Другие разделы курса Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот

Гражданские атомные плавсредства

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
География размещения БН
Проект БРЕСТ-ОД-300
Проект БРЕСТ-1200
Реактор БР-5 (10), г.Обнинск
Реактор БОР-60, г. Димитровград
Реактор БН-350, г. Шевченко
Реактор БН-600
Реактор БН-800
Проектные решения систем безопасности
АЭС с БН-800
Схемы обращения с РАО на АЭС с БН-800
Реактор БН-1200
Реализация принципа естественной безопасности в проекте БН-1200
ВВЭР
(Водо-Водяной Энергетический Реактор)
АЭС с ВВЭР-440
ВВЭР-1200
ВВЭР-1000
История разработки и сооружения
Конструктивные особенности реактора ВВЭР
Принципиальная тепловая схема
Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)
РБМК-1000 история создания
Устройство реактора РБМК-1000
Концепции безопасности реакторов РБМК
Тепловыделяющая сборка
Атомные станции
Белоярская АЭС
Балаковская АЭС
Балтийская (Калининградская) станция
Ленинградская АЭС
Ленинградская АЭС-2
Белорусская АЭС
Нововоронежская АЭС
Нововоронежская АЭС-2
Ростовская АЭС
Атомная энергетика
Смоленская атомная станция САЭС
Месторасположение Смоленской АЭС
История строительства
Деятельность
Экологическая политика
Экологический контроль
Атомные надводные корабли
Суда с ядерными энергетическими установками в России
Обзор судов с ядерной энергетической установкой
Атомные энергетические установки в корабельной энергетике
Атомная установка на авианосце
Атомный авианосец проекта «Шторм»
Тяжёлые атомные ракетные крейсеры проекта «Орлан»
История создания крейсеров проекта «Орлан»
Вооружение крейсеров проекта «Орлан»
Тяжелый атомный ракетный крейсер «Киров»
Тяжелый атомный крейсер «Петр Великий»
Разведывательный корабль «Урал»
Тяжелый авианесущий крейсер «Ульяновск»
Атомные ледоколы
Действующие ледоколы России
Атомный ледокол "Россия"
Ледоколы класса "Арктика"
Легендарный ледокол «Ленин»
ПЕРСПЕКТИВЫ АТОМНОГО ПРИВОДА
РИТМ-200 реактор для атомного ледокола
Судовая ядерная ППУ ледокола
Реактор ледокола
Корпус реактора
Система компенсации давления
Система газоудаления
Особенности парогенераторов
Второй контур
Реактор атомохода «Ленин»
Реакторы ОК-150
Универсальный двухосадочный атомный ледокол ЛК-60
Гражданские атомные плавсредства
Атомный сухогруз «Фукусима»
Саванна
ТРАНСПОРТНЫЕ СУДА
Рудовоз Otto Hahn («Отто Ган»)
Атомная подводная лодка
Реакторы для подводных лодок
АПЛ проекта 627
Атомная шестиракетная субмарина «К-19»
Ракетный подводный крейсер стратегического назначения
Атомные подлодки типа «Огайо»
АПЛ «Наутилус». США.
Ядерный реактор для авиации
Атомный противолодочный самолет
Создание атомного бомбардировщика
Летающая «утка» М-60/М-30
Атомный самолет М-19
Самолет с ядерным двигателем NB-36H (X6)
Ядерные двигатели
Стратегия США
Летающая атомная лаборатория
лаборатория
ПЛАВУЧИЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
ПАТЭС Академик Ломоносов
Первый в мире плавающий реактор МН-1А
Физика
Основы электротехники
Базовый общетехнический курс
по электротехнике
Общая электротехника
Примеры решения задач по электротехнике
Решение задач по электротехнике
использование MATLAB
Язык программирования MATLAB
Расчет электрических цепей в Simulink
Моделирование цепей переменного ток
Электрические и магнитные цепи
Электротехнические материалы
Физические основы механики
Волновая оптика
Механика
Теория и синтез машин и механизмов
Информатика
Основы Web технологий
Учебник системного администратор
Основы организации персонального компьютера
Основы вычислительных систем
Основы вычислительных комплексов
Информационные системы и сети
Основные понятия об информации
и информатике
Устройство персонального компьютера
Windows
Microsoft Word
Microsoft Excel
Microsoft Access
Введение в локальные вычислительные сети
Интернет
Средства сжатия информации
Основы защиты компьютерной информации
Основы алгоритмизации
Система программирования Турбо Паскаль
Встроенный ассемблер
Turbo Visio
JavaScript
Примеры программирования на Java
Примеры скриптов для клиента на языке JavaScriptScript
Учебник PHP
Паскаль
Графика
Единая система конструкторской документации
Начертательная геометрия
Сопряжение
Курс лекций по начерталке
Практикум по решению задач
Вопросы к экзамену по черчению
Оформление чертежей
Инженерная графика
Машиностроительное черчение
Выполнение чертежей деталей
Виды соединений деталей
Позиционные задачи
Построения центральных проекций
Искусство
Литература и искусство эпохи Возрождения (Ренессанса)
Примеры решения задач по математике
Элементарная математика
Примеры решения задач курсовой
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Типовой расчет по высшей математике
Введение в математический анализ
Определённый интеграл
Замена переменных
Числовые ряды
Правила вычисления неопределенных интегралов
Дифференциальные уравнения
 

