Для обеспечения внешнего вида реакторной установки в перспективе на первую половину XXI века, новое поколение учитывало результаты эксплуатации и использовало прогрессивные решения, накопленные за полувековой период существования атомного флота. Разработанная ЯЭУ в состоянии обеспечить более экономичную работу нового ледокола в сравнении с теми, которые работают с повышенной надежностью и безопасностью Основными направлениями улучшения РУ, позволяющими снизить капитальные и эксплуатационные расходы, являются:
− уменьшение оборудования и его весогабаритных характеристик;
− увеличение маневренности;
− увеличенный срок службы оборудования;
− понижение потребления энергии.
В частности, число циклов смены силовой установки, допускаемое действующей моделью, значительно увеличено по сравнению с существующими ледоколами, принятыми для верфи, и соизмеримо с рядом циклов мощности (ПТУ). Что исключает или значительно уменьшает необходимость травления паром при работе ледокола с маневрами с большой мощностью, то есть реализует принцип «реактора, который ведет турбина», который обеспечивает более экономичные затраты энергии в активной зоне с аналогичным снижением расходов эксплуатации.
Улучшение характеристик ресурса оборудования реакторной установки позволит более интенсивно эксплуатировать ледокол за счет сокращения времени простоя при обслуживании и ремонте, а также снижения затрат на приобретение сменного оборудования для ремонта. Основываясь на эволюционном совершенствовании отечественных аналогов и всестороннем анализе различных вариантов систем и оборудования, принимая во внимание глобальные тенденции развития ядерной энергетики, в проекте была принята целостная конструкция парогенераторной установки (ПГБ) как безопасная и отвечающая требованиям. современные требования. Основной канал циркуляции первичного теплоносителя с активной зоной и парогенераторами расположен в едином корпусе. Такая конструкция позволяет уменьшить количество корпусов оборудования под давлением первичного контура, а также исключить замыкание сварных швов между ними, что приводит к улучшению технологичности корпуса, сокращению времени и стоимости его изготовления. Гидравлическое сопротивление циркуляционного контура также уменьшилось, что позволило снизить производительность насоса (ЦНПК) и обеспечить высокий уровень естественной циркуляции. Интегрированная конструкция ПГБ позволила разместить в нем активную зону достаточно больших габаритов, обеспечивая при этом минимальный вес и габариты распределительного устройства, а также вероятность перемещения корпуса ПГБ по ж/д. В то же время можно изготовить все элементы корпуса ПГБ с использованием установленной сегодня технологии без совершенствования производства. ПГБ принял коллекторный контур с принудительной циркуляцией охлаждающей жидкости при нормальном функционировании и ее естественной циркуляцией при охлаждении в аварийной ситуации. Такая схема позволяет увеличить живучесть ПГБ во время сбоев ПГ и ЦНПК, поскольку устранен недостаток петлевой схемы — необходимость отключения исправного оборудования, находящегося в одном контуре с неисправным. Это решение также снижает потери мощности распределительного устройства в случае сбоев ЦНПК, и позволяет сократить кол-во отключений / соединений ПГ, ведущих к глубоким тепловым циклам и, соответственно, к повреждению распределительного устройства.
С точки зрения предоставления безопасности при аварийных ситуациях с утратой теплоносителя, парогенераторная установка характеризуется значительными резервами воды над АЗ, малой разгерметизацией, возможностью раннего перехода на поток пара и снижением требований к производительности. системы аварийного охлаждения активной зоны. В частности, подсистема рециркуляции охлаждающей жидкости в результате ПГБ не требуется. Таким образом, интегрированная конструкция парогенератора повысит безопасность реакторной установки, снизит капитальные и эксплуатационные расходы. Расположение распределительного устройства предусмотрено в отдельных защитных оболочках, полностью разделенных физически и пространственно.
Технические требования для разработки ледокола устанавливают требования для использования топлива в активной зоне, которое удовлетворяет условию нераспространения (обогащение составляет менее 20 %), в то время как высокообогащенное топливо используется на активных ледоколах. В таких условиях для обеспечения требуемых ресурсных характеристик в проекте вместо активной зоны с интерметаллической топливной композицией с высоким обогащением будет использоваться сердцевина кассетного типа с металлокерамическим топливом повышенной интенсивности урана.
