Атомный энергосамоход как создавалась первая мобильная АЭС

uCrazy.ru

К 2020 году на вооружении российской армии могут появиться первые образцы мобильных атомных станций (МАС). Портал defence.ru сообщает, что соответствующее распоряжение дал министр обороны РФ Сергей Шойгу.

Главным разработчиком мобильных атомных станций выбрана «Инжиниринговая компания инновационных проектов» (ИКИП). Генеральный директор компании Юрий Конюшко рассказал, что сейчас проект находится на стадии научно-исследовательских работ, и к концу года Минобороны получит предварительные данные по МАС.

За год-два ИКИП намерена завершить исследовательские работы, а к 2020 году – создать опытный образец атомной станции. По планам разработчиков, МАС будет построена по модульному принципу и сможет устанавливаться на шасси грузовых автомобилей, а для перевозки станций в районах Крайнего Севера будет создан гусеничный или санный транспорт.

Мобильные атомные станции проектируются для работы в течение нескольких лет с привлечением минимального числа обслуживающего персонала. Кроме того, контроль и управление МАС можно будет осуществлять дистанционно с помощью спутниковой связи.

История разработки мобильных атомных станций насчитывает более полувека. Так, в СССР в 1961 году была построена самоходная атомная станция на гусеничном ходу.

Корни этой истории уходят, разумеется, в эпоху атомной романтики — в середину 1950-х. В 1955 году Ефим Павлович Славский — один из корифеев атомной промышленности СССР, будущий глава Минсредмаша, прослуживший на этом посту от Никиты Сергеевича до Михаила Сергеевича, — посетил ленинградский Кировский завод. Именно в беседе с директором ЛКЗ И.М. Синевым впервые прозвучало предложение о разработке мобильной атомной электростанции, которая могла бы питать электроэнергией гражданские и военные объекты, расположенные в отдаленных районах Крайнего Севера и Сибири.

Предложение Славского стало руководством к действию, и уже вскоре ЛКЗ в кооперации с Ярославским паровозостроительным заводом подготовил проекты атомного энергопоезда — передвижной АЭС (ПАЭС) небольшой мощности для транспортировки по железной дороге. Предусматривались два варианта — одноконтурная схема c газотурбинной установкой и схема с использованием паротурбинной установки самого локомотива. Вслед за этим к разработке идеи подключились и другие предприятия. По итогам обсуждения зеленый свет был дан проекту Ю.А. Сергеева и Д.Л. Бродера из обнинского Физико-энергетического института (ныне ФГУП «ГНЦ РФ — ФЭИ»). Видимо посчитав, что рельсовый вариант ограничит ареал действия ПАЭС лишь территориями, охваченными железнодорожной сетью, ученые предложили поставить свою электростанцию на гусеницы, сделав ее практически вездеходной.

Эскизный проект станции появился в 1957 году, а уже два года спустя было произведено специальное оборудование для постройки опытных образцов ТЭС-3 (транспортируемой электростанции).

В те времена практически все в атомной индустрии приходилось делать «с нуля», однако опыт создания ядерных реакторов для транспортных нужд (например, для ледокола «Ленин») уже существовал, и на него можно было бы опереться.

Одним из главных факторов, которые приходилось учитывать авторам проекта при выборе тех или иных инженерных решений, была, разумеется, безопасность. С этой точки зрения оптимальной была признана схема малогабаритного двухконтурного водо-водяного реактора. Вырабатываемое реактором тепло отбиралось водой под давлением 130 атм при температуре на входе в реактор 275 °C и на выходе — 300 °C. Через теплообменник тепло передавалось рабочему телу, в качестве которого также выступала вода. Образовавшийся пар приводил в движение турбину генератора.

Активная зона реактора была спроектирована в виде цилиндра высотой 600 и диаметром 660 мм. Внутри помещались 74 тепловыделяющие сборки. В качестве топливной композиции решили применить интерметаллид (химическое соединение металлов) UAl3, залитый силумином (SiAl). Сборки представляли собой два коаксиальных кольца с этой топливной композицией. Подобная схема была разработана специально для ТЭС-3.

В 1960 году созданное энергетическое оборудование смонтировали на гусеничном шасси, позаимствованном у последнего советского тяжелого танка Т-10, который производился с середины 1950-х до середины 1960-х годов. Правда, для ПАЭС базу пришлось удлинить, так что энергосамоход (так стали называть вездеходы, перевозящие атомную электростанцию) имел десять катков против семи у танка.

Но даже при такой модернизации разместить всю энергоустановку на одной машине было невозможно. ТЭС-3 представляла собой комплекс из четырех энергосамоходов.