В июне в России спущен на воду корпус самого мощного из когда-либо построенных в мире невоенных атомных судов — нового ледокола «Арктика». После многолетнего регресса гражданского атомного флота в последние годы его развитие активизировалось. Мы предлагаем вашему вниманию обзор истории и перспектив гражданских судов на ядерном ходу

Идея использования ядерных силовых установок на флоте принципиально рассматривалась с первых лет практического освоения атомной энергии, то есть с 1940-х годов. Первые суда на атомном ходу появились в США и СССР в 1950-х годах; в 1959 году в Советском Союзе было принято в эксплуатацию первое в мире надводное судно с ядерной силовой установкой — ледокол «Ленин».

К достоинствам таких установок для флота относится, во‑первых, высочайшая автономность в отношении топлива, несравнимая ни с одним другим источником энергии. Во-вторых, — значительная энерговооруженность и большая свобода выбора режимов движения, не ограниченная соображениями расхода топлива. Особым преимуществом для подводных лодок стала независимость от кислорода и, следовательно, возможность обходиться без частых всплытий на поверхность.

Однако использование атомной энергии на море сопряжено и с некоторыми проблемами, в том числе: высокой стоимостью постройки, обслуживания и ремонта; повышенными требованиями к конструктивным решениям и материалам как в ядерной части, так и вне ее; необходимостью особых мер безопасности, нетипичных для гражданских судов. Кроме того, эксплуатация судов на ядерном ходу требует специальной инфраструктуры, которую нужно создать или заимствовать у военного флота, а также сопряжена с необычно высокими расходами на снятие с эксплуатации и утилизацию.

Для военного флота эти трудности оправданы огромными преимуществами использования атомного привода. При этом расходы со временем отчасти компенсируются более или менее массовым применением этой технологии и наличием уже обустроенной для нее военной инфраструктуры.

Для гражданского флота достоинства атомной энергии в большинстве случаев не перекрывают недостатков, поэтому транспортные реакторные установки вне военной сферы получили ограниченное применение.

С 1950-х годов во всем мире было спущено на воду только 13 гражданских атомоходов, тогда как военных подводных и надводных кораблей построено около 270 в Советском Союзе (России), порядка 210 — в США, менее 30 — в Великобритании, около 15 — во Франции, менее 10 — в Китае, один — в Индии.

Бесспорным лидером гражданского судостроения стала Россия (Советский Союз), где было построено 10 таких судов (не считая ныне реализуемых проектов) и имеется опыт их эксплуатации на протяжении почти шести десятилетий, причем преимущественно в экстремальных заполярных условиях, но также и в других климатических зонах, вплоть до тропиков. Следует отметить и развитие специальной обеспечивающей инфраструктуры, приспособленной для нужд гражданского атомного флота, которая была создана фактически только в нашей стране. Помимо России, еще в нескольких государствах были построены гражданские суда, которые реально эксплуатировались не более 8–9 лет, в основном в обычных условиях морей и океанов средних и тропических широт.