АЗ будет использовать 200 ТВС и обладать объемом, в 3 раза превышающий объем АЗ реактора действующих ядерных ледоколов. На начальном этапе никель-хромовый сплав будет использоваться в качестве материала оболочки твэлов. По сравнению с циркониевым сплавом Е110, используемым в активных зонах распределительного устройства ОК-900 А, данный металл обладает значительно высокой устойчивостью к коррозии и к нарушению водного и хим. режима, но проигрывает циркониевым сплавам с точки зрения нейтронной и физической характеристик и стоимости. Исходя из этого сегодня продолжается поиск стойких к коррозии сплавов циркония, параметров теплоносителя и водного и химического режимов, способных предоставить увеличенный цикл использования оболочки из сплава содержащего цирконий и возможность его эксплуатации в будущем.
Конструктивные и габаритные параметры АЗ позволяют предоставить необходимый энергетический ресурс 7,0 ТВтч, а период между перегрузками составляет 7 лет. В то же время, чтобы минимизировать финансовые риски, принимая во внимание инновации активной зоны и отсутствие опыта ее выгорания, количество выделенной энергии для активной зоны активной зоны будет составлять 4,5 ТВтч, а период между перегрузками будет 4,5 года с коэффициентом использования установленной мощности КИУМ), равным 0,65.
Для циркуляции первого контура герметичный однообмоточный насос спроектирован с частотным регулированием и уменьшен по сравнению с ЦНПК существующего атомного ледокола. Упрощение конструктивных особенностей, снижение мощности и использование конструкционных элементов с длительным успешным опытом использования будут гарантировать долгий срок службы насосов первичного контура. Управление частотой позволит, если необходимо, осуществить переход первичного циркуляционного насоса с высокой скорости на более низкую скорость и наоборот, то есть обеспечить возможность снижения потребляемой мощности ЦНПК.
На реакторной установке используется высокоэффективный парогенератор с прямой трубкой, удельная паропроизводительность которого почти в два раза выше, чем у змеевика. Конфигурация кассет парогенератора позволит компактно разместить их в корпусе.
В проекте принята самая простая и всесторонне разработанная система компенсации давления газа в отечественной электроэнергетике с модификациями, снижающими основные недостатки. Компенсационная система давления разбита на 2 параллельно расположенные независящие от друг друга группы для того, чтобы уменьшить диаметр заужающих вставок в компенсационных трубах ПГБ и снижения расхода теплоносителя при авариях с разрывом первичных трубопроводов. Это решение также позволяет использовать один из компенсаторов давления в качестве гидравлического аккумулятора, что значительно повысит надежность распределительного устройства в случае возможных аварий с разгерметизацией первого контура.
В проекте нет групп газовых баллонов высокого давления, которые являются традиционными для судовых РУ, расположенных в аппаратной комнате. Количество газа, используемого в системе компенсации, отсекаемая от парогенерируемого блока, концентрируется в аккумуляторах, объема воды в которых достаточно для осуществления исключающей отходы технологии во время работ, связанных с перегрузкой топлива, гидродинамическим испытаниями контура № 1. Это значительно ликвидирует ЖРО, повысит безопасность реакторной установки.
Установка промежуточных резервуаров внутри компенсаторов, экранирование стыков труб системы компенсации, преобразование алгоритма обеспечения средней температуры в контуре № 1 поможет уменьшить повреждение трубопроводов системы компенсации давления в переходных режимах, обеспечивая требуемый ресурс с большое количество переходных режимов.
Таким образом, обеспечение безопасности реакторной установки РИТМ-200 основано на следующих принципах: высокая теплоемкость встроенного типа ПГБ, обеспечивающая уровень естественной циркуляции первичного теплоносителя, достаточный для работы установки с мощностью до 30 % от номинального и надежного охлаждения реактора, минимальная длина первичного трубопровода, использование ограничителей потока в небольших патрубках. Чтобы ограничить неблагоприятное воздействие отказов внешней системы и энергетических источников, и возможных ошибок служащих в проекте, применяются устройства и системы пассивной работы, работающие по принципу естественных процессов, не использующих энергию извне, используются:– система аварийного охлаждения АЗ с гидроаккумуляторами, нагнетающая воду в ЯР с помощью давления газовой подушки;
− применение одной из групп компенсации в качестве гидроаккумулятора при разгерметизации другой;
− система аварийной защиты реактора;
− система аварийного расхолаживания;
− защитная оболочка (ЗО) с системой снижения аварийного давления.
