23 сентября 1980 года на судостроительной верфи города Северодвинска, на гладь Белого моря была спущена первая советская подводная лодка класса «Акула». Когда корпус ее был еще в стапелях, на его носу, ниже ватерлинии, виднелась нарисованная оскалившаяся акула, которая обвивала трезубец. И хотя после спуска, когда лодка встала на воду, акула с трезубцем скрылась под водой и больше ее никто не видел, в народе крейсер уже окрестили «Акулой». Все последующие лодки этого класса продолжали именовать так же, а для их экипажей была введена особая нарукавная нашивка с изображением акулы. На Западе же лодке присвоили кодовое имя «Typhoon». Впоследствии Тайфуном эту лодку стали называть и у нас. Так, Леонид Ильич Брежнев, выступая на XXVI съезде партии, заявил: «Американцами создана новая подводная лодка „Огайо“ с ракетами „Трайдент“. Аналогичная система — „Тайфун“ имеется и у нас».
Фото 2.
В начале 70-х годов в США (как писали западные СМИ, «в ответ на создание в СССР комплекса Delta») началась реализация крупномасштабной программы «Трайдент», предусматривающей создание новой твердотопливной ракеты с межконтинентальной (более 7000 км) дальностью, а также ПЛАРБ нового типа, способной нести 24 таких ракеты и обладающей повышенным уровнем скрытности. Корабль водоизмещением 18.700 т обладал максимальной скоростью 20 узлов и мог выполнять ракетные пуски на глубине 15-30 м. По своей боевой эффективности новая американская система оружия должна была значительно превзойти отечественную систему 667БДР/Д-9Р, находившуюся в то время в серийном производстве. Политическое руководство СССР потребовало от промышленности «адекватного ответа» на очередной американский вызов.
Тактико-техническое задание на тяжелый атомный подводный ракетный крейсер—проект 941 (шифр «Акула») — было выдано в декабре 1972 г. 19 декабря 1973 г. правительство приняло постановление, предусматривающее начало работ по проектированию и строительству нового ракетоносца. Проект разрабатывался ЦКБ «Рубин», возглавляемым генеральным конструктором И.Д. Спасским, под непосредственным руководством главного конструктора С.Н. Ковалева. Главным наблюдающим от ВМФ был В.Н. Левашов.
«Перед конструкторами стояла непростая техническая задача — разместить на борту 24 ракеты весом почти 100 тонн каждая, — рассказывает генеральный конструктор проектов ЦКБ МТ «Рубин» С.Н. Ковалев. — После множества проработок ракеты решено было расположить между двумя прочными корпусами. Аналогов такому решению в мире нет». «Такую лодку мог построить только Севмаш», — говорит начальник управления Министерства обороны А.Ф. Шлемов. Строительство корабля велось в самом большом эллинге — цехе 55, которым руководил И.Л. Камай. Применяли принципиально новую технологию постройки — агрегатно-модульный метод, что позволило значительно сократить сроки. Сейчас этот метод применяется во всем, и подводном и надводном кораблестроении, но для того времени это был серьезный технологический прорыв.
Фото 3.
Фото 4.
Бесспорные эксплуатационные преимущества, продемонстрированные первой отечественной морской баллистической ракетой на твердом топливе Р-31, а также американский опыт (к которому в советских высших военных и политических кругах всегда относились с большим уважением) обусловили категорическое требование заказчика оснастить подводный ракетоносец 3-го поколения твердотопливными ракетами. Применение таких ракет позволяло существенно сократить время предстартовой подготовки, устранить шумность ее проведения, упростить состав корабельного оборудования, отказавшись от ряда систем — газоанализа атмосферы, заполнения кольцевого зазора водой, орошения, слива окислителя и т.п.
Предварительная разработка нового межконтинентального ракетного комплекса для оснащения подводных лодок началась в КБ Машиностроения под руководством главного конструктора В.П. Макеева в 1971 году. Полномасштабные работы по РК Д-19 с ракетами Р-39 были развернуты в сентябре 1973 г., практически одновременно с началом работ над новой ПЛАРБ. При создании этого комплекса впервые была предпринята попытка унификации ракет подводного и наземного базирования: Р-39 и тяжелая МБР РТ-23 (разрабатываемая в КБ «Южное») получили единый двигатель первой ступени.
Фото 7.
