостаток информации напрямую отражается на такой аналитике, тем не менее зарубежные специалисты пытаются составить мнение о новом необычном оружии и предугадать сферы его применения.
Подводные необитаемые аппараты, существующие и создаваемые в настоящее время в различных странах мира, в значительной степени несут информационную функцию, выступают в роли подводных разведчиков и весьма ограничены по своим возможностям. По сути, сегодня впервые зашла речь об оснащении беспилотного подводного аппарата боевой частью. Скорее всего, эти аппараты будут использованы для одноразового применения.
Подобный подход с созданием аппаратов-камикадзе уже применялся ранее в области беспилотных авиационных систем. Есть предположения о технических характеристиках подлодки: новый подводный беспилотник будет иметь высокую скорость и будет способен преодолевать дальние расстояния. Звучат мнения, что на торпеду планируется поставить малогабаритный ядерный реактор, и она сможет иметь практически неограниченную дальность хода.
Вице-президент Академии геополитических проблем, доктор военных наук, капитан первого ранга запаса Константин Сивков рассказал, что сегодня действительно сложно делать предположения по поводу новой подводной лодки: «О том, что ведутся работы по созданию подобной подводной лодки, официально ничего не говорится, поэтому строить предположение, какое это будет вооружение, сегодня достаточно сложно.
Из анализа открытой информации понятно, что в разработке находится малогабаритный необитаемый подводный аппарат: беспилотник будет способен действовать на большом удалении от границ России, в зонах, контролируемых противолодочными системами США.
Возможно, это будет торпеда с ядерной энергетической установкой, ядерной боевой частью. За счет малых габаритов и отсутствия экипажа на борту удастся эффективно решать противолодочные задачи различной степени сложности. Можно однозначно сказать, что американской системе противоракетной обороны эту цель будет весьма сложно обнаружить и уничтожить, поскольку старт такой торпеды будет производиться из подводного положения, из любой точки Мирового океана».
«КАНЬОН» БУДЕТ ОХОТИТЬСЯ ЗА АВИАНОСЦАМИ
На поверхности и гипотетические недостатки нового проекта. Если торпеда будет двигаться к цели по заданной программе слишком быстро, то она будет гарантированно обнаружена системой подводного наблюдения, после чего уничтожена. При этом тихоходная торпеда, которая сможет скрытно атаковать цель, не очень актуальна в современной динамичной войне. Но рассматривается и другой вариант применения этого оружия. Есть предположения, что этот необитаемый подводный аппарат может быть использован для уничтожения американских кораблей в отдаленном районе.
Не исключено, что подводный беспилотник проектируется и создается для борьбы с ударными авианосными группами потенциального противника. Ядерная силовая установка уберет ограничение по дальности, что позволит запускать аппарат прямо с российских берегов. Очевидно, что дальнодействующие средства – это, наверное, единственный способ, который поможет российскому ВМФ вести эффективную борьбу с внушительным американским флотом.
Российские военные и ОПК пока никак не реагируют на заявления о том, что ими ведется работа над созданием необитаемой подводной лодки. По всей видимости, их цель – поддержать интригу. Так что факт создания специального носителя ядерного оружия большой мощности не подтверждается и не опровергается. Таким образом, истинная суть нынешних обсуждений, скорее всего, не откроется в обозримой перспективе. Но в любом случае только официальные сведения о новых разработках помогут выяснить, имела ли новость о создании новой субмарины под собой почву или это попытка дезинформации с той или другой стороны.
РОССИЙСКИЙ ОПК РЕАНИМИРОВАЛ СОВЕТСКИЙ ПРОЕКТ ЯДЕРНОЙ ТОРПЕДЫ
Есть предположение, что в основе проекта «Каньон» могут лежать ранние советские разработки. Известно, что вскоре после освоения ядерных технологий советские специалисты начали разработку специальной торпеды, предназначенной для атаки побережья противника. Подобный проект был разработан в самый разгар холодной войны, когда на повестке дня стояло реальное применение ядерного оружия. Было предложено в качестве «средства доставки» использовать разрабатываемые атомные подводные лодки проекта 627, оснастив каждую из них гигантской торпедой под термоядерный 100-мегатонный заряд.
Однако руководство Военно-морского флота СССР выступило против этого совершенно неизбирательного оружия. Возможно, дальше торпеда создавалась без участия флота, во всяком случае бывший начальник Главного штаба ВМФ адмирал Валентин Селиванов рассказал, что за время службы ни разу не слышал о создании подобной торпеды.
Тем не менее проектные разработки были продолжены, проект получил шифр Т-15. Предполагалось создание крупной торпеды с ядерной боевой частью большой мощности. В 1954 году был создан эскизный, а затем и технический проект. Огромная торпеда, несущая тактическое ядерное оружие, весила 40 тонн, имела длину 23,55 метра и калибр 1550 мм. Однако вскоре работы над торпедой Т-15 были прекращены.
Даже в 1950-х годах противолодочная оборона ВМС США не пропустила бы подводную лодку в 50-километровую зону вокруг своей базы. Кроме того, входы во все американские базы за много километров закрывают извилистые берега заливов, острова, мели, а также боновые заграждения, стальные сети. Такие препятствия на пути к объекту торпеде Т-15 было невозможно преодолеть.
ЯДЕРНАЯ ТОРПЕДА ДОЛЖНА БЫЛА СПРОВОЦИРОВАТЬ ЦУНАМИ
В 1961 году было предложено внести инновацию в этот план. Предполагалась, что подлодка будет производить пуск торпеды вне действия систем подводного наблюдения США. Выработав запас аккумуляторов, торпеда ляжет на грунт и будет ожидать команды на дистанционный подрыв. Разрушение береговых объектов или морских баз планировалось достигать вызванным атомным взрывом цунами. Взорванные у океанских берегов США суперторпеды должны были вызвать волны высотой 300 метров, которые просто смыли бы американские города, нанеся США невосполнимый ущерб. Этот проект также был отвергнут, и вовсе не по соображениям гуманности. Советские гидрографы провели подсчеты, что рельеф американского побережья ослабит цунами и существенного ущерба подводный атомный взрыв не принесет.
Ряд экспертов считают, что разработки безэкипажной подводной лодки в дальнейшем были продолжены в Советском Союзе и России. Называют, в частности, секретный проект по теме «Скиф» в конце 1980-х годов. Специалисты говорят, что в этом проекте были использованы технологии, отработанные при создании торпеды Т-15. Возможно, именно этот проект стал прологом для создания программы «Каньон».
Главный редактор журнала «Арсенал Отечества», полковник запаса, военный эксперт Виктор Мураховский рассказал, что Россия строит необитаемые подводные аппараты. По его утверждению, это не секрет, однако конкретные названия этих опытно-конструкторских работ, их назначение и кто ими занимается, не разглашается: «Сегодня технологии в области беспилотных аппаратов шагнули далеко вперед.
Необитаемый аппарат может работать в автономном режиме, с заранее заложенным алгоритмом выполняет задачи, кроме того, дополнительно собирает данные с помощью сенсоров и самостоятельно вносит корректировки в программу. Также беспилотным аппаратом можно управлять дистанционно, сейчас существуют средства, в частности оптиковолоконные, которые позволяют управлять таким аппаратом на расстоянии нескольких десятков километров под водой».
В США ЗАЯВЛЯЮТ, ЧТО ПРОЕКТ МОЖЕТ ОКАЗАТЬСЯ ДЕЗИНФОРМАЦИЕЙ
Отмечается, что в настоящее время и США, и Россия в рамках развития своих военных флотов усиленно разрабатывают новые беспилотные системы. Сами американские военные неоднократно заявляли, что беспилотные технологии представляют огромный интерес для военных, в том числе имеют большой потенциал на флоте. Прогнозируется, что в будущем должно появиться большое количество проектов беспилотной техники, в том числе подводных аппаратов, которые станут неотъемлемой частью флота.
Неслучайно в апреле этого года министр ВМС США Рэй Мэйбус заявил, что беспилотные системы являются одним из приоритетных направлений в развитии американских ВМС.
При этом достоверно известно, что американская оборонная промышленность пока не занимается созданием подводных систем с ядерными боевыми блоками. Но вполне вероятно, что США уже в ближайшее время ответит на гипотетический российский проект своими новыми разработками. При этом американские эксперты утверждают, что проект «Каньон» еще долгое время не будет представлять опасность для США, поскольку на завершение разработки проекта и испытания прототипов нового подводного аппарата уйдут годы, а то и десятилетия.
Американцы уверяют, что понимают: имеющиеся сведения о новом российском проекте беспилотного подводного аппарата с ядерной боевой частью могут не соответствовать действительности. Тем не менее считают, что к этим перспективным разработкам необходимо относиться максимально серьезно. Поскольку, если упустить развитие этой технологии, то в дальнейшем это может иметь серьезные последствия для обороноспособности.
СПРАВКА
Денис Федутинов, эксперт по беспилотным аппаратам, главный редактор профильного интернет-портала UAV.RU:
«Работами в области подводных необитаемых аппаратов занимаются во многих странах, имеющих собственный военно-морской флот и обладающих развитой научно-исследовательской и промышленной базой. В основном это относительно небольшие аппараты, которые главным образом имеют информационную функцию. Но в случае с гипотетической российской необитаемой подводной лодкой речь все же идет о принципиально отличной вещи – о некоем аппарате с оружием на борту. При крайне ограниченной доступной информации по данной теме можно лишь делать предположения о том, что это может быть.
Мне кажется, достаточно реалистичным выглядит предположение о том, что этот аппарат будет размещаться в заданном районе и находиться там в режиме ожидания. В части оснащения этого аппарата можно предполагать различные варианты. К примеру, на его борту может размещаться боезаряд, и аппарат фактически будет представлять собой торпеду, возможно, высокоскоростную. Существует также возможность, что этот аппарат будет нести ракету крылатую или баллистическую.
Конечно, имеется достаточный простор для развития идеи применения необитаемых аппаратов. Думаю, сбор данных будет доминировать среди прочих задач. Впрочем, оснащение подобных аппаратов оружием также представляет собой одно из перспективных направлений в эволюции беспилотных систем. Что же касается размещения ядерных боевых частей на этого рода аппаратах, то на настоящий момент это выглядит достаточно рискованно».
Автор первоисточника Александр Круглов. По материалу опубликованному на сайте “Совершенно секретно” :http://www.sovsekretno.ru/articles/id/5065/?fb_action_ids=880623565308605&fb_action_types=og.recommends&fb_ref=.VhrTuC-euGw.like
«Росатом» поставит на поток строительство ПАЭС
Госкорпорация «Росатом» до конца года намерена произвести испытания приемопередающего оборудования плавучей атомной тепоэлектростанции (ПАТЭС «Академик Ломоносов», а в сентябре начать обучение первых членов экипажа. Полностью объект планируют сдать до 2019 года, после чего ПАТЭС отбуксируют в порт Певек на Чукотке для замены выработавшей свой ресурс Билибинской АЭС. Успешная реализация этого проекта позволит обкатать технологию создания компактных атомных энергоблоков «конвейерной сборки» для различных целей — от выработки электричества до опреснения воды — и вдвое снизить ее стоимость. На прошлой неделе журналисты впервые побывали на ПАТЭС, которая строится на мощностях Балтийского завода в Петербурге.
Роль экскурсовода по плавучей атомной электростанции взял на себя главный строитель ПАТЭС «Академик Ломоносов» Александр Ковалев. Со всех сторон нас окружают провода и оборудование непонятного назначения, а операторы с камерами толпятся в узком коридоре, гуськом пересекая переборки между отсеками.
«Здесь у нас будет спортзал, там бассейн, дальше каюты», — показывает Ковалев. Пока трудно представить все это великолепие, лавируя между свисающих кабелей по бесконечным узким лестницам и коридорам станции. Самое большое помещение на плавучей энергоустановке — отсек для перегрузки отработанного ядерного топлива. «Если вы посмотрите налево и направо — это как раз помещения свежего топлива», — объясняет Ковалев. В помещении под нами будут расположены два ядерных реактора, а по левому и правому бортам внизу — хранилища отработанного топлива. Экипаж первой плавучей АЭС будет состоять из 78 человек, для каждого из которых предусмотрены одноместные каюты. На нижних палубах есть и двухместные — для гостей.
Заложенная еще в 2006 году ПАТЭС «Академик Ломоносов» — головной проект «Росатома» по созданию серии мобильных транспортабельных энергоблоков малой мощности. С 2009 года плавучая станция строится по заказу госкорпорации на Балтийском заводе (входит в Объединенную судостроительную корпорацию) в Санкт-Петербурге, до этого проектом занимался «Севмаш». Активная фаза стройки, по словам представителей «Росатома», ведется около трех с половиной лет: сооружение ПАТЭС на несколько лет приостанавливалось по независящим от атомщиков причинам, на фоне банкротства Межпромбанка Сергея Пугачева (Балтзавод перешел под контроль ОСК в 2011 году).
«Академик Ломоносов» — это мобильная атомная теплоэлектростанция электрической мощностью более 70 мегаватт, включающая две реакторные установки КЛТ-40С. ПАТЭС сооружается на основе серийной энергоустановки атомных ледоколов, эксплуатирующихся в Арктике, но в отличие от них не является самоходной — ее нужно буксировать по воде к пункту назначения. Там ПАТЭС подключается к береговой инфраструктуре, чтобы обеспечивать населенные пункты электроэнергией и теплом. Плавучий энергоблок предназначен для энергообеспечения портовых городов, крупных промышленных предприятий и комплексов по добыче нефти и газа на морском шельфе.
В «Росатоме» считают, что в России использование атомной энергии наиболее актуально для обеспечения теплом и энергией отдаленных районов Севера (такие районы и приравненные к ним занимают около 50 процентов территории РФ с населением 20 миллионов человек). «Единая энергетическая система России охватывает лишь 15 процентов территории страны, поэтому северные регионы находятся в зоне децентрализованного энергоснабжения, где преобладают маломощные энергетические источники на привозном органическом топливе», — отмечают в «Росатоме». Первая российская ПАТЭС как раз и рассчитана на работу в условиях Крайнего Севера и Дальнего Востока. Аналогичные установки при соответствующей «доводке» могут использоваться и в других энергодефицитных регионах — хоть в Крыму, говорит Ковалев. В конструкцию «Академика Ломоносова» глобальные изменения вноситься не будут, но последующие плавучие АЭС смогут приспособить практически к любым климатическим условиям и запросам заказчика. На международном рынке, например, наверняка будет востребовано дополнительное опреснительное оборудование.
