Плавучие АЭС для дальних регионов

Плавучая атомная теплоэлектростанция малой мощности на основе судовых технологий с реакторными установками КЛТ-40С.
Источник: ФГУП "ОКБМ им. И.И.Африкантова"

В нашей стране за четыре десятилетия по проектам Опытного конструкторского бюро машиностроения им. И.И.Африкантова (ОКБМ) было создано и эксплуатировалось более 360 атомных реакторов для кораблей ВМФ и атомных ледоколов. Многолетняя интенсивная эксплуатация атомных боевых кораблей и гражданских судов в суровых условиях океанских походов и ледовых навигаций убедительно подтвердила высокую надежность и безопасность разработанных в нашей стране атомных энергетических установок (АЭУ), в том числе в аварийных ситуациях, которые происходили на кораблях ВМФ по причинам, не связанным с их атомными реакторами.

Специфические требования, предъявляемые к судовым АЭУ, сформировали их особый облик – компактность конструкции, повышенную надежность и гарантированный высокий уровень безопасности. Эти установки создавались с возможностью массового серийного производства за счет широкой унификации используемого оборудования, агрегатов и блоков. В 1980-е годы в Советском Союзе производилось до 12 атомных энергоблоков корабельного назначения в год.

Новые проекты реакторов для ПАЭС

Большой опыт создания и эксплуатации корабельных и судовых АЭУ стал основой при разработке атомных плавучих электростанций (ПАЭС). В настоящее время в ОКБМ имеются два полностью законченных проекта атомных реакторов для ПАЭС: реактор блочной конструкции КЛТ-40С тепловой мощностью 150 МВт и реактор интегрального типа АБВ-6М тепловой мощностью около 40 МВт. Их использование позволяет создавать ПАЭС мощностью от 12 до 75 МВт (эл.).

КЛТ-40С, освоенный промышленностью, – водо-водяной энергетический реактор малой мощности для плавучей атомной электростанции. Это усовершенствованная модификация серийной установки российских атомных ледоколов.

В КЛТ-40С использована традиционная для водо-водяных реакторов двухконтурная схема выработки электроэнергии. Пар второго контура, вырабатываемый в парогенераторах и направляемый на турбогенератор, изолирован от контура реакторного теплоносителя и поэтому не радиоактивен.

Реактор, парогенераторы и циркуляционные насосы объединены в компактный парогенерирующий блок с помощью коротких патрубков, равнопрочных с корпусом реактора. Такая конструкция реакторной установки, называемая блочной, обладает повышенной безопасностью, поскольку практически исключается возможность ее разгерметизации и утечки реакторного теплоносителя.

Системы безопасности

В отличие от реакторов атомных ледоколов реакторная установка КЛТ-40С дополнительно оснащена высоконадежными «пассивными» системами безопасности, которые функционируют, используя естественные законы природы (гравитация, конденсация, конвекция). При необходимости системы безопасности вводятся в действие от самосрабатывающих устройств прямого действия, без каких-либо управляющих воздействий со стороны систем автоматики и оперативного персонала.

Реактор и системы первого контура заключены в защитную оболочку, рассчитанную на давление, возникающее при разгерметизации первого контура. Специальное защитное герметичное ограждение обеспечивает защиту от падения вертолета, взрывной волны и других внешних воздействий.

Постоянное совершенствование характеристик безопасности реакторной установки, внедрение передовых достижений в области металловедения, механической обработки металлов, электротехники, автоматики, микроэлектроники, компьютерной техники, диагностики предопределяют «современность» реакторной установки КЛТ-40С, отвечающей самым высоким требованиям, предъявляемым к атомным энергоисточникам нового поколения.

Герметичное исполнение реакторной установки исключает выбросы радиоактивных веществ при нормальной работе и любых авариях. По опыту длительной эксплуатации реакторов атомных ледоколов выход радиоактивности мал – он составляет не более 35 Ки в год и определяется в основном работами по перегрузке ядерного топлива, а также активацией незначительного объема воздуха под биологической защитой. Технические характеристики реакторной установки КЛТ-40С см. в таблице 1.

Дополнительная дозовая нагрузка на население в условиях нормальной эксплуатации ПАЭС на расстоянии 1 км от нее составляет около 0,01 мбэр за год, что пренебрежимо мало по сравнению с естественным радиационным фоном (более 200 мбэр).

Высокий уровень безопасности ПАЭС, подтвержденный полувековым опытом эксплуатации установок атомных ледоколов, практически снимает вопрос о факторе расстояния при выборе места расположения атомных станций с реакторами КЛТ-40С. Они могут размещаться в непосредственной близости от населенных пунктов и других энергопотребителей, не создавая никакой опасности для людей.

В настоящее время в Северодвинске (Архангельская область) на стапелях «ПО «Севмаш» ведется строительство головной плавучей атомной станции с реакторами КЛТ-40С. Планируемый срок ввода станции в эксплуатацию – 2011 год. Станция обеспечит потребности завода-строителя и частично города в электрической и тепловой энергии.

Универсальное использование установок

Вслед за первой ПАЭС планируется создание малой серии плавучих энергоблоков для работы в различных районах арктического побережья нашей страны и Камчатки. В их числе АБВ-6М – водо-водяной реактор интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя.

Главное отличие этого реактора от КЛТ-40С – отсутствие насосов первого контура (циркуляция обеспечивается за счет естественной конвекции водяного теплоносителя) и размещение парогенераторов внутри основного корпуса. Интегральная компоновка конструкции позволила дополнительно повысить уровень безопасности, поскольку надежно исключаются любые аварии с потерей теплосъема, а радиоактивный первый контур локализован прочным герметичным корпусом реактора. На сегодня проект интегрального реактора АБВ является единственным в мире готовым к производству проектом реакторной установки данного типа. Технические характеристики реакторной установки АБВ-6М см. в таблице 2.

Реакторная установка АБВ-6М может быть использована для создания энергоисточников различного типа и назначения: наземных, плавучих и подводных, а также двигательных установок для судов водоизмещением до 40 тыс. т. Автономность и компактность установки делают возможным организовать ее поставку для наземных АЭС, а также для монтажа на плавучих атомных станциях в виде модуля полной заводской готовности, причем доставка может осуществляться любым видом транспорта – автомобильным, водным или железнодорожным.

Основное преимущество технологии судовых реакторов – в возможности перехода к серийному промышленному производству и строительству относительно недорогих высоконадежных энергоисточников. Перенос сборочно-монтажных операций со строительной площадки на судостроительные заводы – эффективный способ повышения качества и сокращения сроков создания и стоимости АЭУ. Тиражирование таких энергоблоков с унифицированными реакторами малой и средней мощности в перспективе может вестись по аналогии с промышленным производством современных аэробусов для гражданской авиации.