Первый энергосамоход нес на себе ядерный реактор с транспортируемой биозащитой и специальный воздушный радиатор для снятия остаточного охлаждения. На второй машине монтировались парогенераторы, компенсатор объема, а также циркуляционные насосы для подпитки первого контура. Собственно выработка электроэнергии была функцией третьего энергосамохода, где размещался турбогенератор с оборудованием конденсатно-питательного тракта. Четвертая машина играла роль пункта управления ПАЭС, а также имела резервное энергетическое оборудование. Здесь находились пульт и главный щит со средствами пуска, пусковой дизель-генератор и блок аккумуляторных батарей.

В дизайне энергосамоходов первую скрипку играли лапидарность и прагматизм. Поскольку ТЭС-3 предполагалось эксплуатировать преимущественно в районах Крайнего Севера, оборудование помещалось внутрь утепленных кузовов так называемого вагонного типа. В поперечном сечении они представляли собой шестиугольник неправильной формы, который можно описать как трапецию, поставленную на прямоугольник, что невольно вызывает ассоциацию с гробом.

ПАЭС предназначалась для функционирования только в стационарном режиме, работать «на ходу» она не могла. Чтобы запустить станцию, требовалось расставить энергосамоходы в нужном порядке и соединить их трубопроводами для теплоносителя и рабочего тела, а также электрическими кабелями. И именно на стационарный режим работы была спроектирована биозащита ПАЭС.

Система биозащиты состояла из двух частей: транспортируемой и стационарной. Транспортируемая биозащита перевозилась вместе с реактором. Активная зона реактора помещалась в своего рода свинцовый «стакан», который находился внутри бака. Когда ТЭС-3 работала, бак заливался водой. Слой воды резко снижал активацию нейтронами стенок бака биозащиты, кузова, рамы и прочих металлических частей энергосамохода. После окончания кампании (периода работы электростанции на одной заправке) воду сливали и транспортировка осуществлялась при пустом баке.

Под стационарной биозащитой понимались своего рода боксы из земли или бетона, которые перед пуском ПАЭС требовалось возводить вокруг энергосамоходов, несущих на себе реактор и парогенераторы.

В августе 1960 года собранную ПАЭС доставили в Обнинск, на испытательную площадку Физико-энергетического института. Меньше чем через год, 7 июня 1961 года, реактор достиг критичности, а 13 октября состоялся энергетический пуск станции. Испытания продолжались до 1965 года, когда реактор отработал свою первую кампанию. Однако на этом история советской мобильной АЭС фактически закончилась. Дело в том, что параллельно знаменитый обнинский институт разрабатывал еще один проект в области малой атомной энергетики. Им стала плавучая АЭС «Север» с аналогичным реактором. Как и ТЭС-3, «Север» проектировался преимущественно для нужд энергообеспечения военных объектов. И вот в начале 1967 года Министерство обороны СССР решило отказаться от плавучей атомной станции. Заодно были остановлены работы и по наземной мобильной энергоустановке: ПАЭС была переведена в стояночный режим. В конце 1960-х появилась надежда на то, что детищу обнинских ученых все-таки найдется практическое применение. Предполагалось, что атомная станция могла бы использоваться в нефтедобыче в тех случаях, когда в нефтеносные слои требуется закачать большое количество горячей воды, чтобы поднять ископаемое сырье ближе к поверхности. Рассматривали, к примеру, возможность такого использования ПАЭС на скважинах в районе города Грозного. Но даже послужить кипятильником для нужд чеченских нефтяников станции не удалось. Хозяйственная эксплуатация ТЭС-3 была признана нецелесообразной, и в 1969 году энергоустановку полностью законсервировали. Навсегда.

Как это ни удивительно, но с кончиной обнинской ПАЭС история советских мобильных атомных электростанций не прекратилась. Другой проект, о котором несомненно стоит рассказать, представляет собой весьма курьезный пример советского энергетического долгостроя. Начало ему было положено еще в начале 1960-х, но некий осязаемый результат он принес лишь в горбачевскую эпоху и вскоре был «убит» резко усилившейся после чернобыльской катастрофы радиофобией. Речь идет о белорусском проекте «Памир 630Д».

В определенном смысле можно сказать, что ТЭС-3 и «Памир» соединяют родственные связи. Ведь одним из основателей белорусской ядерной энергетики стал А.К. Красин — бывший директор ФЭИ, принимавший непосредственное участие в проектировании первой в мире АЭС в Обнинске, Белоярской АЭС и ТЭС-3. В 1960 году его пригласили в Минск, где ученый вскоре был избран академиком АН БССР и назначен директором отделения атомной энергетики Энергетического института белорусской Академии наук. В 1965 году отделение было преобразовано в Институт ядерной энергетики (ныне Объединенный институт энергетических и ядерных исследований «Сосны» НАН).