«Академик Ломоносов» должен пришвартоваться в порту Певек на Чукотке в 2019 году и к 2021-му выйти на полную мощность, заменив Билибинскую АЭС, которую к этому сроку выведут из эксплуатации. ПАЭС рассчитана на 40 лет эксплуатации, но каждые 10-12 лет ей необходим плановый ремонт длительностью около года. Это означает, что источник электричества и тепла в порту Певек до 2030-го придется заменять второй ПАТЭС со схожими характеристиками.
«Станция способна обеспечить функционирование энергоизолированных регионов и потребителей в этих районах и создать им качественно иные условия жизни. ПАТЭС представляет собой абсолютно независимый энергогенерирующий блок, который можно перемещать в любую точку планеты», — рассказывает руководитель филиала «Росэнергоатома» — дирекции по сооружению ПАТЭС Сергей Завьялов. По его словам, мощность ПАТЭС «Академик Ломоносов» позволит поддерживать жизнеобеспечение населенного пункта до 100 тысяч человек. Степень готовности энергоблока плавучей АЭС он оценивает «до 70 процентов», что соответствует плановым срокам строительства. Завьялов отмечает, что на достройку ПАТЭС нужно еще полтора-два года, у строителей есть время до планового 2019-го.
На следующем этапе, рассказывает Завьялов, пройдут испытания всех приемопередающих устройств станции: «Нам необходимо обеспечить не только жесткую швартовку [судна], но и динамические перемещения, связанные с изменениями уровня моря, ледовыми и ветровыми нагрузками». Топ-менеджер «Росэнергоатома» подчеркнул, что 2015-2016 годы являются ключевыми с точки зрения сроков ввода ПАТЭС в эксплуатацию: до конца декабря планируют отработать технологии передачи электричества на берег и провести подготовку к швартовым испытаниям. Точные сроки швартовных испытаний он назвать затруднился.
Разработчики рассчитывают, что помимо российского Крайнего Севера ПАТЭС будут востребованы и за рубежом: прежде всего в островных государствах и в развивающихся странах, испытывающих нехватку энергоресурсов.
Новым мобильным источником электроэнергии интересуются китайцы. Летом 2014 года китайская CNNC New Energy и «Русатом оверсиз» (дочерняя структура «Росатома») создали рабочую группу по организации совместного предприятия для создания плавучих АЭС. Завьялов подтвердил, что переговоры о сотрудничестве России и КНР в области сооружения плавучих атомных станций идут успешно и «скорее рано, чем поздно» перейдут в практическую плоскость. По его словам, речь идет прежде всего о кооперации в судостроении, поскольку китайцы «весьма преуспели» в создании крупнотоннажных судов. «Верфи в Китае мощные, высокотехнологичные, а руководство страны поддерживает судостроителей серьезнейшим образом», — пояснил он. При этом российская сторона намерена сохранить ведущую роль в производстве атомной энергоустановки, располагая в этой области исключительными знаниями и уникальными технологиями.
Но чтобы ПАТЭС/ПАЭС захотели покупать третьи страны, нужно довести ПАЭС “до ума”, запустить ее, протестировать и значительно снизить стоимость, сделав ее серийной. Завьялов обращает внимание на то, что использовать новую модель ПАЭС можно не только для выработки тепла и электричества, но и для опреснения воды (по прогнозам ЮНЕСКО к 2050 году с проблемой нехватки пресной воды могут столкнуться от 2 до 7 миллиардов человек). Это может еще больше расширить рынок потенциальных заказчиков.
В дальнейшем создатели планируют оптимизировать размеры и функциональность станций: например, ограничиться только выработкой электроэнергии (это может быть сделано уже при строительстве второй ПАТЭС для чукотского порта Певек). Такой подход, считает Завьялов, позволит снизить стоимость плавучих АЭС вдвое (стоимость первой ПАТЭС составляет около 20 миллиардов рублей), а также на 40 процентов сократить сроки строительства. Плавучая станция «Академик Ломоносов» станет своеобразным полигоном для отработки технологий и взаимодействия с энергосетевыми компаниями, что позволит поставить производство ПАТЭС на поток. «В дальнейшем мы можем оптимизировать технические решения: создавать объекты в разы меньшие по водоизмещению, отказываться от ряда функций, таких как хранилище отработанного топлива, перегрузочного оборудования, жилой модуль для экипажа», — поясняет Завьялов. Это, по замыслу разработчиков, позволит создавать компактные максимально автоматизированные плавучие АЭС «конвейерной сборки» с более мощными и современными реакторными установками (РИТМ-200 и ВБР), способными выдавать от 200 до 500 мегаватт. Эскизные разработки таких плавучих станций уже есть, добавил Завьялов. Снизить стоимость можно и за счет отказа от выработки тепла — новые ПАТЭС могут вырабатывать только электричество.
Тренировки первых 17 человек, которые составят команду специалистов для «Академика Ломоносова», начнутся уже в сентябре и займут около двух лет. Для этого в Центральном институте повышения квалификации «Росатома» создана точная копия центрального пункта управления ПАТЭС, где моделируются и отрабатываются различные нештатные ситуации. Команда управления пунктом состоит из пяти человек во главе с главным инженером. У ПАТЭС будет также свой директор. Капитан же будет отвечать лишь за вопросы судовой безопасности.
Источник: http://lenta.ru/articles/2015/08/25/rosatom_pates/
Работа по созданию атомного авианосца действительно ведется, об этом ссылаясь на пресс-секретаря Объединенной Судостроительной Корпорации (ОСК) России сообщает портал International Business Times.
Как заявил ТАСС в понедельник официальный представитель ОСК: «Будущий российский авианосец, или как его иногда называют, военно-морской комплекс авианесущий, находится в стадии проектирования… Исследование, проведенное Невским проектно-конструкторским бюро показывает, что единственный путь удовлетворить требования ВМФ, такие как производство электроэнергии, выживаемость и диапазон действия в море, это оснастить корабль ядерной силовой установкой».
Корабелы планируют провести испытания АЭУ, для будущего авианосца на эсминце «Лидер». В заключении International Business Times, ссылаясь на ТАСС отмечает, что строительство новых военных кораблей удастся завершить не ранее 2030 года.
Генеральный директор ПКБ «Невское» Сергей Власов, ранее заявлял, что авианосцы в России могут быть двух типов: атомоход с водоизмещением от 80,000 до 85,000 тонн с авиагруппой на борту ок. 70 самолетов, и авианосец не обладающий ядерной установкой, водоизмещением от 55,000 до 65,000 тонн, с авиагруппой на борту ок. 55 самолетов.
Для справки: Проектно-Конструкторское Бюро (ПКБ) “Невское”, специализируется на проектировании авианесущих и десантных кораблей, а также корабельных авиа-технических средств и учебно-тренировочных комплексов корабельной авиации.
Перспективный российский авианосец должен быть оснащен только ядерной энергетической установкой. Это необходимо для выполнения предъявленных к кораблю Военно-Морским Флотом требований по энерговооруженности, автономности и дальности плавания. Об этом сообщает агентство ТАСС со ссылкой на представителя Объединенной судостроительной корпорации.
По словам источника, к настоящему моменту разработан облик корабля и его авиакрыла, стоимость и сроки постройки. Вместе с тем «в заданиях государственного оборонного заказа на 2015−2017 годы создание морского авианесущего комплекса не предусмотрено».
О необходимости срочного строительства нового авианосца, способного вмещать 80−90 палубных самолетов, ранее заявлял вице-премьер Д.Рогозин. Это связано в том числе и с тем, что Франция отказалась от поставок России «Мистралей». К строительству нового тяжелого многофункционального авианосца проекта «Шторм» Россия планирует приступить в 2026—2027 годах.
Ледокол “Ленин”, давно превращенный в музей, в начале декабря вновь привлек к себе внимание. 55 лет с начала его эксплуатации отмечали как большой юбилей всего атомного ледокольного флота России и управляющей им компании “Росатомфлот”.
В потоке новостных сюжетов, поздравительных речей и неуемного восторга от былых побед советской науки и техники дошли до такой степени лакировки собственного прошлого, что не заметили, как стали говорить неправду. О том, например, что первый в мире атомный ледокол, созданный в СССР, был не просто первым в своем роде – с присущими для такого случая недоработками и проблемами, а изначально гениальным творением конструкторов, инженеров и кораблестроителей. И что благодаря этому тридцать лет работал в Арктике, не зная поломок…
Если бы так!
В разные годы, в разных местах я по крупицам восстанавливал обстоятельства засекреченной операции, которой подвергся осенью 1967 года первенец атомного ледокольного флота. Через десять лет после спуска на воду и после трех-четырех (всего-то!) арктических навигаций ядерная энергетическая установка ледокола “Ленин”, состоявшая первоначально из трех реакторов, пришла в такое удручающее состояние, что те же конструкторы, инженеры и привлеченные для консультаций ученые не придумали ничего лучше, как избавиться от нее методом “свободной выгрузки через днище”.
По воспоминаниями старшего научного сотрудника ИПТ РАН Ю.Л. Бордученко, одна из самых тяжелых аварий на атомоходе “Ленин” произошла в феврале 1965 года при подготовке ледокола к навигации. В результате ошибочных действий персонала была повреждена активная зона реактора N 2, и ее потребовалось выгрузить. А к концу навигации на том же реакторе появилась течь теплоносителя первого контура, на “неотсекаемом” участке трубопровода.
Другое обстоятельство, предопределившее судьбу атомохода-первенца и его энергетического сердца, обусловлено тем, что с момента передачи ледокола “Ленин” в эксплуатацию был накоплен немалый опыт проектирования и эксплуатации морских ЯЭУ и наземных атомных электростанций. С учетом этих обстоятельств Совет министров СССР по представлению минсредмаша, минсудпрома и ВМФ принял решение о полной замене атомной установки ОК-150 на установку типа ОК-900, технический проект которой был разработан для новых линейных ледоколов проекта 1052 (типа “Арктика”).
Демонтировать вручную, поагрегатно, подлежавшие замене узлы и механизмы, включая текущий корпус одного из реакторов, радиационно загрязненные трубопроводы и парогенераторы, означало бы переоблучить людей и растянуть ремонтно-восстановительные работы на долгий срок. Поэтому был избран другой путь…
Вес выгружаемого оборудования составил 3700 тонн, габариты – 22,5 х 13 х 12 м. Предварительные демонтажные работы на корпусе и в днище корабля продолжались с 8 по 19 сентября 1967 года. Ледокол при этом находился над местом захоронения реакторного отсека.
Документ
Из вахтенного журнала а/л “Ленин”
19 сентября 1967 года
Корабельный инженер тов. Титов осмотрел качество реза переборок. Просили передать, что качество реза переборок хорошее.
19.35. Отверстия в креновых цистернах заварены, работы проверены и приняты старшим помощником капитана.
20.00. Стоим на якоре (левом)… В воде семь смычек каната. По носу на якоре стоит п/б “Лепсе”, с которой на наш нос заведен короткий, около 25 метров, буксир. По корме на якоре находится с/с “Алтай”, с которого на нашу корму также заведен буксир. Ведутся подготовительные работы по выгрузке отсека.
20.30. В заряды установлены детонаторы, проверены цепи питания запалов. Все люди из центрального отсека вышли, начато заполнение отсека забортной водой самотеком.
(В графе замечания капитана: “22.15. Осадка ледокола 10,5 метра. Соколов”.)
21.20. В столовой команды собраны все аварийные партии на инструктаж.
21.30. Инструктаж окончен.
21.40. П/б “Лепсе”, с/c “Алтай”, л/к “Капитан Мелехов” предупреждены по УКВ о том, что с этого момента они должны держать свои машины и экипажи в постоянной готовности.
Этому моменту предшествовала ювелирная и небезопасная работа водолазных специалистов. Используя специальное оборудование, они за двое суток проделали в днище ледокола под реакторами рез с периметром 60 метров. Затем его уплотнили поролоном с брезентом, что позволило откачать воду из центрального отсека и приступить к резке переборок. Исследовавший эту работу Ю.Л. Бордученко рассказывает:
“Средняя часть силовых продольных переборок разрезалась вручную, нижняя – с помощью дистанционно управляемого устройства. Резка нижней части силовой переборки была наиболее ответственным моментом, предшествовавшим подрыву зарядов, так как отсек удерживался в корпусе верхними участками четырех переборок высотой около 2,3 м каждая, предназначенными для подрыва кумулятивными зарядами. При наличии внутренних трещин хотя бы в одной из перемычек могла быть нарушена ее прочность, и отсек массой 3700 т из-за перекоса расклинился бы в корпусе ледокола. Поэтому были установлены верхние и нижние упоры, препятствующие перекосу отсека, специальное спусковое устройство, направляющее отсек при выходе его из корпуса… На момент подрыва кумулятивных зарядов на ледоколе оставались только аварийно-спасательные партии и комиссия, руководившая выгрузкой отсека”.
Документ
Из вахтенного журнала а/л “Ленин”
19 сентября 1967 года
21.50. Аварийная тревога, всем аварийным партиям занять свои места.
22.05. Начали выбирать якорный канат.
22.10. С/с “Алтай” сообщил о постоянной готовности машин и экипажа. Якорный канат выбран до 3 смычек в воде.
22.15. Уровень воды в центральном отсеке достиг 9,0 метра. Носовой и кормовой клинкеты перекрыты, заполнение отсека забортной водой прекращено.
22.22. Капитаном объявлена 5-минутная готовность.
22.27. Произведен взрыв. Отсек ушел в воду. Аварийные партии приступили к осмотру своих постов.
22.50. Крена нет. Поступили доклады от всех аварийных партий об отсутствии повреждений окружающих центральный отсек переборок. Отбой аварийной тревоги.
23.05. Отдан буксир на п/б “Лепсе”.
23.15. Выбран левый якорь, с/с “Алтай” дал малый ход, отводит ледокол за корму от места выгрузки центрального отсека…
24.00. За ходовое время пройдено на буксире 4 кбт. Вахту сдал 2 помощнику капитана Захарову.
Как рассказывают участники той операции, после подрыва зарядов и отделения реакторного отсека ледокол всплыл, уменьшив осадку примерно на 2-2,5 метра. Тем самым подтвердились предварительные расчеты, которые проводились в бассейне ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова в Ленинграде на моделях в масштабе 1:50. А действие кумулятивных зарядов заблаговременно проверялось в Военно-инженерной академии им. Ф.Э. Дзержинского и в ЦНИИ металлургии и сварки на натуральных образцах стали толщиной 36 мм и на макетах в 1:5 натуральной толщины.
