Советская подлодка К162 прозванная «Золотой Рыбкой» была единственным реализованным экземпляром проекта 661 «Анчар», который получил название Папа (Papa) по западной классификации. Изначально спроектированная как исключительно скоростная ядерная подлодка под крылатые ракеты П-70 Аметист, 10 штук которых размещались в индивидуальных контейнерах между вешним и внутренним титановыми корпусами.
ПЛАРК пр.661 по своим ходовым и маневренным качествам не имела аналогов ни в советском, ни в зарубежных флотах и послужила несомненным предшественником ПЛА второго и третьего поколений с крылатыми ракетами на борту и титановыми корпусами.
В декабре 1959 года было принято постановление ЦК КПСС и Совмина СССР “О создании новой скоростной подводной лодки, новых типов энергетических установок и научно-исследовательских, опытно-конструкторских и проектных работ для подводных лодок.” В соответствии с этим постановлением в ЦКБ-16 (ныне СПМБМ “Малахит”) началась работа по проектированию высокоскоростной ПЛАРК второго поколения с титановым корпусом, АЭУ второго поколения и крылатыми ракетами, стартующими из-под воды пр.661, шифр “Анчар”.
В начале 50-х годов XX века военно-политические доктрины сверхдержав обосновывали построение двух основных систем: аэрокосмической для завоевания превосходства в воздухе и космосе, а также морской, обеспечивающей ракетный щит. Необходимым условием решения первой задачи был прорыв в области создания материалов с высокой удельной прочностью для всех типов летательных аппаратов. Ведущим направлением в этой области являлась технология производства изделий из титановых сплавов. Известно, что американский инженер Кроль запатентовал метод получения компактного титана в 1940 году.
Уже через несколько лет производство титана было освоено в СССР, причем на более высоком уровне. На Украине, Урале, в Казахстане были созданы производства по получению титановых концентратов и губчатого титана марок ТГ-1, ТГ-2. При этом советские специалисты, как правило, шли оригинальным путем. В Гиредмете (ныне ОАО «Гиредмет» ГНЦ РФ, ведущая научно-исследовательская и проектная организация материаловедческого профиля) и на Подольском химико-металлургическом заводе с привлечением ученых ЦНИИ КМ «Прометей» были разработаны различные технологии производства слитков. К середине 1955 года специалисты пришли к окончательному выводу: плавить титан нужно в дуговых печах, предложенных «Прометеем». Затем эту технологию передали на Верхне-Салдинский металлообрабатывающий завод (ВСМОЗ) в городе Верхняя Салда на Урале.
Для строительства подводной лодки длиной около 120 метров необходима была радикальная перестройка титановой индустрии. Инициатором в этом направлении выступило руководство ЦНИИ КМ «Прометей» – директор Георгий Ильич Капырин и главный инженер Игорь Васильевич Горынин, их решительно поддержал министр судостроительной промышленности Борис Евстафьевич Бутома. Эти люди проявили огромную дальновидность и гражданское мужество, принимая такое эпохальное решение. В качестве объекта для применения титана выбрали проект 661 разработки СПМБМ «Малахит» (в те времена ЦКБ-16). Одной из целей была отработка применения ПКР П-70 «Аметист» – первой в мире противокорабельной крылатой ракеты с «мокрым» стартом. Авторы проекта подлодки – Н. Н. Исанин, Н. Ф. Шульженко, В. Г. Тихомиров встретили предложение о его переработке в титановом исполнении без всякого энтузиазма. Титан для них был полной неизвестностью: меньший, чем у стали, модуль упругости, «холодная» ползучесть, иные методы сварки, полное отсутствие опыта применения в морских условиях. В таком же положении находились специалисты ЦНИИ имени академика А. Н. Крылова, ЦНИИ технологии судостроения, работники судостроительных верфей.
Тем не менее в 1958 году началась кардинальная перестройка титановой индустрии в стране. В ЦНИИ КМ «Прометей» появилось соответствующее подразделение – вначале отдел № 8, а затем отделы №№ 18, 19. Команда видных ученых создала научное направление – морские титановые сплавы. Коллективы титаномагниевых комбинатов Запорожского (ЗТМК) и Березниковского (БТМК) совместно со специалистами Всесоюзного алюминиево-магниевого института (ВАМИ), Гиредмета и при активном участии ученых ЦНИИ КМ «Прометей» провели большую работу по совершенствованию технологии производства титановой губки. Отечественная промышленность смогла производить крупные слитки массой четыре – шесть тонн для подлодок. Это была крупная победа. Следующей решалась проблема получения бездефектных слитков высокого качества.
Источников для появления дефектов материала много – неправильный режим плавки, твердосплавные включения (карбиды вольфрама, окисленная губка, высокое содержание отходов в электродах и т. д.), усадочная рыхлость и возникновение раковин. Все эти сложности больших масс перешли к металлургам от «авиаторов». После реорганизации индустрии увеличивались объемы производства, размеры и развесы слитков. Их масса достигала четырех тонн и более.