МОРСКАЯ СПЕЦИФИКА

МОРСКАЯ СПЕЦИФИКА
Применение атомной энергии на флоте имеет специфические особенности, связанные с условиями эксплуатации. К таким характерным условиям относится, во‑первых, ограниченное пространство для размещения реакторной установки (РУ), ее санитарно-защитной зоны, второго контура, а также необходимость минимизации массы ядерной энергетической установки. Во-вторых, нестабильность в пространстве и постоянные внешние механические нагрузки вследствие качки, наклонов, вибраций, иногда ударов или взрывов, на которые должна быть рассчитана конструкция. Морская реакторная установка регулярно подвергается горизонтальным и вертикальным ускорениям, подчас сравнимым с сильными землетрясениями или превосходящим их. Большинство наземных РУ не испытывают подобных воздействий ни разу за время своей эксплуатации.

В-третьих, это повышенные риски физического повреждения РУ извне в случае крушения судна или разрушения несущих конструкций в условиях обычной эксплуатации (такие случаи были, в том числе в истории гражданского флота — с танкерами и контейнеровозами на органическом топливе). В-четвертых, как правило, внешние источники энергии, ресурсы и оперативная помощь извне недоступны — как в условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. В-пятых, РУ необходимо работать в высокоманевренных режимах. В-шестых, перегрузка топлива с частотой, характерной для стационарных реакторов (раз в 1–2 года или регулярно в процессе работы реактора), нецелесообразна. Наконец, если наземные реакторные установки при малейших отклонениях от штатных условий работы глушатся, то морские РУ иногда должны работать вне штатных режимов, даже при частичном выходе из строя или физическом повреждении элементов силовой установки.

Эти условия — а большинство из них в той или иной мере применимы не только к военным, но и к гражданским судам — определяют особенности технических решений, используемых в морской ядерной энергетике, в частности, тип реакторной установки. Большинство типов «наземных» энергетических РУ для флота не годятся. Выбор сужают, во‑первых, массово-габаритные ограничения, точнее, в первую очередь габаритные, во вторую — массовые. Реакторы с графитовым и тяжеловодным замедлителем при прочих равных условиях более громоздки, чем легководные. Это объясняется прежде всего меньшей замедляющей способностью, большей длиной замедления, а также длиной миграции нейтронов у графита и тяжелой воды по сравнению с водой природного изотопного состава. Так, длина замедления у тяжелой воды и бериллия вдвое, а у графита — втрое больше, чем у легкой воды; длина миграции для бериллия в ~4 раза, тяжелой воды — в ~6 раз, графита — в ~10 раз больше, чем для естественной воды. Эти различия требуют кратного увеличения размеров реактора и затрудняют размещение РУ на тепловых нейтронах с тяжеловодным и тем более графитовым замедлителем в пространствах реакторных отсеков, доступных на большинстве судов; они повышают требования к габаритам и эффективности биологической защиты.

Вода природного изотопного состава также имеет недостатки по сравнению с другими замедлителями, однако они относительно легко преодолеваются хорошо апробированными способами. Так, сравнительно низкий коэффициент замедления компенсируется обогащением топлива (без которого в принципе могут обойтись графитовые и тяжеловодные реакторы, но в условиях флота уран для них все равно пришлось бы обогащать).

Однако легководные РУ тоже не все хорошо подходят для морских условий. В частности, кипящим реакторам противопоказаны периодические наклоны (на флотском языке — крены и дифференты), дестабилизирующие мощность одноконтурной установки. Поэтому на море применяются главным образом реакторы с водой под давлением.

Потенциально еще большей компактностью, чем легководные, обладают реакторы на быстрых и промежуточных нейтронах. Кроме того, они выгодно отличаются от водо-водяных некоторыми другими удобными свойствами, в том числе меньшим давлением в первых контурах, гораздо более высокими параметрами пара в последнем контуре и повышенным КПД. Однако их использование требует ряда сложных, дорогих и менее отработанных технических решений. Поэтому, хотя прецеденты эксплуатации таких реакторов на флоте имеются, они большого распространения не получили. В качестве исключительных примеров можно привести экспериментальный реактор на промежуточных нейтронах с бериллиевым замедлителем и натриевым теплоносителем, использовавшийся в 1957–1958 годах в США на подлодке «Сивулф» (не путать с современным классом одноименных подлодок), а также установленные в 1960–1980-х годах на нескольких советских субмаринах реакторы с такими же спектром нейтронов и замедлителем, но с теплоносителем из эвтектики свинца-висмута. На гражданских атомных судах подобные решения вообще не применялись.