В одну из поездок в Москву Красин узнал о существовании государственного заказа на проектирование передвижной атомной электростанции мощностью 500−800 кВт. Наибольший интерес к такого рода энергоустановке проявляли военные: им требовался компактный и автономный источник электричества для объектов, находящихся в отдаленных и отличающихся суровым климатом районах страны — там, где нет ни железных дорог, ни ЛЭП и куда довольно сложно доставить большое количество обычного топлива. Речь могла идти об электропитании радиолокаторных станций или пусковых установок ракет.

С учетом предстоящего использования в экстремальных климатических условиях к проекту предъявлялись особые требования. Станция должна была работать при большом разбросе температур (от -50 до +35°С), а также при высокой влажности. Заказчик требовал, чтобы управление энергоустановкой было максимально автоматизировано. При этом станция должна была вписываться в железнодорожные габариты О-2Т и в габариты грузовых кабин самолетов и вертолетов с размерами 30 х 4,4 х 4,4 м. Продолжительность кампании АЭС определялась в не менее чем 10 000 часов при времени непрерывной работы не более 2000 часов. Время развертывания станции должно было составлять не более шести часов, а демонтаж необходимо было уложить в 30 часов.

Читайте также:  Установка автосигнализаций с автозапуском в Щ лково

Кроме того, проектировщикам следовало придумать, как снизить расходование воды, которая в условиях тундры ненамного доступнее солярки. Именно это последнее требование, практически исключавшее применение водяного реактора, во многом определило судьбу «Памира-630Д».

Генеральным конструктором и главным идейным вдохновителем проекта стал В.Б. Нестеренко, ныне член-корреспондент белорусской Национальной академии наук. Именно ему принадлежит идея использовать в реакторе для «Памира» не воду или расплавленный натрий, а жидкую тетраокись азота (N2O4) — причем одновременно в качестве теплоносителя и рабочего тела, так как реактор мыслился одноконтурным, без теплообменника.

Тетраоксись азота была выбрана, естественно, не случайно, так как это соединение обладает весьма интересными термодинамическими свойствами, такими как высокая теплопроводность и теплоемкость, а также низкая температура испарения. Его переход из жидкого в газообразное состояние сопровождается химической реакцией диссоциации, когда молекула тетраокиси азота распадается сначала на две молекулы диокиси азота (2NO2), а затем на две молекулы окиси азота и одну молекулу кислорода (2NO+O2). При увеличении количества молекул объем газа или его давление резко возрастают.

В реакторе, таким образом, стало возможным реализовать замкнутый газожидкостный цикл, который давал реактору преимущества в эффективности и компактности.

Осенью 1963 года белорусские ученые представили свой проект мобильной атомной станции на рассмотрение научно-технического совета Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР. Тогда же на суд членов НТС были вынесены аналогичные проекты ФЭИ, ИАЭ им. Курчатова и ОКБМ (Горький). Предпочтение отдали белорусскому проекту, однако лишь десять лет спустя, в 1973 году, в ИЯЭ АН БССР было создано специальное конструкторское бюро с опытным производством, которое приступило к конструированию и стендовым испытаниям узлов будущего реактора.

Одной из самых главных инженерных задач, которую предстояло решать создателям «Памира-630Д», стала отработка устойчивого термодинамического цикла с участием теплоносителя и рабочего тела нетрадиционного типа. Для этого применялся, например, стенд «Вихрь-2», представлявший собой фактически турбогенераторный блок будущей станции. В нем нагрев тетраоксида азота производился с помощью турбореактивного авиадвигателя ВК-1 с форсажной камерой.

Отдельную проблему представляла собой высокая коррозионная агрессивность тетраоксида азота, особенно в местах фазовых переходов — кипения и конденсации. Если же в контур турбогенератора попала бы вода, N2O4, прореагировав с ней, немедленно дала бы азотную кислоту со всеми ее известными свойствами. Противники проекта так и говорили порой, что, дескать, белорусские ядерщики намерены растворить в кислоте активную зону реактора. Частично проблема высокой агрессивности тетраоксида азота была решена добавлением в теплоноситель 10% обычной моноокиси азота. Этот раствор получил название «нитрин».