Неоценимую помощь оказал Владимиров. На совещании в Госплане он доходчиво объяснил, что ЦНИИ КМ «Прометей» не только решает задачу повышения прочности сплава, но учитывает свариваемость, технологичность, агрессивность среды и многие другие факторы. Поэтому его решение по легированию ванадием правильное. Впоследствии идея создания группы сплавов Ti–Al–V постоянно поддерживалась учеными авиационной промышленности. В конце концов сплав марки 48-ОТЗВ обрел права гражданства. С этого момента проблема ванадиевых лигатур стала главной для наших металлургов. Прошло немного времени, и было организовано их производство в Узбекистане и Таджикистане (Ленинабад, Чорух-Дайрон). Таким образом, наша страна перестала зависеть от поставок из-за границы.
Пока специалисты ЦНИИ КМ «Прометей» решали свои задачи на рудном, металлургическом, сварочном и других производствах, корабль строился и рос день ото дня. Главный конструктор по корпусу Н. И. Антонов ввел за правило минимум раз в два-три месяца бывать в цехе и участвовать в работе бригады, курирующей ход строительства.
Обычно это было и серьезно, и смешно. В те времена надевать каску при входе в зону работ было необязательно, и Антонов ею не пользовался. А лысина у него была, как солнечный диск. В это время возникла проблема «тычков». На корпус лодки изнутри приваривалось множество скобок для размещения на них кабелей и труб. Их было тысячи. Швы считались малоответственными, но наши сварщики относились к ним серьезно, так как если в этом шве будет окисление, то в прочном корпусе возникнет трещина и это может плохо кончиться. Как потом выяснилось, он хорошо понимал это и старался осмотреть шов приварки каждого «тычка». И вот, переходя из отсека в отсек, он выпрямлялся, ударяясь головой о «тычок», приваренный к перегородке или пайоле на борту, так что на лысине появлялась очередная ранка. Вначале это вызывало смех и у него, и у нас, его сопровождавших. Но когда мы проходили два-три отсека и на голове его появлялись кровоточащие раны, это было уже не смешно, но тем не менее он готов был целыми днями лазать по отсекам, забираясь в самые потаенные уголки, перепроверяя работу контролеров и сварщиков. У него было высокое чувство ответственности как главного конструктора корпуса первой в мире цельнотитановой подводной лодки.
А на заводе все прекрасно понимали, что при постройке такого сложного инженерного сооружения, как корпус подлодки из совершенно нового материала, требовался новый подход. Надо отдать должное – директор СМП Е.П.Егоров, его заместители, конструкторы, строители, цеховые работники приложили много усилий для создания небывалого производства.
Цех № 42 стал поистине полигоном новизны: ежедневное мытье полов, отсутствие сквозняков, освещенность, чистая одежда сварщиков и других рабочих, высокая культура производства стали его отличительным признаком. Большой вклад в становление цеха внес Р.И.Утюшев – замначальника цеха по сварке. Много умения и души вложили в это дело замечательные специалисты – северяне Ю.Д.Каинов, М.И.Горелик, П.М.Гром, военпред Ю.А.Беликов, А.Е. ейпурт и многие другие – технологи, мастера, рабочие.
В результате было создано самое совершенное сварочное производство с аргоногелиевой защитой. Аргонодуговая, ручная, полуавтоматическая, автоматическая и другие способы сварки стали обычными для всех работников цеха. Здесь были отработаны сварка погруженной дугой, сварка в «щель» (без разделки), требования к качеству аргона (точка росы), появилась новая профессия – сварщик по защите обратной стороны шва (поддувальщик).
Возникла новая концепция проектирования оболочковых конструкций: исключаются «жесткие» окончания, появляются «мягкие» кницы, плавные переходы от жестких деталей к упругоподатливым и т. д. Эта идея в полной мере была реализована затем В.Г.Тихомировым и В.В.Крыловым при проектировании ПК ПЛА проекта 705 «Лира» (по кодификации НАТО – «Альфа»). С учетом опыта Н.И.Антонова их корпус оказался идеальным. Но после всех сложностей корпус ПЛА проекта 661 был доведен до совершенства и все блоки прошли испытания.
Проект «Анчар» был необычен не только корпусом из титанового сплава. На лодке впервые были применены ПКР «Аметист» с подводным стартом и забортным расположением шахт, созданы гидроакустическая станция и гидроакустический комплекс, которые в сочетании с торпедными аппаратами предопределили совершенно новую форму носовой оконечности – шаровую вместо привычно остроносой. Это логично привело к каплевидной форме корпуса до кормы. Двухреакторная ГЭУ с двумя ГТЗА и двумя линиями гребных валов привела к новой форме кормовой оконечности (т.н. штаны), когда два длинных конуса заканчивались гребными винтами. Изящное ограждение рубки, кормовой стабилизатор придавали кораблю элегантно-красивый вид. В нем было хорошо и внутри: cияющие чистотой кают-компания, комната отдыха, душевая, сауна, титановые унитазы. Антонов очень гордился тем, что на подлодке созданы условия для экипажа не хуже, чем на надводном корабле. Это подтвердил командир лодки, который служил на ней с момента постройки, ходил и в Арктику, и в Антарктиду, и в Карибское море, и в Тихий океан.