Уровень отечественных технологий 70-80-х годов не позволял создать твердотопливную баллистическую межконтинентальную ракету большой мощности в габаритах, близких к габаритам предшествующих жидкостных ракет. Рост размеров и веса оружия, а также массогабаритные характеристики нового радиоэлектронного оборудования, увеличившиеся по сравнению с РЭО предшествующего поколения в 2,5-4 раза, привели к необходимости принятия нетрадиционных компоновочных решений. В результате был спроектирован оригинальный, не имеющий мировых аналогов тип подводной лодки с двумя прочными корпусами, расположенными параллельно (своеобразный «подводный катамаран»). Кроме всего прочего, подобная «сплющенная» в вертикальной плоскости форма корабля диктовалась ограничениями по осадке в районе Северодвинского судостроительного завода и ремонтных баз Северного флота, а также технологическими соображениями (требовалось обеспечить возможность одновременной постройки двух кораблей на одной стапельной «нитке»).
Следует признать, что выбранная схема являлась в значительной мере вынужденным, далеко не оптимальным решением, приведшим к резкому увеличению водоизмещения корабля (что дало повод к возникновению иронического прозвища лодок 941-го проекта — «водовозы»). В то же время она позволила повысить живучесть тяжелого подводного крейсера за счет разнесения энергетической установки по автономным отсекам в двух раздельных прочных корпусах; улучшить взрыво- и пожаробезопасность (удалив ракетные шахты из прочного корпуса), а также размещение торпедного отсека и главного командного поста в изолированных прочных модулях. Несколько расширились и возможности по проведению модернизации и ремонта лодки.
Фото 8.
При создании нового корабля была поставлена задача расширения зоны его боевого применения подо льдами Арктики вплоть до предельных широт за счет совершенствования навигационного и гидроакустического вооружения. Для пуска ракет из-под арктического «ледового панциря» лодка должна была всплывать в полыньях, проламывая ограждением рубки лед толщиной до 2-2,5 м.
Летные испытания ракеты Р-39 проводились на опытовой дизель-электрической подводной лодке К-153, переоборудованной в 1976 году по проекту 619 (она была снабжена одной шахтой). В 1984 году, после серии интенсивных испытаний, ракетный комплекс Д-19 с ракетой Р-39 был официально принят на вооружение ВМФ.
Строительство подводных лодок проекта 941 осуществлялось в Северодвинске. Для этого на Северном машиностроительном предприятии пришлось соорудить новый цех — самый большой крытый эллинг в мире.
Первым ТАПКР, вступившим в строй 12 декабря 1981 г., командовал капитан 1 ранга А.В. Ольховников, удостоенный за освоение столь уникального корабля звания Героя Советского Союза. Предполагалось строительство крупной серии тяжелых подводных крейсеров 941-го проекта и создание новых модификаций этого корабля с увеличенными боевыми возможностями.
Фото 9.
Однако в конце 80-х годов по экономическим и политическим соображениям от дальнейшей реализации программы было решено отказаться. Принятие этого решения сопровождалось острыми дискуссиями: промышленность, разработчики лодки и часть представителей ВМФ выступали за продолжение программы, в то время как Главный штаб ВМФ и Генеральный штаб ВС выступали за прекращение строительства. Главная причина заключалась в сложности организации базирования столь крупных подводных кораблей, вооруженных не менее «внушительными» ракетами. В большинство существующих пунктов базирования «Акулы» просто не могли войти из-за их стесненности, а ракеты Р-39 могли транспортироваться почти на всех этапах эксплуатации лишь по железнодорожной колее (по рельсам они подавались и на причал для погрузки на корабль). Погрузка ракет должна была осуществляться специальным сверхмощным краном, являющимся уникальным в своем роде инженерным сооружением.
В результате было решено ограничиться строительством серии из шести кораблей проекта 941 (т. е. одной дивизии). Недостроенный корпус седьмого ракетоносца — ТК-210 — был разобран на стапеле в 1990 году. Следует заметить, что несколько позже, в середине 90-х годов, прекратилась реализация и американской программы строительства подводных ракетоносцев типа «Огайо»: вместо планировавшихся 30 ПЛАРБ ВМС США получили лишь 18 атомоходов, из которых в строю к началу 2000-х годов решено оставить лишь 14.
Фото 10.
Конструкция подводной лодки 941-го проекта выполнена по типу «катамаран»: два раздельных прочных корпуса (диаметром 7,2 м каждый) расположены в горизонтальной плоскости параллельно друг другу. Кроме того, имеется два отдельных герметичных капсулы-отсека — торпедный отсек и расположенный между главными корпусами в диаметральной плоскости модуль управления, в котором находится центральный пост и размещенный за ним отсек радиотехнического вооружения. Ракетный отсек находится между прочными корпусами в передней части корабля. Оба корпуса и капсулы-отсеки соединены между собой переходами. Общее число водонепроницаемых отсеков —19.