От Новой Земли обездвиженный ледокол со всеми предосторожностями отбуксировали в Кольский залив. 26 сентября 1967 года “Ленин” прибыл в порт, а 5 октября его поставили в док СРЗ-35 в поселке Росляково. К середине ноября днище ледокола восстановили, а еще через несколько дней завершили установку забортной арматуры – уже по новому проекту. Затем его подготовили к морскому переходу и благополучно отбуксировали через Баренцево море в Белое – на судоремонтный завод “Звездочка”, что в Северодвинске. Там он был поставлен у причальной стенки предприятия для монтажа новой реакторной установки типа ОК-900 и обслуживающих ее систем.
За два года, к апрелю 1970-го, модернизационные работы были в основном завершены. Чтобы вписать в существующий корпус новую ГЭУ (вместо прежних трех теперь было два реактора), пришлось “перекроить” 204 из 675 помещений ледокола. В ходе этих работ было установлено 6200 единиц нового оборудования, из них свыше тридцати – головные образцы. То есть такие, что устанавливались впервые. Проект модернизированного атомного ледокола “Ленин” получил номер 92М.
Как и намечалось, 22 апреля 1970 года, к 100-летнему юбилею вождя мирового пролетариата, оба реактора новой установки были выведены на мощность. У заводской стенки провели комплексные испытания установки ОК-900, а в мае того же 1970-го обновленный ледокол с пересаженным энергетическим “сердцем” отправился в море на ходовые испытания. Спустя месяц был подписан приемный акт, и 21 июня атомоход “Ленин” вновь заступил на службу в Арктике.
(по материалам http://www.rg.ru/2014/12/11/lenin.html)
Не заметили знаменательной даты в суматоже дней, а 5 декабря 1957 года был спущен на воду первый в мире атомный ледокол “Ленин”! В отличие от “Отто Ган(а)”, “Саванны” или “Муцу”, этот пароход реально отходил два срока, пережил две смены реакторов и дал дорогу в жизни следующим пароходам.
Действительно знаменательный день для Советских атомщиков и корабелов.
(Фото с сайта “АтомФлота”)
Телерадиокомпания Звезда сообщает, что атомная подлодка К-560 «Северодвинск» — головной корабль серии «Ясень» — включена в состав Северного флота и готовится к боевой службе…
Долгожданный долгострой
Многие называют ее дорогим долгостроем, мол заложена в 1993 году, планировали ввести в состав флота в 1998, 2000, 2005-м… А сдали 30 декабря 2013-го. Субмарина обошлась казне в 47 миллиардов рублей, в два раза дороже ракетоносного «Борея». Долго? Да. Дорого? Как сказать, ведь корабли океанского флота способны строить всего четыре-пять стран в мире… Попытаемся понять как создавался этот корабль.
На Фото, АПЛ “Северодвинск” в море, после испытаний всплывающей спасательной камеры. В рубке заметно место отделившейся при испытаниях камеры.
Формирование облика АПЛ четвертого поколения началось на рубеже 1980-х. Тогда решили создать единый тип многоцелевой лодки, способной решать максимально широкий круг задач: охранять свои и охотиться на чужие ракетоносцы и атакующие лодки, бороться с авианосными группировками и наносить удары по береговым целям. Одновременно хотели избавиться от множества состоящих на вооружении типов подлодок, чтобы сократить расходы на их содержание и ремонт. Задача была настолько сложна, что даже американцы приступили к ней десятью годами позднее. Да, их «Вирджиния» сошла со стапелей в 2004 году, но США не распадались на составные части, как Советский Союз. И на верфях Electric Boat в Гротоне не царило запустение, как в Северодвинске. Что же касается денег на вооружение, так всем известно — до начала двухтысячных наша оборонка жила по принципу, кто что нашел, то и съел. К тому же часть входивших в кооперацию по «Ясеням» предприятий приказала долго жить, а оставшаяся не горела желанием делать уникальные агрегаты и системы задаром. В этих условиях цена «Северодвинска» в $1,5 миллиарда за 13 лет против $3,1 миллиарда за пять лет за головную «Вирджинию» более чем приемлема. Второй, третий и четвертый “корпуса” уже заложены, получили имена «Казань», «Новосибирск», «Красноярск». Все они сойдут со стапелей не позднее 2017 года. Всего предполагается построить не менее восьми АПЛ проекта 855. При улучшенных характеристиках они обойдутся дешевле на треть, и, что важно, вся кооперация предприятий по их постройке будет исключительно российской.
Бесшумный рекордсмен
Основные характеристики «Северодвинска»: водоизмещение — 13,800 тонн. Наибольшая подводная скорость — 31 узел, глубина погружения — 600 метров. Экипаж — 90 человек. Есть всплывающая спасательная камера, способная вместить весь экипаж. Недавно впервые в истории российского ВМФ эта камера была испытана в реальных условиях. Реактор – моноблок (четвертого поколения, что уже упоминалось и ранее иными источниками), по некоторым данным, не имеет демаскирующих лодку насосов первого контура, и срок службы АЗ без перезагрузки — 30 лет (?). То есть, сопоставим со сроком жизни самой подводной лодки. Таким образом, реализована концепция, один корабль, одна зона. Все оборудование корабля установлено на демпферах, с несколькими каскадами амортизации, что снизило уровень шумности лодки до уровня океанского фона.
Основное оружие «Северодвинска» — крылатые ракеты в восьми (по 4 на борт) вертикальных пусковых установках. Это сверхзвуковые «Оникс» и «Калибр» класса «корабль -корабль» и «корабль — земля» с дальностью до 500 километров и в дальнейшем 24 дозвуковые стратегические Х-101 с дальностью до 5,500 километров и точностью менее 10 метров. Отметим, что «Ониксы» изначально планировались как универсальный комплекс для размещения на самолетах, надводных и подводных кораблях и береговых установках. Благодаря крылатым ракетам «Ясени» полезны и в большой войне, и в локальном конфликте. Еще «Северодвинск» имеет 10 торпедных аппаратов, расположенных не как обычно, в носу, а под углом по пять на каждом борту с боезапасом 30 торпед. Именно это позволило установить мощнейший гидроакустический комплекс.
Данные о состоянии корабля, его боевых систем и средств наблюдения и целеуказания контролируются боевой информационно-управляющей системой (БИУС), которая может передавать и получать информацию с других кораблей при помощи защищенной звукоподводной системы передачи данных.
По боевой эффективности АПЛ типа «Ясень», соответствуют новейшим американским АПЛ «Сивулф» и «Вирджиния», превосходя по скорости и подводным атакующим качествам перевооруженные на крылатые ракеты АПЛ «Огайо».
(По материалам сайта “Воентернет”. Фото получено от Олега Кулешова, автор неизвестен)
Судовая (корабельная) реакторная установка (РУ) – комплекс оборудования и систем, предназначенный для преобразования энергии деления ядра в тепловую, обеспечивающую получение механической энергии для движения судна (корабля) и электроэнергии (см. Рис. 1). В состав судовой РУ Атомного лихтеровоза “СевМорПуть”, входят системы и элементы, обеспечивающие совместно с системами Атомной Энергетической Установки (АЭУ) и судна нормальную эксплуатацию РУ и ее безопасность.
К важным для безопасности Системам и Элементам Нормальной Эксплуатации (СНЭВБ) относятся:
- Первый Контур (1К), как комплекс оборудования, включая реактор и трубопроводы, предназначенные для обеспечения циркуляции т/н, отводящего тепло от Активной Зоны (АЗ) реактора и передающей его в Парогенераторах (ПГ) Питательной Воде (ПВ), теплоносителю Второго Контура (2К) ЯЭУ
- трубопроводы 2К АЭУ, подводящие ПВ в ПГ и отводящие из него Перегреты Пар (ПЕ)
- оборудование и трубопроводы Третьего Контура (3К) АЭУ, обеспечивающие циркуляцию воды, отводящей тепло от ряда элементов РУ и передающей его за пределами РУ т/н Четвертого Контура (4К) АЭУ – забортной охлаждающей воде
- Биологическая Защита (БЗ), необходимая для снижения до допустимых уровней воздействия ионизирующих излучений на экипаж, технические средства судна и окружающую среду.
1К включает основной контур циркуляции т/н, Систему Компенсации Давления (СКД), Систему Очистки теплоносителя и Расхолаживания Реактора (СОРР).
Основной контур образуют реактор, четыре парогенератора, четыре двухскоростных Циркуляционных Насосов Первого Контура (ЦНПК), объединенных в Парогенерирующий Блок (ПГБ) с помощью коротких патрубков типа “труба в трубе”. Циркуляция теплоносителя может осуществляться тремя способами: при работе одного или двух ЦНПК на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания (ЦНР), а также за счет ЕЦ при расхолаживании реактора.
К системам безопасности (СБ) АЭУ относятся:
- СУЗ, являющаяся составной частью системы управления АЭУ, осуществляющей автоматическое и дистанционное управление энергоустановкой, ее централизованный контроль и диагностику, регулирование и защиту. СУЗ принимает и формирует сигналы Аварийной Защиты (а/з), реализует алгоритмы а/з, обеспечивающие экстренное снижение мощности, предупредительную защиту и аварийную остановку реактора, а также поддержание его в подкритическом состоянии. По функциям СНЭВБ система управления и защиты совместно со смежными системами осуществляет дистанционный и автоматический пуски реактора, его разогрев, контроль и поддержание требуемых параметров при работе, остановку реактора. В СУЗ входят первичные датчики, контролирующие изменения плотности потока нейтронов и размещаемые обычно вокруг корпуса реактора, комплекс аппаратуры, расположенный вне помещения РУ, перемещаемые рабочие органы изменения реактивности (внутри реактора) – поглощающие стержни, компенсирующие группы – с приводами, установленными на крышке реактора. Дополнительным, не относящимся к СУЗ, средством остановки реактора является жидкий поглотитель нейтронов (например, растворенная в воде Кадмиевая соль или соли Бора), ввод которого в т/н 1К осуществляется при необходимости из емкости с помощью высоконапорных насосов;
- Система аварийного охлаждения реактора, назначение которой – предотвратить осушение АЗ и разрушение одного из барьеров безопасности – оболочек ТВЭЛов, при проектной аварии с разгерметизацией трубопровода 1К максимального сечения. Подача воды в реактор осуществляется либо высоконапорными проливочными насосами, либо из гидробаллонов с последующим переходом на подачу насосами КПС ПТУ. В обоих вариантах заполнение ЯР, как правило, обеспечивается по двум независимым веткам. На случай длительной проливки возможен возврат в реактор насосом сливаемого в реакторное помещение теплоносителя 1К;
- Система защиты 1К от переопрессовки, которая должна удержать в допустимых пределах давление теплоносителя в случае прекращения отвода тепла от АЗ. Один из вариантов исполнения – последовательно установленные автоматическое предохранительное устройство (например, в виде разрывного элемента с ослабленным сечением) и предохранительный клапан между реактором и сбросной, размещаемой в цистерне емкостью. Сходной по назначению и устройству является и защитная система предотвращения переопрессовки ПГ. Ее срабатывание возможно при эксплуатации РУ с отключенной по 2К трубной системой одного из ПГ, имеющей микронеплотность;
- Локализующая система – защитная оболочка (ЗО) совместно с окружающими ее конструкциями судна, внутри которой располагаются все системы и оборудование РУ, содержащие радиоактивные вещества. Удержание их в предусмотренных проектом границах в случае аварии и является назначением защитной оболочки. На АПЛ функции защитной оболочки могут выполнять корпус и переборки РО, аппаратной выгородки. Локализующая система рассчитывается на внутреннее давление, обусловленное аварийным выбросом теплоносителя первого контура;
- Защитная система снижения аварийного давления в ЗО, предназначенная для удержания в допустимых пределах давления парогазовой смеси внутри нее. В системе используется либо барботажная цистерна, либо устройство для впрыска и распыления в ЗО охлаждающей воды, либо то и другое одновременно. Вода в устройство подается из емкости насосами. Для перепуска при аварии парогазовой смеси в цистерну предусматриваются специальные каналы с предохранительными мембранами;
- Система затопления защитной оболочки, заполняющая ее забортной водой для сохранения целостности оболочки и охлаждения остановленного реактора в случае затопления судна. В систему входят клапаны 24, открывающие проход забортной воды внутрь защитной оболочки при погружении судна на определенную глубину. После выравнивания давлений внутри и снаружи защитной оболочки клапаны закрываются, оболочка вновь становится плотной.
Решение проблем обеспечения безопасности судовых установок основано на принципиальных положениях, принятых для стационарных АЭУ (например, энергоблоков АЭС). Вместе с тем требует учета специфика кораблей и судов с АЭУ, на которых работа ЯР – не только источник потенциальной опасности, но и возможность (зачастую единственная) спасения корабля в море и жизней членов его экипажа. В этом случае допустим выход параметров установки за эксплуатационные пределы, в отличие от АЭС, где в подобной ситуации реактор должен быть остановлен. В море возможна и работа РУ, по крайней мере до возвращения корабля на базу, при выходе из строя отдельных каналов безопасности или систем управления. Нельзя также запрещать пуск реактора при наличии лишь одного источника энергии на корабле.
1. Параметры реакторной установки
Выбор параметров первого и второго контуров АЭУ и, следовательно, параметров РУ обусловлен рядом факторов, среди которых наиболее важными являются теплофизические свойства воды как теплоносителя и замедлителя в реакторе:
- Температура т/н на входе в АЗ: 278 град. С
- Температура т/н на выходе из АЗ: 316 град С
- Давление 1К: 12.7 МПа
- Темпетарура насыщения при давлении 1К: 329 град С
Таблица 1: Основные технические характеристики РУ типа КЛТ-40:
| Тепловая мощность (МВт) | 150 |
| Паропроизводительность (т/ч) | 240 |
| Давление первого контура (МПа) | 12,7 |
| Давление пара за ПГ (МПа) | 3,8 |
| Температура перегретого пара (°С) | 290 |
| Температура питательной воды (°С) | 170 |
| Эксплуатационный предел изменения мощности (% Nном) | 10–100 |
| Кампания активной зоны (лет) | 12 |
2. Основное оборудование
Реализация требований по обеспечению надежной и безопасной работы судовой РУ в определяющей степени зависит как от регламентного функционирования всех ее систем, так и от качества конструкторских и технологических решений по оборудованию, входящему в эти системы, их расчетно-экспериментального обоснования, использования опыта эксплуатации аналогов, проверки опытных образцов оборудования при стендовых испытаниях в близких к штатным условиях, подбора основных конструкционных и сварочных материалов, технологий изготовления всех элементов оборудования, контроля за их соблюдением. За 45-летний период создания в стране большого числа различных реакторных установок для военного и гражданского флотов судовое реакторостроение превратилось в крупную отрасль техники со своими отвечающими специфике этой отрасли принципами конструирования установок и их оборудования и со своей системой регламентации процесса создания РУ. Система, будучи направленной на получение заданных эксплуатационных свойств установок, представляет собой совокупность норм и правил, определяющих требования по порядку и качеству выполнения всех этапов работ от проектирования и до снятия РУ с эксплуатации. Вместе с тем эта, весьма жесткая по условиям регламентации, система не препятствует прогрессу отрасли, поиску более совершенных технических решений.