Фото: Николай Никитич Исанин советский учёный и конструктор в области кораблестроения, главный конструктор ЦКБ-16, доктор технических наук, профессор Главный конструктор дизель-электрической подводной лодки с баллистическими ракетами проекта 629
Корабль предназначался для нанесения ударов крылатыми ракетами и торпедами по крупным надводным кораблям противника. ПЛАРК планировалось использовать также для отработки новых конструкционных материалов (титанового сплава для корпуса ПЛ) и проверки новых образцов вооружения и технических средств. В начале 1960 г. был представлен и утвержден постановлением Совмина СССР предэскизный проект и основные тактико-технические элементы ПЛАРК, в мае того же года – эскизный проект. Одновременно было подтверждено запрещение использовать на проектируемой ПЛА ранее освоенную технику, оборудование, системы автоматики, приборы и материалы. Этим хотя и стимулировался поиск новых технических решений, но, одновременно, удлинялись сроки проектирования и строительства ПЛАРК, что в какой-то степени предопределяло судьбу корабля и было очередным проявлением волюнтаризма высшего руководства. В 1961 г, после утверждения технического проекта, начался выпуск рабочих чертежей, а уже в следующем – 1962 г. началось изготовление на СМП первых корпусных конструкций из титана, который впервые применялся в мировом подводном кораблестроении. При решении использовать титан принимались во внимание его антикоррозийность, маломагнитность и высокая прочность, хотя технологической базы по его производству не было – она создавалась одновременно с постройкой лодки.
Вооружение ПЛА включало 10 ПКР “Аметист” в 10 контейнерах размещенных вне прочного корпуса по пять с каждого борта и четырех носовых 533-мм ТА. Осознав невысокую эффективность ПЛАРК первого поколения, главным образом, по причине надводного старта ПКР, руководство ВМФ начало торопить ОКБ-52 В.Н.Челомея с быстрейшей разработкой ПКР с подводным стартом. Эти работы хотя и велись с конца 50-х годов, но до их завершения было далеко. Главная проблема была в выборе двигателя для ПКР. Из всех возможных, реальными были только жидкостной или твердотопливный реактивный двигатель. Только они могли работать под водой. Заставить турбореактивный двигатель сразу после выхода из воды ПКР запуститься и выйти на номинальный режим тогда еще не умели. В окончательном варианте выбрали для ПКР твердотопливный двигатель. Работы по созданию новой ПКР “Аметист” начались в начале 60-х годов и завершились принятием ее на вооружение лишь в 1968 г.
Для вооружения ПЛАРК проекта 661 впервые в мире была создана низколетящая ПКР с подводным стартом. Поскольку ТРД ПКР типа «П-6» не мог быть запущен и работать под водой у ракеты с подводным стартом необходимо было обеспечить запуск и вывод на рабочий режим маршевого ТРД в полете после выхода ПКР на поверхность при стрельбе с погруженной ПЛ. Однако в 60-е годы эта проблема не была решена и разработчиком ПКР «Аметист» ОКБ-52 в качестве маршевого и стартовых двигателей новой ПКР были приняты РДТТ. Это обеспечило возможность ракете «Аметист» стартовать из заполненного водой контейнера с «глухим» задним днищем (без задней БР из ракетной шахты. Однако, из-за меньшей экономичности РДТТ по сравнению с ТРД дальность полета КР «Аметист» оказалась значительно меньшей, чем КР типа «П-6». Дозвуковой была и скорость полета новой ракеты. Дальности стрельбы: 40-60 км и 80 км. что позволяло осуществлять целеуказание средствами самой лодки. Ракета оснащалась фугасно-кумулятивной боевой частью весом около 1,000 кг или ядерной боевой частью.
ПЛАРК 661-го проекта имела двухкорпусную архитектуру. Прочный корпус, выполненный из титанового сплава, делился на девять отсеков:
1-й (верхний) и 2-й (нижний) отсеки, имеющие в сечении форму восьмерки, образованной двумя пересекающимися окружностями диаметром 5,9 м каждая (в них размещались торпедные аппараты с запасным боекомплектом и устройством быстрого заряжания) и пост управления ПКР. Во 2-м – первая группа АБ, аппаратура гидроакустики и трюмный пост.
3-й — жилые помещения, пищеблок, кают-компания, вторая группа АБ;
4-й — ЦП, пост ГЭУ, жилой блок;
5-й — реакторный;
6-й — турбинный;
7-й — турбогенераторный и ГрЩ;
8-й — отсек вспомогательных механизмов (рефрижераторы, компрессорные машины, водоопреснительная установка, ОП);
9-й — рулевые приводы и трюмный пост.
Кормовая оконечность лодки была выполнена раздвоенной в виде двух осесимметричных конических обтекателей валов с расстоянием между ними порядка 5 м. Гидродинамическая оптимизация формы кормовой оконечности была достигнута за счет ее удлинения с малыми углами схода ватерлинии в диаметральной плоскости и применения удлиненных гребных валов с обтекателями, допускающими установку гребных винтов оптимального диаметра для заданной частоты вращения.
Энергетическая установка мощностью 80,ООО л.с. (на валах) включала две АЭУ (правого и левого бортов). Каждая состояла из АППУ В-5Р, ГТЗА-618 и АТГ переменного трехфазного тока ОК-3 мощностью 2х3,000 кВт, Номинальная тепловая мощность двух водо-водяных ЯР типа составляла 2х177,4 МВт, а паропроизводительность ППУ при номинальной мощности реактора 2 х 250 т пара в час.