У основания рубки, под ограждением выдвижных устройств, расположены две всплывающие спасательные камеры, способные вместить весь экипаж подводной лодки.
Отсек центрального поста и его легкое ограждение смещены в сторону кормы корабля. Прочные корпуса, центральный пост и торпедный отсек выполнены из титанового сплава, а легкий корпус — из стали (на его поверхность нанесено специальное гидроакустическое резиновое покрытие, повышающее скрытность лодки).
Корабль имеет развитое кормовое оперение. Передние горизонтальные рули расположены в носовой части корпуса и выполнены убирающимися. Рубка снабжена мощными ледовым подкреплениями и крышей округлой формы, служащей для взламывания льда при всплытии.
Фото 11.
Для экипажа лодки (состоящего в своей большей части из офицеров и мичманов) созданы условия повышенного комфорта. Офицерский состав разместили в относительно просторных двух- и четырехместных каютах с умывальниками, телевизорами и системой кондиционирования воздуха, а матросов и старшин — в маломестных кубриках. Корабль получил спортивный зал, плавательный бассейн, солярий, сауну, салон для отдыха, «живой уголок» и т. п.
Энергетическая установка 3-го поколения номинальной мощностью 100.000 л. с. выполнена по блочному принципу компоновки с размещением автономных модулей (унифицированных для всех лодок 3-го поколения) в обоих прочных корпусах. Принятые компоновочные решения позволили уменьшить габариты ЯЭУ, увеличив при этом ее мощность и улучшив другие эксплуатационные параметры.
ГЭУ включает два водоводяных реактора на тепловых нейтронах ОК-650 (по 190 мВт каждый) и две паровые турбины. Блочная компоновка всех агрегатов и комплектующего оборудования, помимо технологических преимуществ, позволила применить и более эффективные меры по виброизоляции, снижающие шумность корабля.
Атомная энергетическая установка оснащена системой безбатарейного расхолаживания (ББР), которая автоматически вводится в действие при исчезновении электропитания.
Фото 12.
По сравнению с предшествующими атомными подводными лодками существенно изменилась система управления и защиты реактора. Внедрение импульсной аппаратуры позволило контролировать его состояние при любом уровне мощности, в том числе и в подкритическом состоянии. На компенсирующие органы установлен механизм «самохода», который при исчезновении электропитания обеспечивает опускание решеток на нижние концевики. При этом происходит полное «глушение» реактора, даже при опрокидывании корабля.
Два малошумных семилопастных гребных винта фиксированного шага установлены в кольцевых насадках. В качестве резервных средств движения имеется два электродвигателя постоянного тока мощностью по 190 кВт, которые подключаются к линии главного вала посредством муфт.
На борту лодки установлено четыре турбогенератора по 3200 кВт и два дизель-генератора ДГ-750. Для маневрирования в стесненных условиях корабль оснащен подруливающим устройством в виде двух откидных колонок с гребными винтами (в носовой и кормовой частях). Винты подруливающего устройства приводятся в движение электродвигателями мощностью по 750 кВт.
При создании подводной лодки проекта 941 огромное внимание было уделено снижению ее гидроакустической заметности. В частности, корабль получил двухкаскадную систему резино-кордовой пневматической амортизации, были внедрены блочная компоновка механизмов и оборудования, а также новые, более эффективные звукоизолирующие и противогидролокационные покрытия. В результате по гидроакустической скрытности новый ракетоносец, несмотря на свои гигантские размеры, значительно превзошел все ранее построенные отечественные ПЛАРБ и, вероятно, вплотную приблизился к американскому аналогу — ПЛАРБ типа «Огайо».
Фото 13.
Подводная лодка оснащена новым навигационным комплексом «Симфония», боевой информационно-управляющей системой, гидроакустической станцией миноискания МГ-519 «Арфа», эхоледомером МГ-518 «Север», радиолокационным комплексом МРКП-58 «Буран», телевизионным комплексом МТК-100. На борту имеются комплекс радиосвязи «Молния-Л1» с системой спутниковой связи «Цунами».
Цифровой гидроакустический комплекс типа «Скат-3», интегрирующий четыре гидролокационные станции, способен обеспечивать одновременное слежение за 10—12 подводными целями.
Выдвижные устройства, расположенные в ограждении рубки, включают два перископа (командирский и универсальный), антенну радиосекстана, РЛК, радиоантенны системы связи и навигации, пеленгатор.