3. Ядерный реактор
Принципиальное устройства ядерного реактора КЛТ-40 (см. Рис. 2). Основные части реактора:
- корпус
- крышка
- выемной блок с АЗ.
Корпус – цилиндрический сосуд из высокопрочной перлитной стали с и эллиптическим днищем, защищенный изнутри от коррозии нержавеющими (из аустенитных сталей) герметичной плакировкой. В верхней части корпуса расположены патрубки для соединения реактора с парогенераторами и трубопроводами систем СКД и СОРР. Внутри корпуса к нему крепятся: в верхней части – обечайки, служащие опорой для выемного блока, и разделяющие потоки поступающего в реактор и выходящего из него т/н; в нижней части – тепловые экраны, снижающие уровень воздействующего на корпус нейтронного и гамма-излучения из АЗ.
Крышка – плоская плита также с антикоррозионной защитой, на которой располагаются элементы тепловой и сухой биологической защиты, узлы и детали для крепления другого оборудования. Герметизация крышки в корпусе осуществляется при помощи медной клиновой самоуплотняющейся прокладки, усилия от давления воспринимаются шпильками с гайками через нажимной фланец.
Через крышку проходят чехлы для термодатчиков, стойки приводов СУЗ, внутри которых перемещаются тяговые элементы рабочих органов компенсации реактивности и стержней а/з.
В выемном блоке, состоящем из корпуса, верхней, средней и нижней перфорированных плит (материал, аустенитная сталь), размещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) АЗ. ТВС устанавливаются в ячейки плит и фиксируются от вертикальных перемещений крышкой реактора. Внутри корпуса выемного блока размещаются также рабочие органы компенсации реактивности – Компенсирующие Группы (КГ). В реакторе КЛТ-40 применена одноходовая схема движения теплоносителя через активную зону. КГ в целях повышения безопасности состоит из нескольких частей. КГ реактора КЛТ-40 состоит из стержней-поглотителей, перемещающиеся в защитных трубах при движении несущих плит КГ вместе со стержнями по направляющим. Как это движение происходит?
Рис. 2: Реактор установки КЛТ-40: 1 – защитные трубы; 2 – стержни-поглотители компенсирующих групп; 3 – несущие плиты компенсирующих групп; 4 – выемной блок; 5 – трубчатые направляющие; 6 – корпус реактора; 7, 11 – чехлы термопреобразователей; 8 – крышка реактора; 9 – гайка; 10 – шпилька; 12, 13 – стойки приводов органов управления и защиты; 14 – нажимной фланец; 15 – самоуплотняющаяся прокладка; 16 – опорная обечайка; 17 – разделительная обечайка; 18 – тепловыделяющие сборки; 19 – экраны.
АЗ – источник тепловой энергии, образующейся при делении ядер урана 235 включает: ТВС, а также ИМ СУЗ компенсации реактивности и а/з. Главная часть ТВС – кассета, представляющая собой набор ТВЭЛов, стержней выгорающего поглотителя, Рабочие Источники Нейтронов (РИН) и вытеснителей, заключенных в шестигранный чехол ТВС.
Объединение твэлов в сборки с выделением межканальной воды позволяет поднять скорость движения теплоносителя вблизи тепловыделяющих поверхностей, уменьшить мощность ЦНПК за счет снижения общего расхода ТН через реактор и уменьшить выбеги реактивности при изменении циркуляции ТН. ТВЭЛ – обычно стержневой формы, основной компонент гетерогенной АЗ. Комплект ТВЭЛов содержит ядерное топливо в количестве, необходимом для работы судового ЯР до его перезарядки.
Компенсация начальной избыточной реактивности АЗ, наряду со стержнями КГ, осуществляется Стержнями Выгорающего Поглотителя (СВП), например, в виде естественной смеси изотопов Gd. РИН – также стержни, содержащие окись Be, генерирующую после первого пуска реактора фотонейтроны, что позволяет осуществлять контроль за мощностью АЗ при весьма низких ее уровнях в процессе последующих выводов реактора из подкритического состояния.
Для выравнивания полей энерговыделения по объему АЗ предусматривается ее физическое профилирование путем распределения ядерного топлива и ВП по сечениям АЗ. На основе данных по полям энерговыделений осуществляется гидравлическое профилирование комплекта ТВС с помощью введения дополнительного гидравлического сопротивления, дроссельной шайбы, на входе в каждую ТВС. Т.е. при помощи гидравлического профилирования, ТВС распределяются на несколько групп по величинам расхода теплоносителя через них, что позволяет выровнять величины подогревов воды в ТВС и увеличить запасы до критической тепловой нагрузки ТВС. Определяющим при выборе основных физических характеристик АЗ является реализация такого соотношения между запасом реактивности зоны и эффективностью рабочих органов управления и защиты, которое позволит надежно заглушить реактор в любой момент времени его работы.
Большую роль при этом играет применение ВП, снижающих общий запас реактивности АЗ. Свойства внутренней самозащищенности реактора достигаются за счет отрицательных ТКР и МКР во всем рабочем диапазоне параметров. При этом обеспечиваются саморегулируемость ЯР, стабильность поддержания ее мощности в нормальных и переходных режимах, безопасное протекание аварийных процессов.
4. Исполнительные Механизмы (ИМ) органов СУЗ
Приводы вместе с рабочими органами изменения реактивности являются ИМ СУЗ реактора. Наиболее распространены электромеханические приводы. На РУ КЛТ-40 ним относятся, четыре привода СУЗ и пять приводов КГ реактора.
Рис. 3. Привод компенсирующей группы: 1 – винтовой механизм; 2 – датчик реперных точек; 3 – шаговый электродвигатель; 4 – обгонная муфта; 5 – датчик перемещения; 6 – редуктор.
Привод КГ (см. Рис. 3) перемещает компенсирующие стержни в АЗ. Он состоит из винтового механизма, редуктора, Шагового Электродвигателя (ШЭД), датчика перемещения, датчика реперных точек. Вертикальные перемещения винта и соединенной с ним КГ осуществляются при повороте электродвигателем шариковой гайки.
Обгонная муфта “запирает” винт от перемещения при опрокидывании судна. ШЭД дублирован ручным приводом. Рабочие скорости перемещения КГ – 2-4 мм/с, при обесточивании электродвигателей КГ могут двигаться вниз под собственным весом со скоростью 30-60 мм/с. Привод КГ – “мокрый”, детали и узлы внутри него омываются т/н 1К.
Рис. 4. Исполнительный механизм аварийной защиты: 1 – речный механизм; 2 – концевые индуктивные выключатели; 3 – асинхронный электродвигатель; 4 – удерживающий электродвигатель; 5 – сервопривод; 6 – обгонная муфта.
Привод стержней а/з (см. Рис. 4) осуществляет их подъем и сброс в АЗ при поступлении сигналов а/з. Привод состоит из реечного механизма, сервопривода, асинхронного электродвигателя и концевых индуктивных выключателей.
Сброс стержней а/з происходит при обесточивании удерживающего электромагнита под действием разгоняющих тарельчатых пружин реечного механизма. Время сброса регламентировано – 0,4… 0,6 с. Обгонная муфта, обеспечивает надежное удержание стержней в АЗ при любом положении судна, включая опрокидывание. Привод – “сухой”, т.е. находящиеся внутри него детали и узлы работают в воздухе. Контроль за положением стержней в АЗ реактора осуществляется с помощью Концевых Выключателей (КВ).
5. Парогенератор
ПГ РУ обеспечивает выработку пара на всех режимах работы АЭУ, а также используется для отвода остаточных тепловыделений от АЗ при расхолаживании. ПГ установки КЛТ-40 змеевиковый, с незначительным перегревом пара. Он представляет собой рекуперативный т/о аппарат вертикального исполнения (см. Рис. 5). Генерация пара осуществляется за счет теплообмена между средой 1К, движущейся в межтрубном пространстве, и средой 2К -ПВ, поступающей противотоком в трубную систему и выходящей из нее в виде ПЕ.
Рис. 5. Парогенератор: 1 – корпус; 2 – трубная система; 3 – крышка; 4 – сборный паровой коллектор; 5 – патрубок перегретого пара; 6 – съемная крышка; 7 – опорная цапфа ПГ (состоящая из корпуса 1, крышки 3 и трубной системы 2).
Корпус ПГ – цилиндрический сосуд из перлитной стали с эллиптическим днищем, защищенный изнутри антикоррозионной наплавкой и соединенный патрубком с корпусом реактора. С помощью цапфы парогенератор опирается на бак защиты.
Крышка – плоская с отверстиями на периферии для прохождения перегретого пара из труб в сборный коллектор и далее в выходной патрубок. Материал трубок ПГ – коррозионно-стойкий титановый сплав.
Трубная система ПГ выполнена в виде набора цилиндрических пространственных спиральных змеевиков, объединенных в самостоятельные секции по подводу ПВ и отводу ПЕ. Доступ к секциям осуществляется при снятии крышки. В случае возникновения межконтурной неплотности любая из подводящих труб может быть выявлена и заглушена. При выходе из строя возможна замена всей трубной системы.
6. Циркуляционный насос первого контура
ЦНПК обеспечиваюет циркуляцию воды по первому контуру. Насос цетробежный, консольного типа с гидростатическими подшипниками. Циркуляционный насос (см. Рис. 6) представляет собой единый агрегат, состоящий из центробежного насоса и герметичного электродвигателя. В конструкции агрегата отсутствуют сальниковые уплотнения, что позволяет исключить связанные с работой этих узлов возможные протечки воды из контура в окружающую среду.
Электродвигатель насоса – асинхронный с короткозамкнутым ротором, омываемым водой первого контура (“погружной”). Статор электродвигателя имеет две независимые обмотки, обеспечивающие работу ЦНПК на большой и малой скоростях. Магнитопровод статора с обмотками защищен от коррозионного воздействия воды герметичной гильзой (нихромовой рубашкой-мембраной). Прочноплотный корпус статора с герметичными электро-вводами воспринимает давление воды 1К и исключает ее протечку наружу даже в случае нарушения плотности герметичной гильзы.
Ротор электродвигателя вращается в подшипниках скольжения, а действующее на него осевое усилие воспринимается упорными подшипниками. Материалы пар трения – хромоникелевый сплав высокой твердости и графитопласт.
Смазка и охлаждение трущихся поверхностей подшипников, а также охлаждение ротора, герметичной гильзы и статора, осуществляется т/н 1К, прокачиваемой импеллером по автономному, встроенному в насос, контуру, тепло от которого отводится в холодильнике водой 3К РУ. Растворенный в воде и скапливающийся под крышкой насоса газ, постоянно удаляется ко входу в рабочее колесо через вертикальный канал в роторе.
Электронасос имеет два разъема, уплотняемые с помощью линзовых прокладок 7 и 10, компенсирующих температурные деформации сопрягаемых поверхностей. Контроль за состоянием и работой насоса осуществляется по ряду параметров – силе потребляемого тока, сопротивлению изоляции обмоток статора, частоте вращения ротора (по тахогенератору), температурам воды первого контура под крышкой и воды третьего контура на входе и выходе из холодильника.
7. Компенсатор давления
Предназначен для компенсации температурных изменений объема воды в контуре и поддержания давления в нем в допустимых пределах. В РУ КЛТ-40С применяется газовый компенсатор, наиболее простой по принципу действия и в эксплуатации. Он представляет собой группу сосудов, в которую истекает вода из основного контура при повышении ее температуры и из которого она возвращается в контур, когда температура снижается. При этом происходит сжатие/расширение газа, находящегося в соединенных с сосудом ресиверных газовых баллонах. Обычно таким газом является химически чистый и довольно инертный азот.
Рис. 7. Газовый компенсатор давления: 1 – корпус; 2 – труба для установки уровнемера; 3 – труба подвода и отвода теплоносителя; 4 – патрубок подвода и отвода теплоносителя; 5 – патрубок подвода и отвода газа.
Для уменьшения растворимости газа в воде и переноса его в основной контур, что могло бы отрицательно сказаться на работе ряда оборудования РУ, температуру теплоносителя в компенсаторе желательно иметь наименьшей по контуру.
Типичная конструкция газового единичного баллона КД показана на рис. 7. В цилиндрическом корпусе 1 с эллиптическими днищами размещаются трубы с патрубком для установки уровнемера и подвода-отвода воды из основного контура. С помощью патрубка корпус соединяется с трубопроводом группы ресиверных баллонов. Баллоны СКД размещены в баке МВЗ, являющейся биологической защитой РУ.
8. Компоновка реакторной установки
Типичная блочная компоновка судовой РУ показана на рис. 8 и 9. Корпуса реактора, парогенераторов и ЦНПК соединены между собой патрубками в жесткую конструкцию – ПГБ. Он, а также компенсаторы давления, холодильник фильтра, фильтр размещены в кессонах бака МВЗ. Блок крепится на крышке бака опорными лапами. Бак с установленным в нем оборудованием и стальными плитами образует основу первичной защиты от излучений за пределами реактора.
Рис. 8 и 9. Компоновка РУ типа КЛТ-40 (разрезы по диаметральной плоскости и параллельно мидель-шпангоуту): 1 – ЯР; 2 – РО; 3, 6 – трубопроводы систем охлаждения; 4 – стальные плиты бака МВЗ; 5 – опорные лапы ПГБ; 7 – ЦНПК; 8 – арматура; 9 – приводы органов управления и защиты; 10 – аппаратная выгородка; 11 – защитная оболочка; 12 – ресиверные баллоны; 13 – ПГ; 14 – баллоны КД; 15 – конструкции вторичной защиты; 16 – бак МВЗ; 17 – ХФ; 18 – ИОФ.
Над баком и в пространстве между ним и судовыми переборками размещаются трубопроводы систем 1К и 3К. Вторичная защита выполнена из серпентенитового бетона, стальных плит и полиэтилена. Пространство под ней – Реакторный Отсек (РО) помещение, герметично.