Реакторы, разработанные для лодки 661-го проекта, имели ряд оригинальных особенностей, В частности, прокачка теплоносителя первого контура осуществлялась по схеме «труба в трубе», что обеспечивало компактность ЯЭУ при высокой тепловой напряженности. При этом реакторы работали не только на тепловых нейтронах, но и с участием реакции деления ядерного «топлива» быстрых нейтронов. Для питания основных потребителей электрической энергии был принят переменный трехфазный ток напряжением 380 В и частотой 50 Гц. Существенным нововведением стал отказ от использования дизель-генераторов: в качестве аварийного источника использовалась мощная аккумуляторная батарея, состоящая из двух групп серебряно-цинковых аккумуляторов типа 424-Ш по 152 элемента каждая.
На борту корабля имелся всеширотный навигационный комплекс «Сигма-661», обеспечивающий подводное и подледное плавание. Автоматическое управление кораблем осуществлялось посредством системы управления по курсу и глубине «Шпат», система предотвращения аварийных дифферентов и провалов «Турмалин», а также система управления общекорабельными системами, устройствами и забортными отверстиями «Сигнал-661».
Гидроакустический комплекс МГК-300 «Рубин» обеспечивал обнаружение шумящих целей при одновременном автоматическом сопровождении двух из них с выдачей данных в системы управления ракетным и торпедным оружием. Обеспечивалось круговое обнаружение сигналов ГАС противника, работающих в активном режиме, а также их опознавание с определением пеленга и дистанции. Для обнаружения якорных мин корабль имел ГАС «Радиан-1». Для наблюдения за воздушной и надводной обстановкой ПЛ была оснащена зенитным светосильным перископом ПЗНС-9 с оптическим вычислителем координат. Подъемное устройство позволяло поднимать перископ с глубины до 30 м при скорости до 10 узлов и волнении до 5 баллов. Имелись РЛС РЛК-101 и МТП-10, а также система определения государственной принадлежности «Нихром». Для двухсторонней сверхбыстродействующей засекреченной радиосвязи с береговыми командными пунктами, другими кораблями и взаимодействующими с GKF самолетами имелась современная (по меркам 1960-х гг.) аппаратура радиосвязи. Корабль был оснащен системой радиоразведки, обеспечивающей поиск, обнаружение и пеленгование работающих радиостанций противника.
Легкий корпус имел в поперечном сечении круговую форму с кормовой оконечностью типа “раздвоенная корма” с разнесенными гребными винтами (позднее подобная схема расположения винтов будет заимствована на лодки пр.949 и 949А). Носовая часть прочного корпуса состояла из двух цилиндров диаметром 5500-мм каждый, расположенных друг над другом, образующих “восьмерку” в поперечном сечении. Остальная часть прочного корпуса имела цилиндрическую форму с максимальным диаметром 9,000 мм. Носовая часть “восьмерки” делилась между собой на два отсека прочной платформой, причем верхний цилиндр являлся первым отсеком, а нижний – вторым. Кормовая часть “восьмерки – третий отсек – отделяется от первых двух поперечной переборкой и пристыковывался к четвертому, имеющему цилиндрическую форму. Далее цилиндрический корпус делился прочными поперечными переборками на 6 отсеков (см. выше). 10 контейнеров с ПКР – побортно с постоянным углом возвышения в межбортном пространстве в районе первых трех отсеков, используя разницу в диаметрах “восьмерки” и остального цилиндрического прочного корпуса. Носовые горизонтальные рули располагались в носовой части корпуса, ниже ватерлинии, и заваливались в легкий корпус.
Строительство ПЛ продолжалось почти 10 лет. Это объясняется задержками в поставках титана, различного комплектующего оборудования, длительным циклом создания ракетного комплекса, принятого на вооружение лишь в 1968г. Как оказалось, титановый корпус требует других методик расчетов прочности, нежели стальной – неучет этого привел к срыву гидравлических испытаний некоторых блоков корабля. Лодка обошлась флоту очень дорого, за что получила прозвище “Золотая рыбка”.
Тем не менее, на государственных испытаниях в 1969 г, ПЛ при 80% мощности ГЭУ показала скорость подводного хода в 42 узла вместо 38, предусмотренных спецификационными требованиями, а после передачи ПЛ флоту при испытаниях на мерной миле в 1971 г., ПЛ достигла на полной мощности реакторов скорости 44.7 узла, что и по сей день не превзойдено ни одной ПЛА мира. На таких скоростях обнаружились явления, до сих пор не отмечавшиеся на ПЛ – при скорости более 35 узлов появился внешний гидродинамический шум, созданный турбулентным потоком при обтекании корпуса ПЛА, причем его уровень достигал 100 децибел в центральном посту лодки. За свои скоростные качества лодка очень нравилась Главнокомандующему ВМФ СССР адмиралу С.Г.Горшкову (Подводная лодка проекта 661 «Анчар» К-222 занесена в Книгу рекордов Гиннесса как самая быстрая подводная лодка в мире. Это достижение не превзойдено до сих пор нигде в мире).