Тем не менее применение тетраоксида азота увеличивало опасность использования всего ядерного реактора, особенно если вспомнить, что речь идет о мобильном варианте АЭС. Подтверждением тому стала гибель одного из сотрудников КБ. Во время опыта из разорвавшегося трубопровода вырвалось оранжевое облачко. Находившийся поблизости человек ненамеренно вдохнул ядовитый газ, который, прореагировав с водой в легких, превратился в азотную кислоту. Спасти несчастного не удалось.

Впрочем, проектировщики «Памира-630Д» внедрили в свой проект ряд конструктивных решений, которые были призваны повысить безопасность всей системы. Во-первых, все процессы внутри установки, начиная от пуска реактора, управлялись и контролировались с помощью бортовых ЭВМ. Два компьютера работали параллельно, а третий находился в «горячем» резерве. Во-вторых, была реализована система аварийного охлаждения реактора за счет пассивного перетекания пара через реактор из части высокого давления в часть конденсатора. Наличие большого количества жидкого теплоносителя в технологическом контуре позволяло в случае, например, обесточивания эффективно отводить тепло от реактора. В-третьих, важным «страховочным» элементом конструкции стал материал замедлителя, в качестве которого был выбран гидрид циркония. При аварийном повышении температуры гидрид циркония разлагается, и выделяемый водород переводит реактор в глубоко подкритичное состояние. Реакция деления прекращается.

За экспериментами и испытаниями шли годы, и те, кто задумывал «Памир» в начале 1960-х годов, смогли увидеть свое детище в металле лишь в первой половине 1980-х. Как и в случае с ТЭС-3, белорусским конструкторам понадобилось несколько машин для размещения на них своей ПАЭС. Реакторный блок монтировался на трехосном полуприцепе МАЗ-9994 грузоподъемностью 65 т, в роли тягача для которого выступал МАЗ-796. Кроме реактора с биозащитой в этом блоке размещались система аварийного расхолаживания, шкаф распределительного устройства собственных нужд и два автономных дизель-генератора по 16 кВт. Такая же связка МАЗ-767 — МАЗ-994 везла на себе и турбогенераторный блок с оборудованием электростанции.

Дополнительно в кузовах КРАЗов передвигались элементы системы автоматизированного управления защиты и контроля. Еще один такой грузовик перевозил вспомогательный энергоблок с двумя стокиловаттными дизель-генераторами. Итого пять машин.

«Памир-630Д», как и ТЭС-3, был рассчитан на стационарную работу. По прибытии на место дислокации монтажные бригады устанавливали рядом реакторный и турбогенераторный блоки и соединяли их трубопроводами с герметичными сочленениями. Блоки управления и резервная энергоустановка ставились не ближе 150 м от реактора, чтобы обеспечить радиационную безопасность персонала. С реакторного и турбогенераторного блока снимали колеса (прицепы устанавливались на домкратах) и отвозили их в безопасную зону. Все это, конечно, в проекте, ибо реальность оказалась иной.

Электрический пуск первого реактора состоялся 24 ноября 1985 года, а спустя пять месяцев случился Чернобыль. Нет, проект не был немедленно закрыт, и в общей сложности экспериментальный образец ПАЭС отработал на разных режимах нагрузки 2975 часов. Однако, когда на волне охватившей страну и мир радиофобии вдруг стало известно, что в 6 км от Минска стоит ядерный реактор экспериментальной конструкции, случился масштабный скандал. Совмин СССР тут же создал комиссию, которой предстояло изучить вопрос о целесообразности дальнейших работ по «Памиру-630Д». В том же 1986 году Горбачевым был отправлен в отставку легендарный глава Средмаша 88-летний Е.П. Славский, покровительствовавший проектам мобильных АЭС. И нет ничего удивительного в том, что в феврале 1988 года согласно решению Совмина СССР и АН БССР проект «Памир-630Д» прекратил свое существование. Одним из главных мотивов, как значилось в документе, стала «недостаточная научная обоснованность выбора теплоносителя».

Источник

Мобильные установки для аэс

Спасибо!

Атомный энергосамоход: как создавалась первая мобильная АЭС

О малых и мобильных атомных станциях для труднодоступных районов заговорили 65 лет назад. Идею выдвинул руководитель Минсредмаша Ефим Славский в 1955 году: во время визита на Кировский завод, в беседе с директором Николаем Синевым, он предложил разработать мобильную АЭС, которая могла бы питать военные и гражданские объекты на Крайнем Севере и в Сибири.

Принципиальное решение было очевидно — ​блочно-комплектная поставка оборудования и строительных деталей зданий в максимально подготовленном и опробованном на заводах виде. В условиях северных районов подобные мероприятия дают особенно большой эффект из-за сезонности и высокой стоимости строительно-монтажных работ.

Энергопоезд, вездеход или баржа?