Система снижения давления и кондиционирования воздуха в ЗО включает теплообменники, расположенные внутри защитной оболочки, что позволяет значительно уменьшить поперечное сечение вентиляционных каналов, проходящих через его стенки, с установленными на них локализующими клапанами, увеличивая тем самым герметичность ЗО. как защитный барьер для потенциального распространения радиоактивности при нормальной эксплуатации распределительного устройства, при авариях в проекте и вне проекта.
Кроме того, ради обеспечения уровня безопасности при частых отказах в элементах управления и отсутствия бдительности персонала, применены приборы и механизмы, срабатывающие от действия давления контура № 1 и обеспечивающие сброс АЗ, и перевод РУ в расхолаживающий режим при помощи пассивных каналов.
Схема технологии без отходов, принятая в проекте, позволит исключить резервуары (monjus) с радиационной защитой и соответствующие системы обслуживания на борту судна. Ограниченное количество осушенных контурных вод будет храниться в коффердаме между дренажными резервуарами РУ, по одному на каждый реактор, откуда они вернутся в контур после очистки. Это обеспечит безопасность реакторной установки в части экологии.
В целом, при применении реакторной установки убедительно обеспечивается радиационная и экологическая безопасности. Дозы и воздействие на население, которое проживает близ районов использования и базы ледокола ЛК60 при заурядной эксплуатации и авариях проекта, не будет превышать значения 0,01 % естественного фонового излучения. Доза облучения населения при запроектных авариях с серьезной деформацией АЗ не будет превышать показателей, при которых необходимо осуществление защитных мер. Движение забортной среды, определенная работой реакторной установки, будет 0,1 Бк / л, а это в сто раз ниже регулируемого значения движения даже для воды, предназначенной для питья.
Основные превосходства РУ РИТМ-200 над РУ работающих АЛ: высокие показатели ресурса, длительный период эксплуатации, малое количество замен топлива в АЗ, низкий энергопотребляющий уровень. Эти показатели позволяют использовать универсальный АЛ значительно экономичнее.
Поэтому РУ РИТМ-200 обладает лучшими техническими и коммерческими характеристиками и более высоким уровнем экобезопасности в сравнении с РУ ОК-900А. Перспективы реализации проекта в соответствии с постановлением Правительства Российской Федерации «Об осуществлении бюджетных инвестиций в строительство универсального атомного ледокола» от 29 июля 2012 года № 660, ввод в эксплуатацию универсального атомного Ледокол с новой РУ планируется в 2017 г. РФ от 19 августа 2013 г. № 715 соответственно в 2019 и 2020 гг.
Срок службы большинства работающих АЛ с РУ ОК-900А подходит к концу. И строительство новых АЛ в установленные сроки имеет первостепенное значение для предоставления экономической активности и жизни в районах Крайнего Севера, осуществления государственных задач по утверждению и защите геополитических интересов Российской Федерации в Арктике в будущем.
Литература:
- Петрунин В. В., Фадеев Ю. П., Панов В. А. и др. Продление срока эксплуатации и повышение безопасности судовых реакторных установок // Атом. энергия. — 2020. — Т. 113, вып. 6. — С. 328–333.
- Панов Ю. К., Полуничев В. И., Залугин В. И., Шаманин И. Е. Об улучшении технических параметров энергетических установок перспективных атомных ледоколов // Судостроение. — 2005. — № 1.
- Пахомов А. Н., Полуничев В. И., Вешняков К. Б., Кабин С. В. Реакторная установка РИТМ-200 нового поколения для перспективного атомного ледокола // Атом. энергия. — 2020. — Т. 113, вып. 6. — C. 323–328.
- Зверев Д. Л., Вешняков К. Б., Панов Ю. К., Полуничев В. И. Результаты разработки технического проекта 5. Петрунин В. В., Фадеев Ю. П., Пахомов А. Н. и др. Реакторная установка для перспективных судов и плавучих атомных электростанций // Всемирная морская технологическая конференция, г. Санкт-Петербург, 29–30.