Лодка оснащена двумя всплывающими антеннами буйкового типа, позволяющими принимать радиосообщения, целеуказания и сигналы спутниковой навигации при нахождении на большой (до 150 м) глубине или подо льдами.
Ракетный комплекс Д-19 включает 20 твердотопливных трехступенчатых межконтинентальных баллистических ракет с разделяющимися головными частями Д-19 (РСМ-52, западное обозначение — SS-N-20). Старт всего боекомплекта осуществляется двумя залпами, с минимальными интервалами между пусками ракет. Ракеты могут запускаться с глубины до 55 м (без ограничений по погодным условиям на поверхности моря), а также из надводного положения.
Фото 14.
Трехступенчатая МБР Р-39 (длина — 16,0м, диаметр корпуса — 2,4 м, стартовая масса — 90,1 т) несет 10 боевых блоков индивидуального наведения мощностью по 100 кг каждый. Их наведение осуществляется посредством инерциальной навигационной системы с полной астрокоррекцией (обеспечено КВО порядка 500 м). Максимальная дальность пуска Р-39 превышает 10.000 км, что больше дальности американского аналога — «Трайдент» С-4 (7400 км) и приблизительно соответствует дальности «Трайдент» D-5 (11.000 км).
Для минимизации габаритов ракеты двигатели второй и третьей ступеней имеют выдвижные сопловые насадки.
Для комплекса Д-19 создана оригинальная стартовая система с размещением практически всех элементов пусковой установки на самой ракете. В шахте Р-39 находится в подвешенном состоянии, опираясь специальной амортизационной ракетно-стартовой системой (АРСС) на опорное кольцо, расположенное в верхней части шахты.
Фото 15.
Пуск выполняется из «сухой» шахты с помощью порохового аккумулятора давления (ПАД). В момент старта специальные пороховые заряды создают вокруг ракеты газовую каверну, значительно уменьшающую гидродинамические нагрузки на подводном участке движения. После выхода из воды АРСС отделяется от ракеты при помощи специального двигателя и уводится в сторону на безопасное расстояние от подводной лодки.
Имеется шесть 533-мм торпедных аппаратов с устройством быстрого заряжания, способных применять практически все типы состоящих на вооружении торпед и ракето-торпед данного калибра (типовой боекомплект — 22 торпеды УСЭТ-80, а также ракето-торпеды «Шквал»). Вместо части ракетно-торпедного вооружения на борт корабля могут приниматься мины.
Для самообороны подводной лодки, находящейся в надводном положении, от низколетящих самолетов и вертолетов имеется восемь комплектов ПЗРК «Игла» («Игла-1»). В зарубежной печати сообщалось о разработке для подводных лодйк 941-го проекта, а также ПЛАРБ нового поколения, зенитного ракетного комплекса самообороны, способного применяться из подводного положения.
Фото 16.
Все шесть ТАПРК (получивших западное кодовое наименование Typhoon, быстро «прижившееся» и у нас) были сведены в дивизию, входящую в состав 1-й флотилии атомных подводных лодок. Корабли базируются в Западной Лице (бухта Нерпичья). Реконструкция этой базы для размещения на ней новых сверхмощных атомоходов началась в 1977 году и заняла четыре года. За это время была построена специальная причальная линия, изготовлены и доставлены специализированные пирсы, способные, по замыслу конструкторов, обеспечить ТАПКР всеми видами энергоресурсов (однако в настоящее время по ряду технических причин они применяются как обычные плавучие пирсы). Для тяжелых ракетных подводных крейсеров Московским конструкторским бюро транспортного машиностроения был создан уникальный комплекс средств погрузки ракет (КСПР). В его состав вошел, в частности, двухконсольный кран-погрузчик козлового типа грузоподъемностью 125 т. (в строй введен не был).
В Западной Лице расположен и береговой судоремонтный комплекс, обеспечивающий обслуживание лодок 941-го проекта. Специально для обеспечения «плавучего тыла» лодок 941-го проекта в Ленинграде на Адмиралтейском заводе в 1986 году был построен морской транспорт-ракетовоз «Александр Брыкин» (проект 11570) полным водоизмещением 11.440 т, имеющий 16 контейнеров для ракет Р-39 и снабженный 125-тонным краном.
Фото 17.
Однако уникальную береговую инфраструктуру, обеспечивающую обслуживание кораблей 941-го проекта, удалось создать лишь на Северном флоте. На Тихоокеанском флоте до 1990 года, когда программа дальнейшего строительства «Акул» была свернута, ничего подобного соорудить так и не успели.