Также герметично и помещение над вторичной защитой, в нем располагаются электродвигатели насосов, приводы органов СУЗ, арматура систем, ресиверные баллоны и др оборудование. В этом помещении нет постоянной вахты, но оно доступно для посещения. В обоих помещениях поддерживается разрежение, исключающее возможность выхода радиоактивных веществ за их пределы, а сами они заключены в защитную оболочку, окруженную защитным ограждением. Последнее вместе с судовыми конструкциями предохраняет РУ от внешних воздействий и является дополнительным барьером от радиоактивного загрязнения окружающей среды.
… не определен. В файле автор обозначен фамилией и инициалами Жизневский С.Д., но с уверенностью говорить об авторстве и месте первой публикации сложно. Но по времени написания, это 2008 год. Однако, статья заслуживает внимания. Рисунки и схемы будут размещены дополнительно. Кое-какие редакторские правки по тексту были выполнены для придания статье “читабельности”.
Введение:
Как показывают события в мировой экономике в 2008 году, ориентация на масштабное развитие ядерной энергетики (ЯЭ) в России оказывается точным и вполне своевременным выбором. Последние события показывают правильность этого решения в долгосрочном, стратегическом контексте. Ситуация в развитии мировой экономики во второй половине 2008 года наглядно продемонстрировала, что оно может быть устойчивым только при надежном и относительно дешевом обеспечении энергией. В таком контексте масштабное развитие ЯЭ с учетом условий, сформировавшихся на энергетическом рынке к настоящему времени, оказывается практически безальтернативным вариантом.
На первый взгляд финансовый кризис, поразивший экономику планеты в 2008 году, является исключительно порождением несовершенства современной финансовой системы и не имеет причин в сфере материальной деятельности людей. Несомненно, глобальный финансовый сбой породил массу проблем, перекинулся на реальную экономику, и без устранения причин сбоя трудно рассчитывать на восстановление нормальной жизни.
При изучении перспектив развития энергетики, ее взаимосвязь с экономикой важна наряду с множеством параметров, отражающих разные стороны процесса оценки доли затрат на энергообеспечение экономической деятельности. Добывая и потребляя энергию, прилагая усилия и привлекая таланты, люди производят продукты конечного потребления и услуги, совокупная стоимость которых и составляет глобальный ВВП. Параметр, на который важно обратить внимание, – относительные затраты на обеспечение экономики энергией. Если доля затрат на энергию увеличивается, в перспективе это может привести к тому, что затраты на обеспечение энергией могут оказаться непомерными, а поведение экономической системы станет неустойчивым.
Анализ показывает, что если бы гипотетически вся современная энергетика базировалась на атомной энергии, даже с учетом большой ее инвестиционной составляющей, доля затрат на обеспечение экономики энергией не превышала бы 6% [1] глобального ВВП. Атомная энергетика – это восприимчивый к высоким технологиям, экологичный способ энергопроизводства с большой долей интеллектуальных вложений.
В условиях обостряющегося энергодефицита и роста стоимости традиционных энергоресурсов возрастает экономическая привлекательность использования в отдельных районах атомных станций малой мощности (АСММ). Во многих регионах России и мира проявляется необходимость в малых самозащищенных энергоисточниках, устойчивых к внешним воздействиям, с длительной автономностью (это понятие, в первую очередь, включает надежную и долговременную топливообеспеченность – длительную независимость от поставок топлива) для решения многих социальных и экономических проблем.
Согласно классификации МАГАТЭ [2]:
- атомные реакторы малой мощности – реакторы, не превышающие 300 МВт (э),
- средней – от 300 до 700 МВт (э)
- большой – более 700 МВт (э).
Изначально, реакторы малой мощности, в основном использовались в качестве источника энергии для подводных лодок. Гражданская атомная энергетика строилась на опыте военной, и АЭС построенные в 1960-70 гг. были, как раз, средней мощности. Однако, начиная с 70-х гг., индустриально развитые страны сделали упор на строительство АЭС с мощностями от 600 – 1000 МВт. Такой путь возможен именно в индустриально и научно успешных странах, так как они имеют развитые электрические сети, квалифицированный персонал, технологии, растущий потенциал потребления энергии и средства на реализацию дорогостоящих проектов. Однако, большинство развивающихся стран не имеют достаточно развитой инфраструктуры, сети электропередач, достаточной плотности населения и средств на большие амбициозные проекты. В их случае, строить крупную электростанцию в одном месте – не лучший вариант развития энергетики на данном этапе. Это будет еще менее эффективно, если атомная энергия используется не только для получения электричества, а, к примеру, для центрального отопления.
Необходимость внедрения АСММ понятна многим экспертам и даже политикам. Но внедрение это должно быть сделано разумно, на основе системного подхода. Только рациональное использование наличных ресурсов приведет к успешной интеграции АСММ в систему национальной энергетической безопасности. ЯЭ как качественно новая энерготехнология, основанная на использовании топлива с принципиально более высокой энергоотдачей, чем все известные органические виды топлива, должна развиваться далее по новым принципам и законам. ЯЭ должна быть организована в строгой иерархической системе с тщательной увязкой и с учетом материальных потоков в ней.
1. Историческая справка:
Во всех развитых странах направление малой ЯЭ начало развиваться с начала 50-х годов прошлого века (в каких-то странах чуть позже) и, в основном было подчинено решению задач министерств обороны. В США, для решения этих задач в 1952 г. была разработана специальная армейская программа по ЯЭ. Эта программа предусматривала разработку и строительство стационарных, блочно-транспортабельных, передвижных наземных и плавучих АСММ с корпусными реакторами водо-водяного и кипящего типа, а также с реакторами, теплоносителями которых являлись газ и жидкий металл, для обеспечения электрической и тепловой энергией гарнизонов, размещенных на удаленных военных базах. В соответствии с этой программой было построено 8 экспериментальных АСММ электрической мощностью от 0,3 до 3 МВт, в том числе:
- на Аляске (SM1A)
- в Гренландии (PM2A)
- в Антарктиде (PM3A).
Все указанные станции были выведены из эксплуатации в 60-е годы прошлого века. Плавучая АСММ Sturgis (MH1A), эксплуатировавшаяся в зоне Панамского канала на озере Гатун проработала с августа 1968 по июль 1976 года.
В СССР поисковые расчетно-конструкторские исследования АСММ также производились в то же самое время. Целью этих исследований являлось выявление наиболее перспективных проектов АСММ для практической реализации в виде опытных, демонстрационных и промышленных образцов. Всего было проработано около 20 вариантов АСММ электрической мощностью 1–1,5 МВт с различными реакторами (на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах) и разными видами исполнения (стационарные, блочно-транспортируемые, передвижные и плавучие АСММ).
В октябре 1956 г было принято правительственное решение о создании АСММ. После этого были сделаны несколько технических проектов, часть из которых была реализована:
- В 1961 г. была введена в эксплуатацию передвижная атомная станция ТЭС3, которая проработала до 18 июля 1966 г. Эта станция электрической мощностью 1,5 МВт с ВВРом спроектирована и изготовлена в период 1957–1960 гг.
- Затем в период 1961–1963 гг. была спроектирована и изготовлена блочно-транспортабельная станция «АРБУС». Эта станция электрической мощностью 0,75 МВт с органическим теплоносителем была выведена на проектные параметры в г.Димитровграде.
- С 1981 г. и по настоящее время в РНЦ «Курчатовский институт» (КИ) работает опытная ядерно-энергетическая установка «Гамма» с ВВР тепловой мощностью 220 кВт и термоэлектрическими генераторами суммарной мощностью 6,6 кВт. На основе опыта эксплуатации этой установки разработан технический проект АСММ «Елена».
- В период 1976–1985 гг. в Белоруссии были созданы две опытных мобильных установки «Памир-630Д». Особенностью этих одноконтурных установок электрической мощностью 300–600 кВт является использование в качестве теплоносителя диссоциирующего вещества «нитрин», полученного на основе четырехокиси азота (N2O4).
- В 1974–1976 гг. были введены в эксплуатацию 4 энергоблока с канальными водографитовыми реакторами ЭГП-6 на Билибинской АЭС. При общей установленной электрической мощности энергоблоков 48 МВт отпуск тепла составляет 78 МВт и может быть максимально увеличен до 116 МВт при снижении электрической мощности до 40 МВт.
К прототипам будущих АСММ смело можно отнести и АЭУ четырех поколений, используемые на ледокольном и подводном флоте. Эти установки накопили огромный опыт эксплуатации (более 6,000 реакторо-лет) и на их основе, в России создано большинство проектов современных АСММ, предлагаемых к реализации в ближайшее время.
2. Потенциальные сферы использования АСММ:
2.1 Небольшие населенные пункты, без централизованного электроснабжения
Естественно, что и сегодня есть обширные территории Земного шара, с малой плотностью заселения. Сотни населенных пунктов не подключены к централизованной электросети из-за удаленного расположения. Однако, население маленьких поселков, также нуждается в электрической и тепловой энергии. С похожей ситуацией сталкиваются жители небольших островных государств. Мощность большинства электростанций на Гавайях не превышает 20 МВт. Одним из наиболее ярких примеров может служить Индонезия – 13,300 островов. Потенциальный рынок не подключенных к общей электросети населенных пунктов очень обширен. В одной только Индии их насчитывается около 80,000. Подсчитано, что в среднем для населенного пункта в 1,000 человек требуется станция от 2 до 5 МВт, для 50,000-ого города соответственно 35-40 МВт мощности [3].
Рисунок 1: График зависимости мощности станции от численности населения [3]:
Районы Русского Крайнего Севера и приравненных к ним удаленных территорий, а также места проживания малочисленных народов Севера расположены на территории 31 субъекта Российской Федерации, в том числе:
- 15 краев и областей
- 6 республик
- 10 автономных округов.
На этих территориях проживает свыше 10 млн. человек, в т.ч. более 2,5 млн.человек составляют сельские жители. В этой зоне расположено 535 города и поселка городского типа, из которых:
- 353 – численностью до 10 тыс.чел.
- 91 – от 10 до 20 тыс.чел.
- 55 – от 20 до 50 тыс.чел.
- 17 – от 50 до 100 тыс.чел.
- 8 – от 100 до 200 тыс.чел.
- 11 – более 200 тыс.чел.
6,493 сельских н/пункта, в том числе:
- с числом жителей до 10 чел. – 1606 н/пунктов,
- от 11 до 50 чел. – 1669
- от 52 до 100 чел. – 617
- от 101 до 500 чел. – 1476
- от 501 до 1000 чел. – 657
- от 1001 до 3000 чел. – 405
- от 3001 до 5000 чел. – 30
- более 5000 чел. – 27 пунктов [4].
На рисунке 2, кроме России показаны регионы остальной части Земли, в которых невозможно устойчивое развитие без атомных энергоисточников малой и средней мощности.
Рисунок 2: Регионы, нуждающиеся в энергетике малой и средней мощности [4]:
Понятно, что региональный аспект развития АСММ в смысле их энергетической ниши охватывает огромные территории Российского Ближнего и Крайнего Севера. Это районы, которые не могут быть охвачены объединенными или узловыми энергосистемами, в которых действует большое число мелких изолированных потребителей с нагрузками до 3-5 МВт (более 6,000 ДЭС общей установленной мощностью свыше 3 ГВт, вырабатывающих около 6 млрд. кВт.ч электроэнергии при удельных расходах топлива 500-600 г у.т./кВт.ч). (суммарный завоз топлива 3-3.5 млн. т у.т. в год) [7].
В этих регионах, для целей теплоснабжения здесь эксплуатируется более 5 тыс. котельных мощностью менее 10 Гкал/ч (в среднем около 1,5 Гкал/ч), не удовлетворяющих требованиям надежности и качества. И несмотря на высокие тарифы на электроэнергию в этих регионах зачастую нет альтернативы электроотоплению. Для целей теплоснабжения эксплуатируется более 5 тыс. котельных мощностью менее 10 Гкал/ч (в среднем около 1,5 Гкал/ч), не удовлетворяющих требованиям надежности и качества. И несмотря на высокие тарифы на электроэнергию в этих регионах зачастую нет альтернативы электроотоплению [7].
2.2 Энергоснабжение промышленности
Добыча полезных ископаемых – одна из наиболее важных отраслей, а в большинстве развивающихся стран пожалуй самая важная. Для добычи, последующей переработки и транспортировки полезных ископаемых требуется электроэнергия. Например, для передачи газа по газопроводу при невысоких давлениях требуется затратить 20% этого газа. Специалисты Газпрома уже обдумывали варианты использования АСММ. Во многих случаях разработка месторождения занимает в среднем 15 лет. Все это время, если предприятие находится вдали от развитой электросети, на получение энергии приходится тратить углеводородные ресурсы. В случае с транспортабельной АСММ, можно этого избежать, ведь она может работать на одной загрузке до 20 лет.
2.3 Опреснение морской воды
Согласно данным ЮНЕСКО к 2050 году 7 миллиардов человек в 60 странах (по пессимистическим прогнозам) или 2 миллиарда человек в 48 странах (по оптимистическим прогнозам) [5] столкнутся с проблемой нехватки воды. Пресная вода стремительно превращается в дефицитный природный ресурс. За XX столетие ее потребление увеличилось в 7 раз, тогда как население планеты выросло всего втрое. Не случайно ООН объявила 2003 год Международным годом пресной воды. По данным ООН дефицит пресной воды в мире (включая сельскохозяйственные и промышленные нужды) оценивается в 230 млрд. мЗ в год. К 2025 году дефицит пресной воды увеличится до 1,3-2,0 трлн. мЗ в год. В настоящее время основные потребители опресненной воды сконцентрированы на Ближнем востоке (70% от общего объема), в Европе – 9,9%. США – 7,4% (в основном Калифорния и Флорида), в Африке – 6,3% и остальные 5,8% – страны Азии [5].
Хотя Россия обладает громадными запасами пресной воды и их распределение по территории является достаточно равномерным, тем не менее ситуация с водоснабжением, в некоторых регионах России, не является исключением из общей тенденции. Опреснение морской воды является одним из основных вариантов решения проблемы дефицита пресной воды.
В связи с этим, к настоящему времени в мире получили широкое распространение опреснительные установки различных типов, и практически все они (за исключением систем работающих на принципе обратного осмоса, например в Израиле) для своей работы требуют тепловую, механическую или электрическую энергию. Все эти виды энергии сегодня получают сжиганием органического топлива.