Кировский завод, который назначили головным разработчиком и изготовителем нового продукта, в кооперации с Ярославским паровозостроительным заводом подготовил два проекта атомного энергопоезда — ​передвижной АЭС небольшой мощности для транспортировки по железной дороге (ТЭС‑1 и ТЭС‑2, транспортабельные электростанции). Первый предусматривал одноконтурную схему реактора с газотурбинной установкой, второй — ​схему с использованием паротурбинной установки самого локомотива.

Вскоре Славский подключил к разработке проекта Лабораторию «В» (ФЭИ), специалисты которой предложили поставить электростанцию на гусеницы, сделав ее практически вездеходной. Идея АЭС на гусеницах казалась весьма заманчивой: станция своим ходом может подойти к потребителю и обеспечивать его электроэнергией требуемое время. Это исключало необходимость возведения зданий и сооружений в условиях вечной мерзлоты.

Параллельно шел широкий поиск наиболее перспективных проектных решений для реализации опытно-демонстрационных прототипов малых АЭС. Рассматривалась возможность создания строительно-компоновочных модификаций малых АЭС с реакторами разных типов, в частности в виде энергопоезда, на железнодорожных платформах, барже, передвижных на пневматическом и гусеничном ходу и стационарных (блочно-транспортабельных). В качестве реакторной установки изучались водно-графитовые, корпусные легководные (водо-водяные двухконтурные и кипящие одноконтурные), органо-органические и высокотемпературные газовые.

По образцу и подобию «Ленина»

В октябре 1956 года на совещании в Минсредмаше приняли решение в качестве основного варианта взять разработку конструкторского бюро ЛКЗ — ​передвижную АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 1,5 МВт и размещение на танковых платформах. Решение поручало также проработку вариантов реактора с ртутным теплоносителем и свинцово-висмутовым.

В марте 1957 года эскизный проект передвижной станции с водо-водяным реактором был готов, а в апреле 1957 года выдано техническое задание на промплощадку для размещения и эксплуатации установки на территории ФЭИ (генпроектировщик — ​ВНИПИЭТ).

При создании ТЭС‑3 конструкторы и проектировщики максимально использовали оборудование и технологические решения, принятые при создании реакторов типа ВМ и реактора для ледокола «Ленин».

Все оборудование ТЭС‑3 размещалось на четырех гусеничных самоходных транспортерах с обогреваемыми утепленными кузовами вагонного типа. На двух располагалась реакторная парогенераторная установка, на двух других — ​турбогенератор, пульт управления и вспомогательное оборудование. Общий вес оборудования, установленного на транспортерах, составлял 201 т. В качестве транспортеров использовали удлиненные до 10 катков гусеничные шасси на базе танка Т‑10. Максимальная скорость транспортера составляла 15 км/ч. Изготовителем установки был Кировский завод.

Читайте также:  Виртуальный сетевой интейс в linux TAP vs TUN
Сборно-разборная

Установка создавалась как демонстрационный полномасштабный прототип крупноблочной транспортируемой АЭС, изготавливаемой на заводе в максимально готовом к эксплуатации виде. В неразобранном виде ТЭС‑3 легко размещалась на четырех железнодорожных платформах и могла быть доставлена в любое место. А туда, где нет железной дороги, ТЭС‑3 приходила своим ходом.

Так как ТЭС‑3 предполагалось эксплуатировать в основном стационарно, ряд узлов, связанных с ходовой частью энергосамоходов, по прибытии станции на промплощадку мог быть демонтирован (дизели, гусеницы и т. д.). В этом случае рамы самоходов играли роль фундаментных.

Два вездехода, на которых располагались атомный реактор, циркуляционные насосы, парогенераторы, теплообменник, являлись источником сильного излучения, поэтому должны были быть хорошо изолированы. Предполагалось их устанавливать или в естественных укрытиях, или в траншее с железобетонными щитами, закопанными в землю. Монтаж такой установки на месте эксплуатации сводился к прокладке трубопроводов и кабелей между вездеходами. Дизельный двигатель, установленный на шасси с электрогенератором, выполнял также роль пускового и резервного источника питания собственных нужд АЭС.

Свинцовая защита

Для установки ТЭС‑3 был выбран водо-водяной реактор тепловой мощностью 8,8 МВт с двухконтурной схемой выработки пара, подаваемого на турбину. Электрическая мощность ТЭС‑3 составляла 1,5 МВт. В активной зоне реактора, имеющей форму цилиндра высотой 600 мм и диаметром 660 мм, размещались 74 тепловыделяющие сборки из коаксиально расположенных дисперсионных кольцевых твэлов с высокообогащенным ураном. В качестве топливной композиции использовался интерметаллид UAl3, залитый силумином.