Корабли, каждый из которых укомплектован двумя экипажами, несли (и, вероятно, продолжают нести и сейчас) постоянное боевое дежурство даже во время нахождения на базе.
Боевая эффективность «Акул» в значительной степени обеспечивается за счет постоянного совершенствования системы связи и боевого управления морскими стратегическими ядерными силами страны. К настоящему времени эта система включает каналы, использующие различные физические принципы, что повышает надежность и помехозащищенность в самых неблагоприятных условиях. В состав системы входят стационарные передатчики, транслирующие радиоволны в различных диапазонах электромагнитного спектра, спутниковые, самолетные и корабельные ретрансляторы, мобильные береговые радиостанции, а также гидроакустические станции и ретрансляторы.
Огромный запас плавучести тяжелых подводных крейсеров 941-го проекта (31,3%) в сочетании с мощными подкреплениями легкого корпуса и рубки обеспечил этим атомоходам возможность всплытия в сплошном льду толщиной до 2,5 м (что неоднократно проверялось на практике). Патрулируя под ледяным панцирем Арктики, где существуют особые гидроакустисческие условия, снижающие даже при самой благоприятной гидрологии дальность обнаружения подводной цели посредством наиболее современных ГАС всего до нескольких километров, «Акулы» являются практически неуязвимыми для противолодочных атомных подводных лодок США. Авиационными средствами, способными осуществлять поиск и поражение подводных целей сквозь полярный лед, Соединенные Штаты также не располагают.
Фото 19.
В частности, «Акулы» несли боевую службу подо льдами Белого моря (первой из «941-х» такой поход совершил в 1986 г. ТК-12, на котором в ходе патрулирования при помощи ледокола была осуществлена замена экипажа).
Рост угрозы со стороны прогнозируемых средств ПРО потенциального противника потребовал усиления боевой живучести отечественных ракет в процессе их полета. В соответствии с одним из прогнозируемых сценариев, противник мог попытаться «ослепить» оптические астронавигационные датчики БР при помощи космических ядерных взрывов. В ответ на это в конце 1984 года под руководством В.П. Макеева, Н.А. Семихатова (система управления ракеты), В.П. Арефьева (командные приборы) и B.C. Кузьмина (система астрокоррекции) были начаты работы по созданию стойкого астрокорректора для баллистических ракет подводных лодок, способного восстанавливать свою работоспособность через несколько секунд. Разумеется, у противника оставалась возможность осуществлять ядерные космические взрывы с интервалом через каждые несколько секунд (в этом случае точность наведения ракеты должна была значительно снизиться), однако такое решение было трудноосуществимо по техническим соображениям и бессмысленно — по финансовым.
Фото 20.
Усовершенствованный вариант Р-39, по своим основным характеристикам не уступающий американской ракете «Трайдент» D-5, был принят на вооружение в 1989 году. Кроме повышенной боевой живучести, модернизированная ракета обладала увеличенной зоной разведения боевых блоков, а также повышенной точностью стрельбы (использование космической навигационной системы ГЛОНАСС на активном участке полета ракеты и на участке наведения РГЧ позволило достичь точности, не меньшей, чем точность МБР РВСН шахтного базирования). В 1995 г. ТК-20 (командир капитан 1 ранга А. Богачев) выполнила ракетную стрельбу с Северного полюса.
В 1996 г. из-за нехватки средств были выведены из боевого состава ТК-12 и ТК-202, в 1997 г. — ТК-13. В то же время дополнительное финансирование ВМФ в 1999 году позволило значительно ускорить затянувшийся капитальный ремонт головного ракетоносца 941-го проекта — К-208. За десять лет, в течение которых корабль находился в Государственном центре атомного подводного судостроения, проведена замена и модернизация (в соответствии с проектом 941 У) основных комплексов вооружения. Ожидается, что в третьем квартале 2000 г. работы будут полностью завершены, и после окончания заводских и ходовых приемно-сдаточных испытаний, в начале 2001 года, обновленный атомоход вновь вступит в строй.
Фото 21.
В ноябре 1999 г. из акватории Баренцева моря с борта одной из ТАПКР 941-го проекта были выполнены стрельбы двумя ракетами РСМ-52. Интервал между пусками составил два часа. Головные части ракет с высокой точностью поразили цели на Камчатском полигоне.
По сообщениям отечественной печати, существующие планы развития стратегических ядерных сил России предусматривают проведение модернизации кораблей пр. 941 с заменой ракетного комплекса Д-19 на новый. Если это соответствует действительности, «Акулы» имеют все шансы сохраниться в строю и в 2010-х годах.