Рисунок 3: Перспективные рынки опресненной морской воды [5]:
Исключением является лишь ядерно-опреснительный комплекс в г. Актау (бывш. г. Шевченко), Казахстан, где с 1973 года эксплуатировался ядерный реактор на быстрых нейтронах БН-350 и дистилляционный опреснительный комплекс мощностью 120,000 м3/сутки. РУ БН-350 выведена из эксплуатации в 1998 г и будет утилизирована, а опреснительный комплекс работает и в настоящее время, используя тепло ТЭЦ на органическом топливе.
Более чем 20-летняя эксплуатация атомного энергоопреснительного комплекса в г. Актау наглядно подтверждает надежность, безопасность и экологическую чистоту таких комплексов, отсутствие сколько-нибудь значительного отрицательного воздействия на окружающую среду.
Использование ЯЭ для опреснительных установок наиболее перспективно и имеет ряд экологических и экономических преимуществ, а идея поставки на место размещения испытанного и сданного “под ключ” в промышленно развитой зоне источника опресненной воды и электроэнергии – плавучего атомного энергоопреснительного комплекса, при минимальном объеме строительно-монтажных работ на площадке, – весьма привлекательна.
Сегодня рынок опреснения морской воды развивается стремительно. В 1995 году его объем составлял ~ 3 млрд. долларов США в год, а к 2015 году, по прогнозам МАГАТЭ достигнет 12 млрд. долларов США в год. Приблизительно 23 миллиона м3/сутки опресненной воды в настоящее время производятся 12500 станциями, сооруженными в различных частях мира [6]. Для энергоснабжения этих станций в значительной степени используют источники энергии на органическом топливе. Физически понятно, что опреснение воды является энергоемким процессом, поэтому выбор эффективного энергоисточника является одним из наиболее принципиальных вопросов экономики опреснения. В этом контексте, использование ядерных РУ в качестве энергоисточников в составе опреснительных систем может оказаться весьма перспективным.
Детальное изучение возможности и первые практические шаги в использовании ЯЭ для опреснения морской воды (ядерное опреснение) началось сравнительно недавно. Это было мотивировано рядом причин: экономической конкурентоспособностью ЯЭ в сфере производства электроэнергии, стремлением развивать в новой области энергопотребления борьбу за сохранение ограниченных ресурсов органического топлива, общемировой задачей защиты окружающей среды от выбросов парниковых газов и другими причинами. К настоящему времени, на международном уровне интерес к ядерным источникам энергии в сфере опреснения еще более возрос, и начинают намечаться перспективы перехода проблемы в практическую и коммерческую плоскость.
В связи с этим возникла необходимость изучения технической возможности и экономической целесообразности продвижения российских реакторных технологий на формирующийся международный рынок ядерного опреснения. Использование комбинированного цикла производства пресной воды и электроэнергии обеспечивает повышение капиталоотдачи и уменьшение себестоимости выработки единицы продукции. Коэффициент полезного использования ядерного топлива может достигать (55-60)% по сравнению с (30-32)%, получаемых на АЭС, вырабатывающих только электроэнергию.
Наиболее востребованный диапазон производительностей опреснительных установок – от 50,000 до 200,000 м3/сутки, приемлемая цена опресненной воды, вырабатываемой ЯЭОК – от 0,45 до 0,8 $/м3 [6]. Производительность ЯЭОК по опресненной воде более 200,000 м3/сутки вызывает проблемы распределения ее по потребителям [16].
Для энергообеспечения ЯЭОК могут применяться различные типы РУ: на тепловых или быстрых нейтронах; с различным теплоносителем/замедлителем: водо-водяные, жидкометаллические, графитовые и др. По варианту базирования установки могут быть наземными или плавучими, стационарными или передвижными. Предпочтительный вариант должен выбираться, исходя из конкретных условий расположения площадки. Однако при прочих равных условиях ЯЭОК на базе плавучих энергетических блоков (ПЭБ) по сравнению с наземным вариантом строительства комплексов такой же мощности имеют следующие основные достоинства:
- сокращение сроков строительства и снижение капитальных затрат за счет минимальных объемов строительно-монтажных работ
- высокое качество изготовления плавучего энергоблока в условиях судостроительного завода и сдача его под “ключ”
- возможность размещения комплекса в любой прибрежной точке в непосредственной близости от потребителя пресной воды и электроэнергии
- простота снятия с эксплуатации – после списания плавучий энергоблок буксируется на специализированное предприятие для утилизации
- сокращение срока окупаемости капиталовложений.
Таблица 1: Перспективы мирового рынка по обессоливанию воды [6]:
|
Производительность в 1995 году (м3/сутки): |
Прирост установленной производительности по годам (м3/сутки): |
Ожидаемая производи-тельность к 2015 г (м3/сутки): |
||||
|
1996- 2000 |
2001- 2005 |
2006- 2010 |
2011- 2015 |
|||
| США |
183,400 |
322,971 |
302,783 |
483,931 |
773,135 |
2,066,220 |
| Мексика |
32,864 |
135,506 |
104,568 |
169,510 |
274,786 |
717,234 |
| Антильские острова |
73,481 |
28,198 |
27,991 |
35,696 |
45,523 |
210,889 |
| Кипр |
8,681 |
44,850 |
32,531 |
52,301 |
84,085 |
222,448 |
| Италия |
126,370 |
84,073 |
149,919 |
256,721 |
439,609 |
1,056,692 |
| Мальта |
122,117 |
66,716 |
102,265 |
157,648 |
243,025 |
691,771 |
| Испания |
249,315 |
306,769 |
197,321 |
267,338 |
362,201 |
1,382,944 |
| Бывший СССР |
136,942 |
64,356 |
60,416 |
78,551 |
102,128 |
442,393 |
| Египет |
30,069 |
27,263 |
40,041 |
68,005 |
115,500 |
280,878 |
| Ливия |
393,842 |
195,511 |
152,999 |
192,718 |
242,748 |
1,177,818 |
| Бахрейн |
92,717 |
131,556 |
71,017 |
93,505 |
123,114 |
511,909 |
| Индия |
13,415 |
69,817 |
34,803 |
49,355 |
69,992 |
237,382 |
| Иран |
319,397 |
268,716 |
424,297 |
730,408 |
1,257,365 |
3,000,183 |
| Израиль |
45,468 |
145,124 |
37,432 |
44,784 |
53,579 |
326,387 |
| Кувейт |
1,195,895 |
245,999 |
214,820 |
246,825 |
283,598 |
2,187,137 |
| Оман |
145,343 |
141,757 |
96,577 |
129,065 |
172,481 |
685,223 |
| Катар |
513,214 |
133,818 |
172,607 |
218,652 |
276,982 |
1,315,273 |
| Саудовская Аравия |
3,733,747 |
1,069,526 |
1,680,028 |
2,270,110 |
3,065,990 |
11,819,401 |
| ОАЭ |
1,851,166 |
572,314 |
724,402 |
940,932 |
1,222,186 |
5,311,000 |
| Япония |
17,898 |
49,489 |
35,671 |
54,553 |
83,430 |
241,041 |
| ВСЕГО: |
9,285,341 |
4,104,329 |
4,662,488 |
6,540,608 |
9,291,457 |
33,884,223 |
Выше было показано, что рынок опреснения воды экономически привлекателен и неуклонно растет. Как говорилось выше, 70% от всей обессоленной воды приходится на страны Ближнего Востока. На этом фоне нужно отметить, что, в декабре 2006 года шесть стран-членов Совета Стран Персидского залива – Кувейт, Саудовская Аравия, Оман, Бахрейн, Объединенные Арабские Эмираты и Катар – объявили о том, что Совет начинает изучение вопроса использования ядерной энергии в мирных целях. В свою очередь, Франция заявила о своих намерениях сотрудничать с этими государствами в сфере ядерных технологий.
В феврале 2007 года шесть государств согласились сотрудничать с МАГАТЭ для анализа технического осуществления проекта по использованию ЯЭ, а также программы по опреснению воды. Саудовская Аравия возглавляет это исследование и ее власти полагают, что программа может появиться в ближайшем будущем.
Наиболее характерные требования к энергоисточнику для ЯЭОК следующие:
- мощность реактора от 40 до 200 МВт (э)
- стоимость АЭС от 1000 до 1700 $/кВт (э) установленной мощности
- время создания реакторной установки от 40 до 60 месяцев
- срок службы реакторной установки от 40 до 60 лет [16].
При одноцелевом использовании ЯЭОК для производства 200,000 м3/сутки пресной воды достаточно мощности РУ около 40 МВт.
Исходя из того, что дефицит пресной воды в настоящее время – 230 млрд. мЗ в год [5], т.е., приблизительно, 630 млн. мЗ вдень, то можно посчитать, что для устранения нехватки пресной воды путем опреснения нужно еще примерно 126 ГВт мощностей. Безусловно, этой цифры достичь почти невозможно. Если считать, что планируемый прирост производства пресной воды к 2015 году будет равен примерно 10 млн. мЗ в сутки, то для его покрытия требуется 2 ГВт новых мощностей, а это примерно 50 новых АСММ. Это вполне осуществимая задача.
(Продолжение следует)
Несмотря на “эффективных менеджеров”… есть хоть какое-тот движение. Правда, еще на том “человеческом топливе”, что осталось от СССР. Нелишне еще раз взглянуть на ледокольный флот страны (фото беззастенчиво стянуты с сайта “РосАтомФлота”). Данные по установкам будут приведены чуть позже. Их можно и так отыскать в сети, но всегда пригодятся, мало ли что.
Появление Атомных пропульсивных комплексов на борту кораблей, рывок сравнимый для человечества по значимости с появлением реактивной авиации или полетами человека в космос. Малые атомные реакторы успешно эксплуатируются в Военно-Морских Флотах (ВМФ) различных стран более 60 лет и показали себя надежным и технологичным оборудованием. В силу разных причин, именно сегодня наступает момент, когда огромный опыт использования атомных реакторов в военной области может принести пользу и в области гражданской. Здесь приведен “пирог” с примерными (+10) данными по общему числу реакторов. Очень интересно:
Последние 10…12 лет, в разных странах, различными группами проектантов проводится работа по развитию нескольких десятков проектов малых реакторов. Но бесспорно, что наибольшего успеха в этом добились США и Россия. Но разработчики этих стран идут различными путями. В США создают новые проекты используют исключительно разработки базирующиеся на гражданских конструкциях, Российские же проектанты, наоборот, активно используют опыт разработок для ВМФ прошлых лет. В силу множества объективных причин, предложения Российских разработчиков являются более адаптированными к технологиям сегодняшнего дня и подтвержденными тестами, проверками и эксплуатацией реакторов прототипов, атомных подводных лодок (ПЛА) и атомных ледоколов (ЛА). Основная причина такого прогресса, частичное рассекречивание реакторов для гражданских судов и доступ к информации об эксплуатации военных объектов и разработка гражданских реакторов проектантами военной техники.
Сегодня, на рынке SMR сложилась уникальная ситуация, когда гражданские Российские разработки, в этой области, опережают разработки Американские примерно на 15-20 лет (смотри пост 47 ниже). При этом, рынок малых реакторов хотя и активен, но еще не сформировался и перспектива борьбы за место на нем вполне реальна. Пока, на рынке не присутствуют игроки имеющие сколько-нибудь реально сильные позиции, в основном, это прошлые “заслуги и достижения” и лишь формируются правила игры, но ситуация может поменяться очень быстро. В этот момент, используя возможности крупных Американских компаний (Westinghouse, B&W, Holtec, NuScale и др.), которые лоббируют и формируют политическую ситуацию под свои проекты, на рынке США может появиться радикально новый и перспективный проект ориентированный на использование локальных промышленных ресурсов и международные знания и опыт имеющиеся в инженерной и научной среде.
Россия борьбу за коммерческий рынок (если таким его можно назвать) уже проигрывает, несмотря на то, что является лидером в подобной технике (ОКБМ признается Американскими специалистами уникальным КБ и бесспорным авторитетом в проектировании малых ЯР и систем судовых установок) и несмотря на “умелое руководство” РосАтома все-таки строит первую ПАЭС. Через пень-колоду и при очень “эффективном менеджменте”…
“Откуда дровишки? …”
… Характерной чертой российских АПЛ 4-го поколения должна была стать энергетическая установка (ЭУ) нового типа*. Специально для новых проектов в конце 80-х гг была разработана новая водо-водяная паропроизводящая установка (ППУ) КТП-6-85 с реактором КТП-6-185СП (иногда встречается ошибочное наименование КПМ) тепловой мощностью порядка 200 МВт с производством в ОКБ Машиностроения им. И.И.Африкантова. Отличительной особенностью нового типа реактора стало т.н. интегральное моноблочное исполнение при котором сам реактор и его первый контур охлаждения монтируются в едином корпусе. Такое решение позволяет исключить из конструкции ППУ крупные трубопроводы (их максимальный диаметр был сокращен с 675 у ОК-650, до 40 мм для присоединительных т/п у КТП-6) и, тем самым, облегчает естественную циркуляцию (ЕЦ) теплоносителя на всех режимах работы (?). Последнее является одним из ключевых критериев малошумности всей лодки исключая необходимость в постоянной работе циркуляционных насосов и сокращая на порядок энергопотребление реактора на собственные нужды (более высокий общий КПД). Подобная ППУ намного компактнее предыдущего поколения, более проста в обслуживании, более безопасна и надежна. В то же время, интеграция всех систем и узлов реактора в едином корпусе негативно сказывается на ремонтопригодности установки ввиду их низкой доступности. Потому перед разработчиками реакторов 4-го поколения была поставлена задача обеспечить их безремонтный срок службы в течение всего жизненного цикла лодки. Активная зона реактора построена так, что ее перезарядка необходима вдвое реже, чем на подобных установках лодок 3-го поколения.
ПЛА пр. 885 (фото из ЖЖ Олега Кулешова, автор не установлен).
Конструктивные решения для ППУ нового поколения были опробованы на наземном исследовательском стенде КВ-2 с реактором прототипом ТМ-4/КТМ-6 в Сосновом Бору (тема “Каньон-С.1” (?) “Север”), а в 1996 году реактор был официально допущен к серийному производству. Одной из важнейших особенностей этого реактора считается новый прямоточный “прямотрубный” ПГ с двусторонним обогревом ПВ со стороны 1К. Однако на головной АПЛ 885-го проекта этот реактор так и не появился. Сложности, связанные с производством блочной паротурбинной установки для него привели к тому, что в процессе перепроектирования лодки «Северодвинск» она получила блочную ППУ ОК-650В с реактором ВМ-11 предыдущего поколения с тепловой мощностью 190 МВт, что в значительной мере сократило боевой потенциал субмарины даже не смотря на весь ряд остальных принятых на ней решений по снижению шумности главной энергетической установки. При этом, вторая лодка серии, по всей видимости, получит изначально запланированный для 885-го проекта реактор КТП-6 с соответствующим энергооборудованием.