Для судовой атомной энергетики характерен ряд отличительных черт по сравнению со стационарной, обусловленных перечисленными выше особыми условиями эксплуатации. Это преимущественно блочная или интегральная компоновка современных РУ, минимизация трубопроводов, фланцевых соединений, исключение сальниковых уплотнений и тому подобное. При блочной компоновке элементы основного оборудования первого контура соединены непосредственно или короткими трубопроводами сравнительно небольшого диаметра. При интегральной компоновке большая часть оборудования первого контура размещается в едином корпусе, выполняющем функции одновременно корпуса реактора и внутренней защитной оболочки. Такая компоновка требует повышения ресурса ряда видов основного оборудования до сроков службы РУ и самого судна. Есть и такие особенности, как повышенная энергонапряженность активной зоны (прежде всего у российских реакторов), плотные нейтронные потоки и значительная избыточная реактивность.

Мурманск. В реакторном отсеке атомного ледокола «Ленин»

Мурманск. В реакторном отсеке атомного ледокола «Ленин».

Кроме того, силовые установки обладают низким КПД (чаще менее 20 %, иногда 20–26 % против характерного диапазона 32–35 % для «наземных» легководных энергоблоков и свыше 40 % — для газоохлаждаемых). Параметры теплоносителя в легководных судовых установках сравнимы с таковыми у реакторов с водой под давлением атомных электростанций, однако показатели рабочего тела в целом ниже. Особенно это касается зарубежных установок для флота, российские же традиционно отличаются несколько более высокими параметрами. Так, у распространенных типов американских и британских военных судовых реакторов температура пара составляет ~240–250 °C, давление — ~2,4 МПа; у легководных РУ российского гражданского флота — ~290–305 °C и 3,1–4,0 МПа; у эксплуатировавшихся на Западе гражданских атомных судов — ­~240–270 °C и 3,1–4,0 МПа.

Еще одно отличие — повышенное резервирование оборудования, вплоть до использования двух и более реакторов. При этом на военных судах не исключается возможность работы РУ на пониженной мощности при частичном повреждении элементов основного оборудования, что для стационарной атомной энергетики немыслимо. Повышенное резервирование относится и к неядерной части, в том числе к резервным источникам энергии (дизель-генераторам, котлам, аккумуляторам), поскольку судно не может рассчитывать на внешние источники энергии. В аварийных ситуациях, либо иногда — при заглушенном реакторе в штатных условиях, резервные или аварийные источники должны обеспечить не только расхолаживание РУ, но и всю жизнедеятельность судна. Для стационарной атомной энергетики характерна, наоборот, максимально возможная доступность внешних энергоресурсов.

Необходимо упомянуть и о такой особенности, как использование легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя в большинстве морских РУ, в том числе на всех гражданских судах. При интенсивных режимах работы реактора активизируется циркуляция теплоносителя в первом контуре по сравнению со стационарными РУ. Это обеспечивает более интенсивный теплосъем и выравнивание условий в активной зоне при резких изменениях мощности.

Для судовых установок характерна усиленная, но компактная биологическая защита (при этом у некоторых видов основного оборудования «профильные» для них функции нередко совмещаются с функцией биологической защиты: элементы первого контура компонуются таким образом, чтобы экранировать выход излучения за пределы РУ). Отметим также усиленные механическими средствами регулирования оперативного запаса реактивности и в то же время менее развитое, чем в стационарных энергетических реакторах, жидкостное регулирование: последнее иногда предусмотрено лишь для крайних, аварийных случаев — при маловероятном отказе дублированных механических органов СУЗ.

Кроме того, судовые РУ обладают повышенным запасом прочности, устойчивостью к механическим нагрузкам, ударам, вибрациям, резонансам, в том числе совсем не характерным для стационарных РУ, а также к сильным наклонам и периодическим колебаниям оси в разных плоскостях. В конструкции РУ учтены последствия возможного опрокидывания судна, в том числе на фоне срабатывания полностью обесточенной аварийной защиты, а также риски затопления на непредсказуемые глубины и потери доступа к реактору в случае аварии. В частности, при проектировании реакторов учитывается возможность воздействия на их компоненты морской воды. Некоторые РУ оснащаются средствами, «самостоятельно» минимизирующими радиационное загрязнение окружающей среды в случае затопления судна (например, клапанами, выравнивающими давление в контуре и океане на больших глубинах).