В дальнейшем возможно переоборудование части атомоходов 941-го проекта в транспортные атомные подводные лодки (ТАПЛ), предназначенные для перевозок грузов по трансполярным и кроссполярным подледным маршрутам, кратчайшим путем связывающим Европу, Северную Америку и страны АТР. Встроенный вместо ракетного отсека грузовой отсек будет способен принимать до 10.000 т груза.
Фото 22.
По состоянию на 2013 год из 6 построенных при СССР кораблей 3 корабля проекта 941 «Акула» утилизированы, 2 корабля находятся в ожидании на утилизацию, и один модернизирован по проекту 941УМ.
В связи с хроническим отсутствием финансирования, в 1990-е годы планировался вывод из строя всех единиц, однако, с появлением финансовых возможностей и пересмотром военной доктрины оставшиеся корабли (ТК-17 «Архангельск» и ТК-20 «Северсталь») прошли поддерживающий ремонт в 1999—2002 годах. ТК-208 «Дмитрий Донской» прошёл капитальный ремонт и модернизацию по проекту 941УМ в 1990—2002 годах и с декабря 2003 года используется в рамках программы испытаний новейшей российской БРПЛ «Булава». При испытании «Булавы» было принято решение отказаться от ранее используемой процедуры испытаний.
18-я дивизия подводных лодок, в которую входили все «Акулы», была сокращена. По состоянию на февраль 2008 года в её состав входили, находящиеся в резерве после выработки рабочего ресурса ракет «главного калибра», ТК-17 «Архангельск» (последнее боевое дежурство — с октября 2004 года по январь 2005 года) и ТК-20 «Северсталь» (последнее боевое дежурство — 2002 год), а также переоборудованный под « Булаву» К-208 «Дмитрий Донской». ТК-17 «Архангельск» и ТК-20 «Северсталь» более трёх лет находились в ожидании решения на утилизацию или перевооружение на новые БРПЛ, пока в августе 2007 года главком ВМФ адмирал флота В. В. Масорин не сообщил, что до 2015 года не предусматривается модернизация АПЛ «Акула» под ракетный комплекс «Булава-М».
Фото 23.
Рассматривается вариант переоборудования их для размещения крылатых ракет по аналогии с перевооружением ВМС США подводных лодок типа «Огайо». 28 сентября 2011 года было опубликовано заявление Министерства обороны Российской Федерации, в соответствии с которым, «Тайфуны», как не укладывающиеся в договорные лимиты СНВ-3 и избыточно дорогие в сравнении с новыми ракетоносцами класса «Борей», планируется списать и разделать на металл до 2014 года. Варианты переоборудования трёх оставшихся кораблей в транспортные подлодки по проекту ЦКБМТ «Рубин» или подлодки-арсеналы крылатых ракет отвергнуты по причине чрезмерной дороговизны работ и эксплуатации.
На совещании в Северодвинске вице-премьер России Дмитрий Рогозин сообщил что Россия решила временно отказаться от утилизации стратегических АПЛ третьего поколения, находящихся сейчас на вооружении ВМФ. В результате срок годности лодок продлится до 30-35 лет вместо нынешних 25. Модернизация затронет стратегические АПЛ типа «Акула», где каждые 7 лет будет меняться электронная начинка и вооружение.
В феврале 2012 года в СМИ появилась информация, что основное вооружение АПЛ типа «Акула», ракеты РСМ-52, были утилизированы не полностью, и до 2020 года возможен ввод в строй лодок «Северсталь» и «Архангельск» со стандартным вооружением на борту.
В марте 2012 года появилась информация из источников министерства обороны РФ, что стратегические атомные подводные лодки проекта 941 «Акула» не будут модернизировать по финансовым соображениям. По словам источника, глубокая модернизация одной «Акулы» сопоставима по стоимости со строительством двух новых подводных лодок проекта 955 «Борей». Подводные крейсера ТК-17 «Архангельск» и ТК-20 «Северсталь» не будут модернизироваться в свете недавно принятого решения, ТК-208 «Дмитрий Донской» продолжит применяться в качестве испытательной платформы для систем вооружения и гидроакустических комплексов до 2019 года.
Фото 24.
Интересные факты :
• Впервые размещение ракетных шахт впереди рубки осуществлено на лодках проекта «Акула»
• За освоение уникального корабля звание Героя Советского союза было присвоено Командиру первого ракетного крейсера капитану 1 ранга А. В. Ольховникову в 1984 году
• Корабли проекта «Акула» занесены в книгу рекордов Гинеса
• Кресло командира в центральном посту находится в неприкосновенности, исключения нет ни для кого, ни для командиров дивизии, флота или флотилии и даже министра обороны. Нарушивший эту традицию в 1993 году П. Грачев во время посещения «Акулы» был награжден неприязнью подводников.