ПЛАРК пр.661 по своим ходовым и маневренным качествам не имела аналогов ни в советском, ни в зарубежных флотах и послужила несомненным предшественником ПЛА второго и третьего поколений с крылатыми ракетами на борту и титановыми корпусами. Однако затяжка с вводом корабля в строй, ряд тактических недостатков ракетного комплекса, значительная шумность ПЛА, конструктивные недоработки ряда приборов и недостаточный ресурс основных механизмов и оборудования корабля, вступление в строй ПЛА второго поколения других проектов, привели к решению об отказе от серийного строительства ПЛАРК пр.661. Лодка вошла в состав Северного флота и с января 1970 г. по декабрь 1971 г. находилась в опытной эксплуатации, после чего была переведена в боевой состав, однако совершила всего несколько боевых походов ввиду низкой надежности механизмов и оборудования. Прошла ряд длительных ремонтов. В 1988 году была выведена в резерв, а в начале 90-х годов списана из состава флота.
Разборка лодки началась в Марте 2010 на Севмаше, единственном предприятии которое имеет производственные возможности для выполнения работ по утилизации титанового корпуса ПЛА.
Источники:
http://topwar.ru/22880-rozhdenie-morskogo-titana.html
http://moremhod.info/index.php?option=com_content&view=article&id=188&Itemid=57&limitstart=7
http://project-941.narod.ru/techno/submarines/project_661/project_661.html
http://nnm.ru/blogs/lomtik3/proshay_zolotaya_rybka/
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
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.
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)
Чего ж еще ждать, сборище посредственностей и откровенных бездарностей. Море апломба и то, что в России называют едким словечком, “понты”. действительно рад, что несмотря на довольно жесткое личное противостояние (вплоть до интереса со стороны частных и не частных деятелей “шпионского сыска”) и идиосинкразию на Русских специалистов, набор клинических баранов и бездарностей неспособных думать (с зарплатами более 100 тысяч долларов в год), конфликты с расчетами за исследования, нечистоплотность в бизнесе и некоторым количеством плагиаторов, в составе сотрудников, все-таки можно констатировать, что NuScale изо всех сил пытается хоть как-то учить уроки.
Долгое время я критиковал и разбирал проблемные места в их конструкции, и вот, они придумали, точнее зарегистрировали, “новый/очередной” т.н. патент US008437446 обеспечивающий циркуляцию через АЗ при размыкании контура. Значит, то, что я пишу, хоть как-то им помогает включать мозги. В смысле, они читают мою критику. Правда, решения подобные этому были придуманы еще 30-35 лет назад в ОКБМ (интересно, да… хоть и выдаются NuScale в печати и в сети за их собственные инновации). В приличном обществе это называется воровство плагиат.
Как уже говорилось, подобные решения давно имеются, и даже проще чем решения представленные в упомянутом выше патенте. Но хоть так. Но ведь это еще не все. Хотя появление такой разработки означает, что им придется перекраивать алгоритмирование, и перерабатывать все их “супер-системы” безопасности. Кроме того, это косвенно свидетельствует о том, что у них пока не все в порядке с пониманием процессов в контуре и даже с моделью в RELAP(е). Пускай пороются, пускай поищут идеи и даже на этом ресурсе. Долго им еще и … дорого, улучшать дизайн. И не вижу в этом никакого смысла. Создавать копию 30-летнего морского реактора с зоной 40-летней давности? И называть это инновациями и выпрашивать за это бюджетные деньги…
Правда, впрочем как всегда, они не указали причину этих своих разработок, как впрочем не указывали и раньше, например мое имя в отчетах по MASLWR. А снова лишь громогласно объявили и написали, что это решение найдено ими самостоятельно и уже даже запатентовано. Но у меня есть четкое свидетельство, что они лукавят и публикации об этом появились значительно раньше. Когда многие из них еще ходили в детский сад. Написать им, что ли? А интересно, какие это будут юридические последствия.
Предстоит очная встреча с персонажами на конференции, где мне делать доклад. Какую позицию занять? Поязвить или оставить их в покое?
Ну а сами картинки можно поглядеть ниже (без разбора конструкций):
Рисунки из официального патента США #US008437446.
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”…
В работе разбор вот этого стейтмента (картинка временно отсутствует) о барьерах безопасности. Хотя, честно говоря, особо разбирать его особого смысла нет. Кто же спорит, что выкопать яму, упрочнить ее стены железобетоном, заполнить водой (15 млн. литров, на минуточку 15,000 м.куб), серьезное и уж очень иновационное изобретение. Похоже и здесь, главное, сколько за него заплатили, а не что нового изобрели.
Традиционно, три барьера безопасности представляются как:
- топливная композиция и оболочка ТВЭЛа
- корпус реактора
- контейнмент.
- уже упомянутую и усиленную ж/б “яму”, наполненную водой
- крышку над ямой
- здание “реакторного цеха”.
Персонажи из NuScale возмутились использованными материалами и временно, по их просьбе были удалены все картинки. Придется постепенно поставить обновленные, уже собственного производства…
(For additional information: www.NuScalePower.com and presentations)
А были ли предыдущие? В железе их не было. Но вот в чертежах, похоже, что да. Во всяком случае прорадитель у них один, ОКБМ. Да и новая корабельная установка, тоже подойдет в эту линейку сравнений.