Давление воды в корпусе реактора составляло 130 атмосфер, температура на входе в реактор — ​275 °C, на выходе — ​300 °C.

Реактор рассчитывался на кампанию 250 суток (срок работы между двумя перегрузками топлива), а при частичной дозагрузке тепловыделяющих элементов — ​до одного года. Расход топлива на ТЭС‑3 незначителен — ​до 14 г урана‑235 за сутки.

При создании малогабаритной передвижной ядерной энергетической установки к решению многих вопросов разработчики подходили с принципиально новых позиций. Например, оригинальной стала конструкция биологической защиты, состоящей из трех частей. Первая, в виде свинцового стакана, в котором находится реактор, размещалась на реакторном самоходе и служила для защиты от излучения остановленного реактора, например, во время ремонта или транспортировки АЭС на новое место работы. Второй частью защиты являлась вода или раствор борной кислоты, заливаемые в бак, в котором размещен свинцовый стакан с реактором. Этот компонент защиты служил для снижения активации материалов кузова и ходовой части платформы от нейтронного излучения при работе реактора. Перед транспортировкой его сливали. Основной защитой от излучения при работе реактора служила грунтовая обваловка траншеи, в которой находились вездеходы с оборудованием первого контура. Такой подход к проектированию защиты позволил обеспечить необходимое снижение уровня излучения при весе транспортируемой защиты 28,5 т, что составляло лишь 13 % общего веса оборудования ТЭС‑3.

Примером другой задачи, успешно решенной при создании ТЭС‑3, является разработка системы перегрузки реактора в полевых условиях с применением защитного контейнера и обычного автокрана грузоподъемностью 25 т.

Малая рядом с первой

К декабрю 1959 года все нестандартное оборудование было изготовлено и к марту 1960 года смонтировано на танковых платформах. В июне завершились комплексные заводские испытания — ​без загрузки ядерного топлива.

В августе ТЭС‑3 была доставлена на площадку ФЭИ в Обнинске и размещена по соседству с первой АЭС. Энергосамоходы установили в общей траншее глубиной 2,8 м, стены и перекрытие которой выполнили из сборного железобетона и снаружи засыпали грунтом. Вездеход с турбогенератором и пультом управления располагался на поверхности земли.

7 июня 1961 года реактор ТЭС‑3 достиг критичности, а 13 октября 1961 года турбина ТЭС‑3 стала под полезную нагрузку и выдала электрический ток в систему Мосэнерго. После отработки проектной кампании реактор был остановлен для проведения регламентных работ.

Эксплуатация ТЭС‑3 продемонстрировала достаточную надежность, хорошую управляемость и удобство обслуживания. Средний КИУМ за 250 эффективных суток работы реактора составил 0,46, что является хорошим показателем для экспериментальной установки. Из крупных инцидентов следует отметить длительный останов из-за замены вышедшего из строя главного циркуляционного насоса первого контура. За весь период работы реактора не было ни одного случая выхода твэлов из строя.

Программа второй загрузки реактора ТЭС‐3 предусматривала массовое испытание новых видов твэлов, но приказом Минобороны проект был закрыт

Направление закрыто

В процессе эксплуатации было выполнено большое количество экспериментов для уточнения характеристики установки, а также выявления и проверки путей совершенствования малых АЭС. В частности, на установке был проведен ряд экспериментов по проверке возможности работы реактора в режиме саморегулирования и самокомпенсации при скользящих параметрах пара, подаваемого на турбину, по изучению эффективности биологической защиты при введении в воду борной кислоты.

Эксперименты, например, показали возможность отказа от системы автоматического регулирования мощности, если реактор обладает отрицательным коэффициентом реактивности во всем интервале температуры. Оказалось, что разобщенность пультов управления на каждой из платформ затрудняет эксплуатацию и увеличивает численность персонала (на ТЭС‑3 работали три человека в смену).

Вызвала проблемы неудачная, как оказалось, конструкция бака биологической защиты, от него решили отказаться при дальнейшем совершенствовании установки.

В 1963 году в ФЭИ началась подготовка ко второй кампании ТЭС‑3, в январе 1964 года было утверждено техническое задание на проект второй активной зоны. Программа второй загрузки реактора ТЭС‑3 предусматривала массовое испытание новых видов твэлов, ввод бора в первый контур реактора, облучение материаловедческих образцов. Однако из-за отказа Министерства обороны от развития этого направления работы по ТЭС‑3 были прекращены.