Реакторнй отсек станда КВ-2, АЭУ ПЛА четвертого поколения (автор фото не установлен).
Известно, что в настоящий момент в ОКБМ им. И.И.Африкантова ведется разработка нового типа реактора под обозначением КТП-7И (ОКР «Феникс»). Не исключено, что он предназначен для установки на более поздних серийных лодках проекта 885М, причем, существуют два возможных принципиальных варианта для этой установки. По одной версии, речь идет о дальнейшем эволюционном развитии моноблочных реакторов с доведением срока службы активной зоны до 30 лет и более, что позволит их использование без перезарядки в течение всего жизненного цикла АПЛ. По этому пути, например, идут все зарубежные разработчики подобной техники. По другой версии, новая установка может быть основана на принципе перегрева пара непосредственно в активной зоне (разновидность т.н. «кипящего» реактора) и призвана заменить сегодняшние водо-водяные реакторы. В этом случае, если удастся решить ряд конструктивных трудностей, связанных с разработкой подобной ППУ, в частности, с обеспечением радиационной безопасности, то заказчик получит одноконтурный реактор с еще большим КПД и еще большей компактностью, по сравнению с предыдущими разработками. Однако, как предполагается, эта технология перспективна уже для 5-го поколения АПЛ.
Особенностью паротурбинной установки «Мираж» разработки Калужского Турбинного завода, которая изначально предназначалась для «Ясеня», была ее блочная компоновка с высокой степенью интеграции всех элементов. Помимо этого, она должна была обеспечивать как скоростной ход под турбозубчатыми агрегатами с понижающим редуктором и приводом на главный вал, так и «режим подкрадывания» с приводом от гребного электродвигателя, питаемого, в свою очередь от автономных турбогенераторов. ГТЗА, являющиеся, одним из основных источников шума на АПЛ, при этом, остаются отключены. Подобная гибридизация энергетической установки позволила в полной мере использовать тот факт, что реактор нового типа работает в одном режиме тепловыделения на всех режимах хода (?). Также, в значительной мере упростилась конструкция редуктора. К сожалению, финансовые проблемы завода «КТЗ» практически остановили все работы на нем в течение 90-х гг. Но в 2006 году ПТУ «Мираж» с номинальной мощностью (на гребном валу) порядка 43.000 (50,000) л.с. уже проходила стендовые испытания и, судя по всему, именно начало ее серийного производства позволит начиная со второй лодки серии в полной мере использовать потенциал, заложенный в проект 885. В отсутствие новой ПТУ, на АПЛ «Северодвинск» была использована блочная ПТУ ОК-9ВМ «Сапфир-ВМ» мощностью 43.000 л.с., ранее примененная на лодках 945-го и 971-го проектов. Обе установки обеспечивают максимальную подводную скорость около 31 уз. (надводная скорость – 16 уз.) Изменения в конфигурации оборудования энергоотсека потребовали дополнительных корректур в конструкции АПЛ «Северодвинск», таких, как перепроектировка переборок и установка рецесса в районе линии гребного вала.
ПЛА пр. 955 (фото с сайта deepstorm.ru, автор не установлен).
Огромное внимание при проектировании лодки было уделено сокращению уровня производимых ею подводных шумов. Для этого фундаменты всех критических узлов оснащены активной системой активного гашения (САГ) шумов на основе пьезокристаллических приводов. Дискретные низкочастотные составляющие шума удалось также снизить за счет разработки новых типов негорючих спиральнотроссовых амортизаторов на замену применяемым ранее резино-кордовым. В будущем на лодках серии ожидается массовое внедрение композитных элементов конструкции, обладающих высокой прочностью, малым весом и демпфирующими свойствами. К таковым относятся различные вибропоглощающие сотовые каркасы, слоистые балки, пиллерсы, элементы трубопроводов и воздуховодов, сокращающие вибрационные шумы на отдельных частотах на 10-30 дБ.
Многообещающим является новый принцип компоновки оборудования энергетических отсеков, разработанный в СПМБМ «Малахит» по теме научно-исследовательских работ «Старомодность». В данном случае уже известный принцип т.н. зональных блоков, раскрепленных с корпусом лодки посредством амортизаторов, дополнен рамой-массой – массивным конструкционным элементом с высокой степенью инертности и высокой резонансной частотой. Этот элемент за счет своей механической инерции в состоянии гасить вибрации установленного на него оборудования энергетической установки, вспомогательного оборудования систем охлаждения и электроснабжения (также амортизированы на собственных каркасах). Весь общий каркас зонального блока дополнительно облицован вибропоглощающими панелями. Предполагается, что данный принцип в будущем поможет сократить уровни шумов лодок серии на 10-15 дБ в определенных диапазонах. В обеспечение научно-исследовательских работ по снижению физических полей на АПЛ нового поколения в 1987-1993 гг на «Адмиралтейских верфях» была построена плавучая лаборатория «Кармон-1Э» по проекту ЦКБ «Лазурит». Ее использование предполагалось на полигоне 1 ЦНИИ МО в Приморске.
Вопреки распространенному предположению, ни «Северодвинск», ни «Казань» не обладают водометным главным движителем, а оснащены семилопастным гребным винтом составной конструкции с композитным демпфированием лопастей, что позволяет на 2-3 дБ снизить общий уровень шумов от него. В качестве резервного движительного комплекса для хода на скоростях до 4,5 уз. предусмотрены электродвигатели ГАП-300 мощностью по 300 кВт в откидных колонках в кормовой и носовой частях корпуса. Они же используются в качестве подруливающих устройств. Первоначально этот тип РДК использовался на АПЛ проекта 971. Для проекта 885М в настоящий момент по теме «Ломовик» ведется разработка нового малошумного РДК с кольцевым электродвигателем. В качестве резервных дизель-генераторов предусмотрен автоматизированный АДГ-1000Б мощностью 1000 кВт на базе дизеля 8ДМ-21С производства уральского дизель-моторного завода.
По материалам статьи: Проект 885 и 885М «Ясень». А.Коновалов. По материалам сайта http://cale.strana.de Гамбург, ФРГ. Сентябрь 2011, доклада “Ядерная энергетика и атомный подводный флот” В.Лебедева и сообщений на научных конференциях.
ПРИМЕЧАНИЕ: *Официальные упоминания об этих типах реакторов и энергетических установок, удалось найти еще в нескольких местах. Практически, это первые доступные упоминания о закрытых, реализуемых проектах в малых реакторов для ВМФ России. Персонаж выпустивший информацию известный, не официальный, но откуда у автора данные? Другие, появившиеся позже упоминания, куда более официальные, включая описание ПЛА последнего поколения отрывочны но имеются в сети.
(комментарии будут появляться по ходу освещения темы)
ОБЗОР И АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПРИМЕНЕННЫХ ПРИ РАЗРАБОТКЕ АМЕРИКАНСКИХ LW SMR
Часть 1. О конструкции и системах безопасности малых реакторов
ВВЕДЕНИЕ:
Начнем с того, что основными декларируемыми преимуществами Американских малых и средних реакторов рассматриваемого типа LW SMR (разговор ниже пойдет исключительно об этом типе реакторных установок (РУ)) являются предположения разработчиков, о том, что удешевление проектов и их экономическая конкурентоспособность с прочими источниками электроэнергии будет достигнута за счет:
- возможности использовать стандартные компоненты для активной зоны (АЗ) (кассеты стандартного типоразмера для серийного BWR (решетка из 17 x 17 стандартных ТВЭЛов, в зоне из 32 ТВС, при Hcore около 1.8 m). Надо ли обсуждать, что такой вариант компоновки не подходит для малых установок?
- сравнительно небольших массо-габаритных показателей корпуса (прежде всего диаметр), позволяющих полностью изготовить его в заводских условиях, с соответствующим контролем качества и без затруднений транспортировать корпус РУ до места его монтажа, что вполне успешно делается и сейчас, в том числе и для «больших» реакторов
- высокого уровня пассивной безопасности при использовании 100% ЕЦ, при нормальной эксплуатации и/или в переходных режимах, при плановом вводе/выводе, длительном расхолаживании, и особенно в аварийных ситуациях, при экстренном выводе РУ. Прогрессивные и надежные системы обеспечения безопасности
- отсутствия или резкого снижения возможностей для возникновения LOCA, это не касается одного из проектов (HolTec) имеющего ПГ вынесенные из корпуса, где минимизация возникновения LOCA не может быть строго аргументирована
- высокого уровня внешней безопасности и сейсмо-устойчивости. Этот постулат не совсем понятен в применении исключительно лишь к SMR. Разве подобный вариант не рассматривается и для «больших» установок? Да и преимущество это скорее относится к дизайну здания и помещений для размещения РУ и оборудования, а не к дизайну собственно реактора. Компонент «сейсмо-устойчивость», подлежит техническому анализу при рассмотрении всей конструкции и для любой АЭС.
Прочие, незначительные преимущества или недостатки вариантов дизайна здесь и сейчас не обсуждаются, так как не критичны для представленного уровня рассмотрения и не оказывают существенного влияния на концепцию создания SMR.
Конечно, кроме доступных для анализа презентаций разработчиков интересно было бы сделать аудит реальных инженерных и экономических расчетов и сравнений и обсудить данные с разработчиками. Увы, такой контакт не представляется возможным. Однако, имеющихся в доступных источниках данных вполне достаточно, чтоб проанализировать декларируемые преимущества проектов детально. То есть, можно говорить о серьезных аргументах за и против в концептуальных проектных решениях, а можно найти множество мелких недочетов, сводящих на нет любую, самую хорошую идею. Как говорится: «Дьявол кроется в мелочах».
Просмотрев на все 4 основных типа дизайна LW SMR развиваемые разными Американскими фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR), напрашивается предварительный вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока с SMR. На это наталкивают следующие данные:
- похожие массо-габаритные размеры блока и корпусных конструкций реакторной установки (с кое-какими исключениями)
- похожие/соизмеримые размеры АЗ и конструктивный состав, число ТВС, ТВЭЛов, тип топлива и обогащение
- практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит соизмеримые размеры турбин и соответственно размеры и дизайн турбинной части установок.
Из линейки предлагаемых несколько выпадает проект NuScale, но исключительно по генерируемой мощности. Все остальные его параметры и преимущества оцениваются и обосновываются проектантом по аргументации представленной выше.
Сегодня невозможно корректно оценить затраты на эксплуатацию малых и средних реакторов, какие бы аргументы «за» и данные расчетов не приводились. Более того, зачастую, первичный анализ некоторых технических решений явно указывают на то, что их кажущаяся, на первый взгляд их выйгрышность и целесообразность, повлечет за собой существенные расходы на обслуживание и эксплуатацию установки в дальнейшем.
1. ЗАМЕЧАНИЯ О КОНСТРУКЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН LW SMR
Собственно, по размерам АЗ реакторов типа LW SMR совсем уж малой не является и похожие по размерам АЗ, примерно 1.4…1.50 м в диаметре и при соответствующей высоте (в упомянутых проектах до 1.8 м) могут быть довольно энергонапряженными. Современные корабельные АЗ для ВВР нового поколения, к примеру имеют размеры: Dcore ~ 1.4 m и Нcore ~ 1.0 m. То есть, за исключением того, что высота рассматриваемых в проектах АЗ для SMR превышает указанную выше практически в 2 раза. По прочтении части презентаций всех разработчиков сразу возникает ряд вопросов. Поэтому, несколько замечаний относительно АЗ, следует сделать дополнительно и с самого начала:
- проблемы неравномерностей нейтронного поля в АЗ такого размера и состава, на практике могут решаться несколькими основными способами:
a) постоянным регулированием нейтронного поля за счет применения СУЗ (активной работы), но тогда их будет довольно много, а размещение приводов на крышке реактора, при сравнительно небольшом диаметре корпуса, очень затруднено конструктивно. Это решаемая задача и оптимизировать количество ИМ СУЗ хоть и затруднительно, но возможно и затратно, поэтому, сразу снижаются продекларированные экономические преимущества
b) «глубоким физическим профилированием» АЗ. Экзотика с использованием редких материалов типа Эрбия (Er) или Гадолиния (Gd) может быть весьма дорогой, тогда как борированная (изотопом B10) сталь дешева и может быть вполне приемлемым и не дорогим решением, но даже на первый взгляд, явно недостаточным для АЗ таких размеров. Это значит, что все-таки, потребуется профилирование более экзотическими и дорогими материалами. Но на этот вопрос можно ответить точно только после ознакомления с детальными расчетами и выполнении сравнительного анализа всех вариантов составов АЗ для SMR. Некоторые вопросы вызывают сложности, в основном из-за незнания Американских регулирующих документов. На такие вопросы можно будет ответить в перспективе, например:
- Могут ли перемещаемые поглотители СУЗ выполнять совмещенные функции системы а/з и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует дополнительного уточнения по документам NRC и возможность снижения количества ИМ СУЗ по этому показателю, в настоящем анализе не рассматривается
Другая группа вопросов относится к дизайну АЗ и РУ:
- Можно ли задачу физического профилирования АЗ решить конструктивным возвращением к конструкции т.н. «компенсирующей решетки»? Сделать ее не просто перемещаемой по высоте, а действительно компенсирующей выгорание в разных зонах, в разные моменты кампании? Вероятно, что да, но тогда возникает проблема обеспечения достаточного уровня ЕЦ, так как проходное сечение АЗ изменится существенно
- Как обеспечить кампанию (по загрузке) для АЗ, при условии строгих ограничений на обогащение для гражданских объектов? Если для реактора типа NuScale это меньшая проблема из-за пониженной мощности, то для реакторов превышающих мощность реактора типа NuScale в 3…5 раз, при равных размерах АЗ, это уже куда как более серьезная задача. Частые же остановки для перегрузок серьезно снижают экономические показатели эксплуатации
- Можно улучшить габариты и конструкцию АЗ, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен и жестко поддерживается проектантом, так как определенные/заданные размеры АЗ, которых требуется жестко придерживаться и их уменьшение потребует серьезной работы по созданию новой конструкции АЗ, что с т.з. ссылки на экономический параметр дешевой АЗ для проекта сразу теряет смысл
- Кроме того, сомнительно решение, использовать традиционную для больших реакторов компоновку ТВЭЛ и ТВС еще и с точки зрения обеспечения теплотехнической надежности, поскольку таблеточное топливо в ТВЭЛах не имеет гарантированного контакта с оболочкой и возникает серьезная проблема с теплообменом, особенно в режимах ЕЦ на частичных уровнях мощности
- Компоновка АЗ в разряженной квадратной решетке серьезно мешает обеспечению критичности в любой момент компании, а применение топлива и ТВЭЛов (конструкции которых более 35-40 лет) обычных для гражданских реакторов ставит под серьезное сомнение возможность упрощения алгоритмирования и опять же увеличивает проблемы при эксплуатации необходимостью усложнения систем управления.