В открытых источниках есть лишь незначительные упоминания об установках ТМ-4 или КТМ-6. Однако кое-что можно резюмировать и по этим данным. Собственно, отличия между этими двумя установками совершенно незначительны. Конструкция крышки, размещение ИМ СУЗ или незначительные изменения внутреннего дизайна. О третьей установке сведений нет совсем, за исключением упоминаний о ней, как о перспективной установке для ПЛА последнего поколения, и о том, что до постройки первого корабля с установкой 4 поколения, на эти ПЛА будут ставиться модернизированные ППУ подобные установкам типа OK-650.
С конструкцией АБВ-6М (атомная блочная водяная ???) все просто и все сложно одновременно. Отсутствие данных позволяет сделать только несколько простых выводов:
- в отличие от предыдущих вариантов конструкции, КОД вынесен из корпуса и размещен под биозащитой, в баке МВЗ. Это техническое решение оправдано, приходило в голову и раньше, поскольку используются незаполненные объемы бака МВЗ. Снижается ли при этом возможность интенсивной ЕЦ, требует анализа. Как и “упругость контура”. Но при прочих особенностях “Русского подхода” к конструированию, можно предположить, что незначительно
- габариты блока ППУ ограничены в представленных размерах 5 х 3.6 х 4.5 (м), при массе 200 тонн. В отличие от предыдущих конструкций значительно большей мощности, это довольно компактный блок. В сравнении с установкой РИТМ-200, это пятикратное уменьшение по объему и массе.
У меня только крепнет мысль о том, что Россия обогнала мир в конструкторских решениях касающихся реакторного “железа” и систем малых установок, лет на 15-20.
По материалам рекламных буклетов ОКБМ Африкантова и публикациям на сайте.
Ux Consulting has launched its SMR Research Center. This online portal provides a platform for unbiased, up-to-date information on the emerging small modular reactor (SMR) sector.
Отличный источник информации по малым ив частности по малым водо-водяным реакторам. Теперь не надо прыгать по сети в поисках информации. Очень много полезного собрано именно здесь: www.uxc.com/smr
Вот какая занятная штука. Практически все гражданские малые и средние реакторы разрабатываемые и презентуемые сегодня в США имеют поперечный разъем на высоте чуть выше верхней кромки АЗ. Видимо это теперешняя мода. С точки зрения “теоретического” процесса перегрузки, показываемого в презентациях, это технологично, но технологично ровно с того момента, как вы “раскрутите гайки”, на минуточку, находящиеся глубоко под биозащитой. Сразу возникает несколько вопросов:
- кто или что будет это делать?
- каким образом осуществляется уплотнение?
- как туда попасть, в маленький контеймент и под биозащиту?
- …
- …
Ну чо, они “молодцы”.
(продолжение следует)
1. Разработка новой реакторной установки для атомного ледокола.
Новые требования к энергетической установке ледокола послужили хорошим поводом для разработки новой реакторной установки. Прежняя ледокольная установка разрабатывалась в 60-е годы прошлого века и уже не может считаться вполне современной.
Благодаря настойчивости энтузиастов, в ОКБМ сегодня завершен технический проект совершенно новой реакторной установки, получившей название РИТМ-200. Сотрудники «Курчатовского института» принимали непосредственное участие в проектировании этой установки. Они исследовали на математических моделях ее динамические характеристики, обосновывали водно-химический режим, выполняли нейтронно-физические расчеты. Были выполнены работы по обоснованию возможности контролируемого пуска реактора после длительной остановки.
Несомненно, что создание установки РИТМ-200 является значительным шагом в развитии судовой ядерной техники. Интегрированная компоновка реактора, сниженная энергонапряженность активной зоны, а также другие конструктивные решения значительно повышают ее безопасность, надежность и экономичность. Обладая кроме указанных преимуществ большим модернизационным потенциалом, эта установка определяет перспективы судовой ядерной энергетики на следующие десятилетия.
Из статьи Академика Хлопкина в Независимой газете.
2. Реакторная установка РИТМ-200.
В рамках выставки, проходившей одновременно с форумом, в разделе “Новые технологии и иновационные проекты отечественного судостроения” был представлен стенд предприятия. ОАО “ОКБМ Африкантов” совместно с ОАО “ЦКБ “Айсберг” и ФГУП “ЦНИИ им. академика Крылова” (Санкт-Петербург) представили на выставке проект универсального атомного ледокола нового поколения с инновационной реакторной установкой РИТМ-200.
Универсальный атомный ледокол нового поколения, по сравнению с предыдущими поколениями атомных ледоколов, обладает способностью работать как в открытом океане, так и в устьях сибирских рек, благодаря двухосадочной конструкции судна.
Проект усовершенствованной реакторной установки РИТМ-200 для универсального ледокола разработан ОАО “ОКБМ Африкантов” на основе опыта создания и эксплуатации реакторных установок действующих и эксплуатирующихся в России атомных ледоколов и с учетом современных тенденций развития мировой атомной энергетики. В состав реакторной установки РИТМ-200 входят два реактора, имеющие тепловую мощность 170 МВт каждый – это больше, чем мощность установки КЛТ, используемой в современных атомных ледоколах (140-150 МВт).