Есть своя специфика и у судового топлива. Для флотских реакторов характерно применение преимущественно металлического топлива, высокое обогащение, длительные топливные циклы, фактическое отсутствие зазора между оболочкой и сердечником твэла, конструктивная устойчивость к накоплению продуктов деления и радиационному распуханию и ряд других особенностей. Топливо с металлической матрицей, применяемое на флоте, обладает большей теплопроводностью по сравнению с наиболее распространенным в стационарной атомной энергетике оксидным, что повышает надежность, безотказность топлива в условиях высокоманевренных режимов работы РУ с большими перепадами температур внутри твэлов.

Характерная черта этого топлива — меньшая ураноемкость в абсолютном выражении: в судовых реакторах используется главным образом дисперсионная композиция урана с другими металлами (уран-алюминий, уран-цирконий, диоксид урана в комбинации с этими и другими металлами), в которых уран составляет меньшую весовую долю, чем в оксидном топливе — ~15–30 % против >85 % в сердечниках твэлов большинства атомных электростанций мира. В то же время удельная доля делящегося материала в судовом топливе, как правило, существенно выше, чем в реакторе АЭС. Применение дисперсионной схемы, подразумевающей вкрапление урансодержащих частиц с тонким покрывающим слоем в металлическую матрицу, позволяет локализовать продукты деления внутри сердечника твэла и минимизировать их выход в окружающую среду при возможном затоплении судна.

К недостаткам металлического топлива относится большее, чем у оксидного, распухание: например, распространенное на флоте уран-циркониевое топливо распухает примерно вдвое больше диоксидного топлива АЭС. Минимизировать последствия распухания позволяет выбор сплавов и конфигурации твэлов: в судовых РУ использовались тепловыделяющие элементы редких для стационарной энергетики поперечных сечений: кольцевые («на суше» подобные сохранились на Билибинской АЭС), пластинчатые (распространены в исследовательских реакторах), многоугольные и другие. В сердечниках твэлов судовых реакторов в качестве материалов матрицы могут использоваться нержавеющая сталь, сплавы циркония, алюминия, бериллия. Оболочки твэлов изготавливают из нержавеющей стали, сплавов циркония (Э110 в России, Zircaloy-2 и Zircaloy-4 в США и другие), хром-никелевых и других.

В судовых реакторах используется, за некоторыми исключениями, высокообогащенный уран: в ряде конструкций обогащение достигает практически оружейного уровня — 93–97 %, как в американских военных судовых реакторах. В сочетании с выгорающими поглотителями это позволяет удлинить межперегрузочные интервалы (точнее, в практике флота — интервалы замены активной зоны целиком) до сроков, сопоставимых с периодичностью заводского ремонта, а в ряде случаев — до продолжительности эксплуатации судна, то есть иногда до десятков лет (до 50 лет в наиболее современных судовых реакторах).

Потребность в повышенном обогащении обусловлена не только необходимостью удлинения топливного цикла, но и небольшой абсолютной ураноемкостью топлива. Хотя применение выгорающих поглотителей (как правило, соединений гадолиния или бора) пришло в стационарную атомную энергетику из флота, их использование в реакторах АЭС и судовых РУ несколько различается. В частности, для судовых реакторов нетипично включение выгорающего поглотителя в состав топливной матрицы, а в «наземной» атомной энергетике это весьма распространенная практика.

Помимо названных, в большинстве случаев универсальных особенностей судовых реакторных установок существует ряд конструктивных отличий, специфичных для отдельных типов судов, например, сложные средства минимизации шумности силовой установки (нередко в ущерб другим параметрам), абсолютно необходимые для подводных лодок и в гораздо меньшей степени — для надводных судов, военных и гражданских.

На церемонии закладки второго серийного атомного ледокола "Урал"

На церемонии закладки второго серийного атомного ледокола "Урал" проекта 22220 мощностью 60 МВт на Балтийском заводе.

На главную