Данных о расчетах экономических показателей, на этой фазе развития проектов мы практически не имеем, а слова и красивые презентации, некоторых разработчиков, предлагающие принять на веру их выводы, без предоставления серьезных доводов и аргументов подкрепленных расчетами выглядят более чем сомнительно[i].
Исходя из первых, изложенных выше критических предположений, несмотря на имеющиеся ограничения изначально заложенные в конструкции АЗ, кажется, что разработчикам необходимо продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и АЗ и принять радикальное решение об изменении конструкции. Рассматриваются ли реализаторами проекта пути такого «отступления»? К примеру, хотя бы на один шаг, перейти на использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, но с изменением дизайна ТВС? Это также неизвестно. Подобные предложения появлялись еще 10 лет назад, но реализаторы некоторых проектов, по необъясняемым ими причинам, упорно стоят на своем, хотя уже понятно, что ранее декларируемые “преимущества” стандартной компоновки “испарились” и совсем не так привлекательны как пояснялось в начале разработок. Скорее наоборот.
Таким образом, уже на первом этапе анализа, вместо вполне обоснованного использования АЗ – «таблетки», для проектируемых в США SMR, предлагается дизайн АЗ в виде вытянутого в высоту цилиндра. Далее понадобится рассмотреть расчеты искажения нейтронного потока, еще и по высоте. Их тоже придется компенсировать и серьезно. Иначе, верх АЗ практически не будет работать и выгорание в верхней части АЗ будет незначительным. Причин этому несколько:
- Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров (подвесок стержней) СУЗ заглушающих реакцию «локально».
- Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах (малых) АЗ и гражданском назначении реактора, процент негерметичных ТВЭЛ(ов) должен быть снижен радикально.
Снова появляются дополнительные вопросы к разработчикам такой конструкции АЗ и этих вопросов достаточно много, например:
- Учитывались ли приведенные выше соображения при экономических расчетах и обоснованиях использования стандартных ТВС?
- Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» поглощающих стержней и изменения их геометрии?
- Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным и при этом, нижняя часть АЗ будет работать на пределе по накоплению продуктов распада?
- Предлагались ли иные технические решения удешевляющие использование топлива, включая повторную загрузку и частоту перезагрузки? Например «составная АЗ», из сборок разделение которых по высоте возможно и позволило бы тусовать и использовать уже отработавшие часть времени ТВС в последующих загрузках
- Как было учтено влияние термо-гидравлики и расчета ЕЦ на нейтронно-физические характеристики АЗ проектантами? Создавались ли и использовались ли особые модели для расчетов?
На все эти вопросы ответ можно получить либо в открытой очной беседе/дискуссии, либо через специальные запросы, и то, если разработчики согласятся ответить, а не будут ссылаться на неубедительную «коммерческую тайну».
Почти все указанные выше Американские проекты, это проекты с ЕЦ. при этом, АЗ современных реакторов с ЕЦ, как правило с подкипанием (малокипящие), до 8…10% от объемного расхода для обеспечения лучшей ЕЦ, и следовательно, в АЗ и выше нее допускается некоторое наличие пара. Понятно, и очевидно, что пар этот локализован вверху АЗ. А если мы предполагаем наличие пара в АЗ и в корпусе ЯР, то сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров первого контура (температура на выходе из АЗ на линии насыщения при давлении в корпусе). Требуется внимательно рассмотреть и проанализировать PLT диаграмму такой установки и обоснованность применения конкретного закона регулирования:
- При постоянной средней температуре в АЗ
- При поддержании постоянной температуры на выходе?
- По температуре на выходе изменяющейся по определенному закону?
На первый взгляд, конструкция АЗ и PLT, это не связанные между собой аспекты дизайна, но только на первый взгляд. На самом деле связь между конструкцией, составом АЗ, алгоритмированием и эксплуатацией самая прямая. К примеру, Твых существенно влияет на параметры пара и работу турбины, и косвенно на стоимость эксплуатации, через поддержание влажности пара и соответственно через эрозию лопаток последней ступени турбины и соответственно ремонты и обслуживание. На первый взгляд, это несущественный на этой стадии вопрос, очень серьезен, так как от его формализации зависит создание алгоритмов управления установкой и в том числе стоимость эксплуатации, ремонтов, обслуживания.
Вполне вероятно, что в этой части рассуждений основной вопрос даже не параметры первого или второго контуров, а скорее конструкция и оптимизация количества агрегатов и узлов систем установки и последующий переход к анализу и оптимизации параметров, а также, вопрос алгоритмирования и организации эксплуатации. Тем не менее, вопросы к представляемым конструкциям LW SMR существуют и судя по представленным разработчиками данным, вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они были учтены и в предлагаемых экономических обоснованиях цены одного kWe получаемого от подобной установки. На это указывает очень приближенное значение продекларированной стоимости.
2. ПЕРВЫЙ КОНТУР И КОРПУС РЕАКТОРА
Поскольку, в настоящий момент, наибольшее количество данных (презентаций) доступно именно по реактору NuScale, то с него целесообразно и начать рассмотрение этого дизайна. Дело в том, что на примере NuScale очень хорошо видны все недостатки конструкции и просчеты проектантов, частично характерные и для других проектов. Начнем с конструктивных элементов первого и второго контуров установки.
Вполне понятно, что температура перегретого пара и его параметры (давление, влажность) перед турбиной, жестко определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ (температура на выходе и как следствие, давление 1К). Эти параметры, как правило довольно стандартны, определяются исключительно потребностями паровой турбины и обычно жестко задаются при проектировании. Здесь появляется некоторое количество дополнительных вопросов и комментариев именно к дизайну этого, конкретного проекта:
- Трубная система ПГ, навитая, вокруг подъемной (тяговой) шахты вполне технологична, экономична, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются и все СУЗ локализованы лишь в центральной части АЗ? Тогда как быть с количеством ИМ СУЗ их размещением на крышке (см. выше в тексте)?
- Еще один конструкционный вопрос, который тянет за собой целую цепочку проблем. Для перегрузки АЗ исполнен разъем поперек корпуса реактора чуть выше верхнего уровня АЗ. Как осуществляется уплотнение? Точнее, как осуществляется разъем и обратная сборка под уровнем воды в большом бассейне, по сути напротив АЗ и под биозащитой? Какими-то особыми устройствами? При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в отдельном бассейне и потребуется специальное условие/процедура для переноса этих конструкций в такой бассейн, или особые условия для дезактивации. А если предположить, что часть ТВЭЛов может быть повреждена при эксплуатации и эта часть может серьезно загрязнить общий бассейн? Понятно, что такое решение не удешевит операционные расходы и не улучшит экономические показатели установки/станции
- А как удалить из АЗ поглотители при перегрузке блоком, если нижняя часть реактора не сдренирована, удалена целиком, а стержни ИМ СУЗ должны вернуться на место, в новую АЗ? Понято, что это будет отдельная операция, но как такие манипуляции отразятся на экономических показателях? Потребуется второй комплект поглотителей?
- Каково обоснование надежности ПГ при заявленной длине трубок? Какое количество сварных швов и соединений ПГ при заявленной длине единичной трубки в десятки метров? Как рассчитывается его/их надежность всей конструкции ПГ? Предусмотрена ли полная замена ПГ или лишь глушение части трубок? Каким образом осуществляется такая замена? Кто это будет делать и какой уровень радиации в этом месте (в общем бассейне)?
- На первый взгляд, даже если у NuScale если выходит из строя один ПГ (половина), должна меняется вся система. Как и в каком конкретном месте могут быть исполнены такие операции по замене ПГ? Ведь корпус полностью в контейнменте и условия выполнения и трудозатраты такой работы непонятны. А специфика разборки корпуса существенно затруднит такую операцию. По представленным данным получается, что в блоке всего 2 секции ПГ и в случае течи отсекается половина? То есть, на каждое действие с ПГ или на любую операцию обслуживания потребуется разборка контейнмента и выполнение работ в большим количеством демонтажа.
- Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, рассчитанного движущего напора и гидравлическое профилирование достаточно и без них (см. выше вопрос про нейтронно-физические процессы в АЗ и наличие паровой составляющей)?
- Даже на первый взгляд, основная (главная) тяговая шахта не имеет каких-либо особенностей по конструкции, позволяющих обеспечивать циркуляцию через АЗ в аварийных режимах. Понятно желание проектантов снизить толщину корпуса, чтобы обеспечить надежный теплоотвод через стенку, но сразу снижаются параметры 1К и общий КПД установки не соответствует заявленному. Это легко проверяется расчетами.
Кроме того, если просмотреть презентации прочих перспективных Американских проектов LW SMR, понятно, что обязательно и отдельно надо поговорить и о “присоединениях” к корпусу реактора. Так всегда, разбираясь с одним вопросом, цепляешь какую-то мелочь и сразу вытаскиваешь наружу целый ком несоответствий. Например: почему, интегральный (моноблочный) дизайн в предложенной NuScale конструкции существенно снижает и даже исключает возможность образования течи? Кто это сказал и как он это рассчитал? Где подтверждения расчетов? Можно ли говорить о том, что в реакторе такого типа полностью исключены подключения к системам? Разве на корпусе реактора нет ни одного патрубка? Есть, и довольно много. При этом, в сравнении, количество подключений трубопроводов реактора NuScale на порядок превышает количество подключений к корабельным реакторам и примерно на 2 порядка превышает их по суммарной площади сечений подключаемых трубопроводов.
Посмотрим, какие присоединения должны быть у реально существующего или же у перспективного реактора LW SMR, и какие должны быть диаметры трубопроводов подключений (по данным разработчиков):
- Реактор необходимо заполнять и пополнять теплоносителем. А значит, надо подать в корпус воду, и по возможности в достаточном объеме и быстро. Быстро, потому, что этот же патрубок используется для подпитки и аварийной подачи воды при образовании течи (снова вопрос к эксплуатации реактора в аварийных режимах). Такие трубопроводы, как правило подают воду в пространство над АЗ. Поскольку подача холодной воды под АЗ, может существенно поменять реактивность. Часто это патрубок «труба в трубе» системе очистки, размер Ду = 3… 4”.
- Реактор необходимо периодически дренировать. Дренирование обычно осуществляется с дна, из нижней точки. Диаметр такой дренажной трубы, как правило, не очень большой, Ду = 1″. Но, тем не менее, такое подключение на корпусе всегда имеется.
- Система очистки и (иногда) система длительного расхолаживания. Вода из реактора охлаждается на теплообменнике-рекуператоре и пройдя ФИО возвращается в контур. Иногда это эпизодическая операция и зависит она от состояния АЗ. Но всегда имеет место при эксплуатации. Без использования теплообменника-рекуператора, эта система может исполнять функцию системы длительного расхолаживания. Как правило, система подключена к тому же патрубку, что и система подпитки (см. выше)
- Система подачи газа высокого или среднего давления. Аналогичный трубопровод используется для воздухоудаления, при первичном заполнении и расположен в максимально возможной верхней точке крышки/корпуса. Диаметр подключения этого трубопровода не очень большой, с Ду = примерно 1″
- Обычно 2, как в проекте NuScale, или 4 на корабельных установках, трубопровода подачи питательной воды в ПГ. Количество зависит от количества секций парогенератора. Диаметры этих трубопроводов примерно Ду = 6…8″. И соответственно 2 (или 4) паропровода отвода перегретого пара. Эти диаметры довольно значительны и составляют примерно Ду = 10″. При том, что надежность ПГ не высока, фактор допускающий такую течь весьма важен.
Примерно таковы и стандартные подключения к корпусу любого корабельного реактора. Выше не упомянуты подключения уровнемеров, термопар, прочих датчиков, расположение их на крышке реактора. Давление в контуре обычно измеряется датчиками установленными на трубопроводах подключенных систем, до запорной (отсечной) арматуры. Остальные датчики обычно имеют собственные места подключений на специальных патрубках, в верхней части корпуса и проходят сквозь конструкйии ЯР до места выполнения замеров. Эти принципы вполне понятны и применимы для малых установок гражданского назначения.
- Теперь несколько дополнительных слов о чисто Американской «экзотике». Правда в США, эти подключения не считаются экзотическими в силу иного подхода к аварийному расхолаживанию. Это т.н. “вентиляционные/предохранительные клапана”. Их как минимум 2, независимых, и включаются они в работу, если происходит несанкционированное повышение давления в контуре. В основном, после сброса АЗ и при активном кипении ТН-1 в отсутствие отвода тепла от АЗ реактора, или же при нарушениях работы систем управления и контроля. Диаметр таких патрубков на NuScale достаточно велик и составляет Ду = 3″.
В принципе, выше представлен практически полный перечень и для расчетов вероятности появления течей его можно использовать. Если бы не одно дополнительное но о котором поговорим ниже…
Есть особая система, для отвода тепла от реактора, через стенку контейнмента. Подобная система часто применяется на гражданских больших ЯР. Называется эта система, Containment Heat Removal System (CHRS) и ее работа будет рассмотрена ниже, во второй части анализа.
Отсечение CHRS от внутренней полости первого контура осуществляется 2-мя клапанами по каждой линии, которых также 2. Предполагается по 2 рециркуляционных патрубка на сторону, с Ду = 4″ каждый, по воде и пару. То есть, еще 4 патрубка, не считая 2-х аварийных линий с предохранительными клапанами, указанных выше.
Не правда ли достаточно большой список подключений? Можно ли, посмотрев на него полностью исключать возможность течи? Можно ли исключить вероятность образования гильотинного разрыва трубопровода довольно большого диаметра? Не уверен. Но желательно посчитать еще и вероятность течей и отказов срабатывания клапанов CHRS, интенсивность возможных течей, а также, возможность организации циркуляции в разомкнутом контуре CHRS, ну и возможность циркуляции и надежного охлаждения при отказе одной ветви системы. Это отдельная и длительная дискуссия, часть которой мы продолжим позже.
[i] Вступить в открытую дискуссию с разработчиками не представляется возможным по независящим от нас причинам.