В рамках форума был организован Всероссийский профессиональный конкурс “Элита судостроительной промышленности России”, на котором проект реакторной установки РИТМ-200 для универсального атомного ледокола получил диплом “За лучший инновационный проект в судостроительной отрасли”.
Из сообщения на сайте АтомИнфо.Ру
3. Атомная силовая установка универсального ледокола.
На основе опыта создания и эксплуатации реакторных установок атомных ледоколов и с учетом современных тенденций развития мировой атомной энергетики ОАО «ОКБМ Африкантов» разработан проект усоврершенствованной интегральной реакторной установки (РУ) «РИТМ 200». Это двухреакторная РУ с реакторами тепловой мощностью 170 мегаватт каждый – больше, чем мощность установки КЛТ, используемой в современных атомных ледоколах – 140-150 мегаватт). В то же время «РИТМ 200» почти в два раза легче и компактнее, соответственно дешевле по материалоемкости и занимает меньше места на судне, а следовательно – экономически эффективнее. Конструктивно такое решение достигается благодаря тому, что парогенераторы, которые раньше находились вне реактора, теперь располагаются непосредственно в нем (интегральная компоновка).
С сайта ОКБМ Африкантов
На столе лежать брошюрки. Получить бы одну.
(Продолжение с попыткой анализа, последует)
Точнее было бы определить их как и определено на сайте НИТИ им. Академика Александрова (Сосновый Бор). В СССР существовало несколько таких объектов, на которых отрабатывались технологии, алгоритмы, тренировались экипажи ВМФ. В НИИ им. Академика Лейпкунского (Обнинск). В Палдисски, не могу точно утверждать, но вроде он был в составе УЦ ВМФ. И уже упомянутый выше в Сосновом Бору.
Подобные центры существовали и в стране, как ее тогда называли, ВВП. По неуточненной информации, как и в России, сегодня в США все объекты сосредоточены в одном месте. В INEL, в городе Айдахо Фаллз, штат Айдахо, есть такое место NPTU (думаю, что расшифровывается как-то так, Nuclear Propulsion Technical Unit). В России таким местом выбран НИТИ.
На представленных ниже снимках:
- Пульт тренажера корабельной установки типа ОК-650 “Диана – В1”
- Пульт управления полномасштабного прототипа корабельной установки типа ОК-650
- Здание 102, в котором размещаются установка ОК-650 и установка ВАУ
- Здание 103, в котором размещается прототип установки ТМ-4 (КТМ-6).
(в работе)
SMR are less vulnerable to some types of accidents, including those like the accident at Japan’s Fukushima 1 nuclear power plant that were caused by the complete loss of power.
- Looks to me, we are compare here 40 years old reactor and some modern reactor which do not exist yet? Of cause, interesting to compare jet and car, but what for?
NuScale Power’s 45-MWe modular unit/reactor have no reactor coolant pumps because they rely on natural circulation for emergency cooling… Analysis by NuScale shows it does not need an external supply of water or any power to maintain cooling. The NuScale units sit inside an area flooded with 4 million gallons of water that can be used for cooling…
- Interesting point. I was sure, NC for core cooling in all power diapason, not only in emergency cooling. Looks to me, something wrong here with technical level of presentation.
- And if Fukishima’s reactors will put in huge-huge pool, it will be more safe reactor? Not true.
The NuScale accident analysis showed that if offsite power were lost for 30 days, the cooling water supply onsite would boil off, but by that time the temperature of the reactor core would be low enough to be cooled by air, he said. The system relies on automatic valves to operate.
- How about this: NO WATER on site? Like Fukushima… Just same condition?
- NuScale analysis related some calculations, which depend from (I am pretty sure) not exact initial conditions.
Once shut down, air cooling would work indefinitely, according to a slide in Landrey’s presentation.
- Not exactly. According presentations NuScale has a lot of problems in safety systems design and conceptual philosophy.
The NuScale reactor does not require backup power because of its passive cooling design.
- Oh, really? How about operating and control? Data aquisitions? Valves operating?
The NuScale containment vessel, which encloses the reactor, is made of stainless steel 10 times stronger than that of a large pressurized water reactor, NuScale said in a presentation on safety on its website.
- 10 times, is really funny number. Why not in 1,000 or not in 10,000? Interesting “engineering” calculations.
Even without power, SMRs, like the NuScale design, are also more resistant to earthquakes because the reactor and containment vessels are located below ground. The NuScale design can resist earthquakes that result in ground motion equal to 0.5 times the acceleration of gravity, whereas many larger reactors are proven to safely resist only an earthquake with half that ground motion…
- Looks like extremely “simple” solution. And different planet for NuScale. Actually if all future NPP will put under ground, no problems in future?
Howver, that “may prove to be a challenge” because of a slowdown related to financing problems encountered recently by the company.
- Of cause, 350,000,000 USD per NPP not a lot. Interesting, how much price in Westinghouse. I see here, this guy (Landrey) just asking more money?
From: http://www.platts.com/RSSFeedDetailedNews/RSSFeed/ElectricPower/6126955
William Freebairn (william_freebairn@platts.com)
Yanmei Xie (yanmei_xie@platts.com)
С чего начинать проект?