Разгрузка реактора началась 20 апреля и закончилась 5 мая 1966 года. 18 июля была завершена консервация первого контура. С 1969 года установка ТЭС‑3 находилась в ФЭИ в полностью законсервированном состоянии. В 1985 году после ревизии самоходная платформа с турбиной была отправлена на Камчатку в распоряжение геологоразведочной экспедиции.

В целом создание ТЭС‑3 позволило уточнить основные научно-технические принципы проектирования АЭС с водо-водяными реакторами для отдаленных районов.

При подготовке использованы материалы из архива газеты «Атомпресса», электронной библиотеки «История «Росатома» (elib.biblioatom.ru) и других открытых источников. Если вы были участником описываемых событий, знаете интересные факты о создании реакторов или обнаружили неточность в статье, напишите автору по адресу atom‑55@mail.ru.

НАМ ПИШУТ

Леонид Кряквин
Главный эксперт департамента научного руководства пуском энергоблоков АЭС с ВВЭР и освоения мощности, ВНИИАЭС

В статье «Реактор для водородной бомбы» («СР» № 8, март 2020 года) упомянут один из участников пуска реактора АИ — ​Борис Григорьевич Дубовский. Мне посчастливилось работать под его руководством в лаборатории ядерной безопасности (ЛЯБ) ФЭИ в 1962–1969 годы.

Я был молодым специалистом, прикомандированным для работ на критических сборках реакторов, предназначенных для космоса. Разработчиком было ОКБ, сегодня — ​«Красная звезда». Хочу подчеркнуть, что эта работа не была основной для ЛЯБ. Но Борис Григорьевич был, вероятно, ее организатором, помогал выбивать в министерстве дорогостоящее высокообогащенное топливо для критических сборок и относился к ней с неподдельным интересом.

Вообще, он был инициативным ученым. В ФЭИ под его руководством был создан один из первых в СССР реактиметров. В здании № 159, в котором располагалась ЛЯБ, впервые были испытаны нейтронные измерительные каналы на основе датчиков прямой зарядки, которые в настоящее время используют во всех реакторах ВВЭР и РБМК.

Помню, как их создатель Михаил Григорьевич Миттельман раскладывал вдоль коридора здания кабель с этими датчиками перед испытанием. По инициативе и под руководством Дубовского в ЛЯБ было проведено исследование влияния омагниченной воды на эффективный коэффициент размножения уран-водных критических систем. В конце жизни, я слышал, он был консультантом руководства Москвы по вопросам безопасности.

Интересный был человек. К сожалению, многих людей, с которыми была связана его долгая жизнь, уже нет. Поэтому некому рассказать о нем в библиотеке «История «Росатома». Может быть, моя небольшая заметка будет данью памяти о нем.

Источник



Мобильная фильтровентиляционная установка для АЭС и радиохимических предприятий

Atomic-Energy.ru

В 2005 году ООО «ОЦНТ» в содружестве с Группой компаний «Кондиционер-сервис» и ООО «Чистый воздух» была создана первая передвижная трехступенчатая фильтрационная установка производительностью 200 м 3 /ч с целью сбора с поверхностей продуктов разделки ядерного топлива (порошка диоксида урана). Установка была предназначена для опытно-промышленной эксплуатации на ОАО «Машзавод» (город Электросталь Московской области). Разработанная конструкция позволяет утилизировать отдельные секции ПФУ после выработки ими ресурса и сбора накопленного полезного продукта.

Следует отметить, что, как правило, разработки специализированных предприятий по системам местной вытяжной вентиляции общепромышленного назначения не могут быть напрямую применены на ядерно-промышленных объектах, так как используемое оборудование (фильтрационное устройство) по своей геометрии не учитывает требования ядерной безопасности. Габариты оборудования влияют на критическую массу, поэтому должны учитываться требования Ростехнадзора РФ по безопасности.

В дальнейшем по договору на проведение опытно-конструкторской работы между ОАО «ОКБМ Африкантов» и ООО «ОЦНТ» была выполнена разработка технического проекта фильтровальных модулей для ПФУ с целью оснащения ими энергоблоков АЭС. Затем была проведена модернизация проекта с учетом габаритных ограничений, определяемых требованиями по возможности перемещения установки в проемах зданий АЭС, транспортировки в лифте и т.д.

В результате выполнен проект ПФУ, представленный на рисунке.

Проект фильтровальных модулей

При выборе конструкций фильтровальных модулей ПФУ был использован положительный опыт эксплуатации аэрозольных фильтров типа ФАС-3500-Д, установки фильтровальной комбинированной УФК-3500, а также результаты разработок ГНЦ РФ – ФЭИ и ООО «ОЦНТ» по сравнительным испытаниям фильтров различных конструкций, выбору новых фильтрующих и сорбционных материалов с целью переоснащения вентиляционных систем АЭС.