Фото 25.
Фото 26.
Фото 27.
Фото 28.
Фото 30.
Фото 31.
Фото 32.
Фото 33.
Фото 34.
Источники:
http://www.deepstorm.ru/DeepStorm.files/45-92/nbrs/941/list.htm
http://fishki.net/1567900-samaja-bolshaja-podlodka-v-mire-iznutri.html
http://las-arms.ru/index.php?id=394
http://dokwar.ru/publ/vooruzhenie/aviacija_i_flot/apl_proekt_941_akula_po_klassifikacii_nato_quot_tajfun_quot/15-1-0-84
http://wiki.wargaming.net/ru/Navy:%D0%9F%D0%BE%D0%B4%D0%B2%D0%BE%D0%B4%D0%BD%D1%8B%D0%B5_%D0%BB%D0%BE%D0%B4%D0%BA%D0%B8_%D1%82%D0%B8%D0%BF%D0%B0_%C2%AB%D0%90%D0%BA%D1%83%D0%BB%D0%B0%C2%BB_%D0%BF%D1%80%D0%BE%D0%B5%D0%BA%D1%82%D0%B0_941
http://navycollection.narod.ru/library/soviet_subs/plarb/941.htm
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
«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/
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)
Very interesting review from IAEA ARIS 2012_Status of SMR Design NENP-NPTDS being delivered to my e-mail today. But report has some uncertainties and errors. As You can see from report 32 projects has being analyzed, and 10 of presented projects from Russia. We are presenting here updated information about Russian SMR project in up-dated Table below.
|
Reactor Model and Design: |
Reactors type: |
Basic Configuration El(Th)-Power: |
Safety and residual systems design. Seismic: |
Project Status: |
Notes, additional information: |
| KLT-40S, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Blocking design, 2 1C pumps – 2 r/speed each. 20% NC possible | FNPP (barge) mounted 2 units 35(150) each | Passive, Naval type design. Strong seismic capability requirements over 5-6g (and above) | Under construction | Design based on G3 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed, and 3 NIB (numbers of actual reactors not included Naval) |
| ABV-6M, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Modular, 100% NC | FNPP (barge) or land based 8.6(38) x 1 or 2 modules | Same | Detailed design | Scalable design based on G4 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed |
| RITM-200, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Semi-Modular, 4 1C pumps, but 100% NC possible | 50(175) for new generation of NIB | Same | Under manufacturing process | Design based on G4 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed |
| VBER-300, OKBM Afrikantov (Russia) | Pressurized LWR, Blocking design, 2 1C pumps – 2 r/speed each. 20% NC possible | 325(917) | Same | Detailed design | Scalable design based on G3 Naval Reactor. Landing prototype full scale test completed, and 3 NIB (numbers of actual reactors not included Naval) |
| WWER-300, SKB Gidropress (Russia) | Pressurized LWR, Loop design | 300(850) | Passive, Naval type design. Strong seismic capability requirements over 5-6g (and above) | Detailed design | Design based on civilian NR WWER-440 transferred to modern materials and technology, many time in operating including few units exported |
| SVBR, AKME Engineering (Russia) | LMCR fast reactor, Pb-Bi eutectic alloy. Modular design, 100% NC | 100 | Passive, Naval type design. Strong seismic capability requirements over 5-6 g (and above) | Detailed design | Design partially based on G2 Naval LMR. Landing prototype full scale test completed, and few NIB actual reactors was under operating in the Soviet Navy |
| VK-300, RDIPE (Russia) | BWR | 250(750) | Passive | Conceptual design | |
| UNITHERM, RDIPE (Russia) | PWR Modular design, 100 % NC | 2.5(20) | Passive, Naval type design | Conceptual design | |
| BREST-OD-300, RDIPE (Russia) | LMCR fast reactor Na | 300 | Passive | Conceptual design | |
| SHELF, NIKIET (Russia) | PWR | 6(28) | Passive, Naval type design | Conceptual design | Partially based on VAU (Supporting Nuclear Unit) Naval design. Full scale landing prototype successfully tested |
|
Марка стали: |
Состав (формула): |
Характеристики и применение: |
| Сталь ЭИ914 | 08Х18Н10Т | Аустенитная. Основная конструкционная сталь элементов внутреннего наполнения реактора |
| Сталь ЭИ847 | 08Х16Н15М3Б или Х16Н15М3Б | Аустенитная. Оболочечная |
| Сталь ЭИ844 | 08Х16Н15МЗТ | Аустенитная. Оболочечная (широко применяемая сегодня для корабельных АЗ и быстрых ЯР) |
| Сталь ЭИ645 | 08Х17Т | Аустенитная. Оболочечная (применяемая сегодня для АЗ установок ЛА) |
| Сталь ЭП172 | Х14Н15М2Г2* |
Аустенитная. Оболочечная |
| Сталь ЧС68 | 06Х16Н15М2Г2ТФР | Аустенитная. Оболочечная |
| Сталь ЭП450 | 12Х12М1БРФ | Ферритно-мартенситная. Перспективная. Малораспухающая оболочечная |
| Сталь ЧС139 | 20Х12НМВБФАР | Ферритно-мартенситная. Хромистая. Перспективная. Малораспухающая оболоченная |
| Сталь ЭК181 | 16Х12В2ФТаР | Ферритно-мартенситная. Хромистая. Перспективная. Малораспухающая оболочечная, с быстрым спадом наведенной активности |
* Состав приблизительный, но достаточный для изучения свойств и проведения первичных расчетов в CASMO или в иной расчетной программе.