Множество различных дискуссий происходит по поводу использования ЕЦ при организации циркуляции по первому контуру. Даже специальные конференции под эгидой МАГАТЭ проводят. Использование ЕЦ объективно преимущество, особенно в ВВР. Даже если говорить только и исключительно об этом аспекте конструкции, то и тут есть где поломать копья. Бесспорно, что в аварийных режимах ЕЦ огромный плюс, но при обычной эксплуатации, при переходных режимах, при вводе/выводе существуют ли какие-либо особенности и специфика? Порассуждаем немного и слегка примитивненько:
- Как минимум, для обеспечения ЕЦ должен быть правильно спроектирован контур. То есть: должны быть исключены участки, опускные, для горячего ТН-1 и подъемные, для холодного, правильно выбрать тип ПГ (МПЦ или прямоточный), минимизировать гидравлическое сопротивление в подъемном и опускном участках, минимум изменений проходного сечения, качество поверхностей материалов реактора (конструкций). То есть, оставив (на потом) межфазовое трение, на первой стадии проекта надо обеспечить конфигурацию/геометрию контура, минимизировать тепотери, которые возможно минимизировать. На самом деле, самое трудное, геометрия. Если спроектировать замкнутый контур с минимумом горизонтальных участков не проблема, то наличие различных конструктивных элементов в реакторе может серьезно повлиять на проходимость контура.
- Движущий напор ЕЦ обеспечивается за счет 2-х компонентов, разницы плотностей и разницы высот. А это значит, надо обеспечить оба эти компонента. При этом, первый, связан исключительно с теплофизическими параметрами системы и мощностью на которой работает реактор (помним о всех уровнях мощности), а вот второй, связан с габаритами корпуса реактора и … сюрприз, геометрией контура, о которой уже упоминалось выше.
- Должен ли быть реактор с подкипанием ТН-1 в зоне? Температура на выходе должна быть на линии насыщения или давление должно “задавить” кипение? Отсыл к пункту 2. Если плотность на выходе из АЗ зависит и от наличия паровой фазы, движущий напор ЕЦ возрастает существенно. Это плюс. Уровень подкипания, паровая составляющая на выходе ТН-1 из АЗ можжет составлять до 8-10% объема. Выше? Спорный вопрос, требуется все посчитать. Все зависит и от геометрии контура и от иных компонентов системы 1К. Наличие пара в АЗ, это минус. Вытесняется замедлитель из зоны. Противоречие. Получается, что для кипящих реакторов паровая составляющая коэффициента реактивности вроде бы должна быть положительной?
- Как меняется фазовое состояние ТН-1 в подъемной шахте? Ведь разница высот и давлений может быть существенной. Вспомним закон о гидростатическом давлении. Если высота корпуса реактора 12-14 метров, то соответствующее произведение высоты столба жидкости на плотность и ускорение свободного падения, даст некое превышение статического давления на выходе, и при подъеме парового пузыря вверх, он может расти. Объем пара в подъемном участке может увеличиваться. Это особенно важно (или не важно?) для первоначальных моментов пуска. Может происходить “запаривание” подъемной трубы.
- Каким должно быть давление в контуре? Постоянным или плавающим/меняющимся? Обычная, корабельная установка с ВВРД и принудительной циркуляцией, работает при постоянном давлении в реакторе. Как правило, это примерно 160 Ати. Как определяется эта величина? Довольно просто…
- Какой же должен быть закон управления реактором/мощностью при 100% ЕЦ (PTL plot)? По средней температуре в АЗ или по температуре на выходе? Или же какому-то иному параметру? Скорее, по температуре на выходе, но это при меняющемся давлении в контуре. Вот тут ниже, представлена картинка PTL для MASLWR. Параметры спорные, но для объяснения подойдет вполне. На полной мощности это примерно выглядит так:
- Перепад/подогрев на зоне 50 градусов
- Запас до кипения, при постоянном давлении, 14 градусов
- Средняя температура в зоне 245 градусов
- Температура пара на выходе из ПГ примерно 260…265 градусов
- Температура кипения в ПГ, около 200 градусов
Не мало? Можно подкинуть еще кое-что для затравки.
Ну к примеру:
Как регулировать уровень ТН-1 в реакторе со 100% ЕЦ и особенно в реакторе с подкипанием? Есть в таком реакторе свободная поверхность? При каких условиях контур может быть разомкнут? Как учитывать паровую составляющую в объеме ТН-1 (см. предыдущие посты по теме 20.1 и ранее 6.5.3), если она значительна? А что произойдет, если при сбросе мощности, особенно в переходные периоды, пузыри схлопнутся или наоборот, резко поднимется уровень при наборе мощности? А как насчет нестабильностей при переходных режимах? А пульсации межканальные и/или контурные? Как тогда будет изменятся уровень ТН-1?
Ну а на закуску, надо еще подумать о:
- Каковы будут управление и алгоритмы реактором и всей установкой?
- От чего зависит их проектирование и что учитывается при этом?
- Требуется ли профилирование АЗ, физическое и гидравлическое?
Все еще думаем о преимуществе “стандартных” тепловых/топливных сборок 17 х 17? Ну-ну… думайте.
(продолжение следует)