|
Technical data: |
Floating Nuclear Power Plants (low power) with LWRs: |
||||
|
ABV-6M |
SWBR-10 (BWR) |
KLT-40C |
RITM-200 |
VBER-300 |
|
|
Floating Nuclear power units: |
|||||
| Electric power (MWe): |
2 по 6 |
2 по 12 (?) |
2 по 35 |
2 по 40 |
2 по 325 |
| Displacement (т): |
8,700 |
8,000 |
21,500 (?) |
17,500 |
49,000 |
| Dimensions (м): |
97.3х21.6х5 |
93.3×21.6×4.2 |
144.2x30x5.6 |
135x30x5 |
170x62x5.5 |
| Crew (men): |
53 |
51 |
84 |
80 |
150 |
| Repair time (years): |
10 |
17 |
10…12 |
10…12 |
20 |
|
Reactor unit data: |
|||||
| Heat power (MWt): |
2 unit 38 each |
2 unit 43.3 each |
2 unit 148 each |
2 unit 175 each |
2 unit 900 each |
| Steam production (t/hour): |
2 unit 55 each |
2 unit 56 each |
2 unit 240 each |
2 unit 250 each |
2 unit 1,728 each |
| Refueling (years): |
2…3 |
7 |
1…2 |
4.5…10 |
10 |
| Reactor mass (т): |
2 по 200 |
– |
3,740 |
2,200 |
2 unit 1,330 |
| Reactor unit dimensions LхHхW (м): |
12×17.2×12 |
6х13.2х15.5 |
12×17.2×12 |
6×13.2×15.5 |
2 unit 11.3×11.3×14.5 |
Floating Nuclear Power Plant “Academician Lomonosov”, the final part of manufacturing process. St-Petersburg “Baltiysky Zavod”
Итак, про ПАЭС-600. Собственно ПАЭС предназначена для выработки и передачи на берег электрической энергии и состоит из:
- плавучего энергоблока (ПЭБ) с двумя реакторными установками типа ВБЭР-300 (видимо, решили использовать наработки для Казахстанской АЭС (см. предыдущий пост) и отказались от КЛТ-40 в чистом виде (?)) и двумя турбогенераторными установками
- гидротехнических сооружений, защищающих ПЭБ от природных, техногенных и физических воздействий
- береговых сооружений и специальных устройств, обеспечивающих передачу и распределение электрической энергии потребителям.
Преимущества ПАЭС по сравнению с наземной АЭС:
- строительство ПАЭС в условиях судостроительного завода, в отличие от экспедиционного метода постройки наземных АЭС, способствует более высокому качеству исполнения и обеспечивает конкурентоспособность по объему начальных капитальных затрат
- выбор места установки ПАЭС не зависит от наличия у потребителя электроэнергии транспортной инфраструктуры и подъездных путей, необходимых для обеспечения строительства и эксплуатации станции
- не отчуждаются и безвозвратно не теряются территории для строительства сооружений АЭС, прокладки технологических коммуникаций, подъездных транспортных путей и строительства водоканалов
- ремонт, сервисное обслуживание и вся инфраструктура обращения с ядерным топливом обеспечивается Российской стороной
- после окончания эксплуатации ПАЭС возвращается в Россию, а на месте ее базирования не остается следов экологического воздействия, т.е. реализуется идея “зеленой лужайки”.
(Подлежит уточнению)
Фото взято из Викепедии.