Читайте также:  Lexus LX Cнежок Luxury Sport Logbook Установка фут сенсора открытие багажника quot с ноги quot и дораб

Из полученного опыта следовало, что для достижения требуемых технико-экономических показателей ПФУ необходимо оптимизировать процесс фильтрования воздуха с учетом режимных факторов – спектра и концентрации частиц аэрозолей, температуры, влажности очищаемого воздуха и т.д.

В связи с этими была выбрана концепция, основанная на использовании многоступенчатой очистки. Спектр частиц был принят в диапазоне от d=0,2 мкм и более, средняя концентрация аэрозолей – около 2 мг/м 3 . Дисперсный состав аэрозолей определил выбор фильтрующих материалов для разных ступеней очистки, а их концентрация – ресурс фильтрующих модулей. Из опыта эксплуатации высокоэффективных фильтров на АЭС следует, что при концентрации аэрозолей, равной 50 мкм/м 3 , ресурс фильтра составляет около двух лет. Исходя из этого значения, может быть проведен перерасчет ресурса для входной концентрации другой величины.

Технологические операции часто сопровождаются выделением токсичных газов различного состава и концентраций. Оптимальным решением для удержания этих газов является использование угольного сорбента.

Поскольку эффективная очистка воздуха от наиболее опасных радиоактивных частиц субмикронного размера обеспечивается за счет механизма диффузии частиц к поверхности волокна, это предполагает режим малых скоростей фильтрации (V≤4 cм/с), то есть развитие поверхности фильтрующего материала ступени тонкой (высокоэффективной) очистки.

Аналогично требуется обеспечение малых скоростей очищаемого воздуха и для сорбционного модуля.

Конструкция установки

Фильтровальные модули ПФУ скомпонованы в единую конструкцию, расположенную на тележке и состоящую из следующих основных элементов:

  • корпус блока фильтров;
  • первая ступень очистки: фильтр аэрозольный грубой очистки ФА-1-1500, класс очистки G4 по ГОСТ Р 51251-99;
  • вторая ступень: фильтр аэрозольный тонкой очистки ФА-2-1500, класс очистки Н11 по ГОСТ Р 51251-99;
  • третья ступень: фильтр-сорбер ФС-3-1500 или фильтр аэрозольной очистки высокой эффективности ФА-3-1500, класс очистки Н13 (Н14) по ГОСТ Р 51251-99.

Установка является разборной и допускает проведение монтажа и демонтажа любой единицы оборудования. В данном случае была выбрана трехступенчатая конструкция ПФУ, в которой, в зависимости от конкретной ситуации, имеется возможность применения в качестве третьей ступени фильтра-сорбера, либо аэрозольного фильтра высокой эффективности.

Контроль работы отдельных секций фильтра позволяет вовремя определять выработку их ресурса и осуществлять автономную замену той или иной секции с соблюдением требуемых норм безопасности.

В состав ПФУ входят также радиальный вентилятор с электродвигателем, преобразователь частоты и пускатель двигателя, вытяжные устройства или гибкие шланги.

Электродвигатель вентилятора включается пускателем, выполняющим функции защиты от перегрузки и короткого замыкания. Преобразователь частоты служит для поддержания постоянным расхода воздуха, фильтруемого через ПФУ, при изменении, в широком диапазоне, суммарного аэродинамического сопротивления фильтровальной установки. ПФУ оборудована колесами со стопорами, облегчающими перемещение и обеспечивающими жесткую фиксацию на поверхности.

Технические характеристики ПФУ

Разработанная конструкция ПФУ является одной из первых по функциональной принадлежности для нужд АЭС.

Параметр

Значение

Номинальная производительность, м3/ч

Эффективность очистки, %, не менее:

третья ступень – угольный сорбер

третья ступень – высокоэффективный фильтр

Аэродинамическое сопротивление потоку воздуха (уточняется в процессе эксплуатации), Па:

Источник

Компактные атомные электростанции для энергоснабжения поселков

22 мая 2020 года в России была введена в эксплуатацию плавучая атомная электростанция «Академик Ломоносов». Место стоянки – г.Певек, Чукотка. Это самая северная АЭС в мире, да еще и на плавсредстве, т.е. способная перемещаться по морю в любую точку мирового океана. Электрическая мощность – всего 70 МВт (номинальный режим 60 МВт). Два реактора. Тепловая мощность — до 50 Гкал/ч (в максимальном режиме — 145 Гкал/ч). 1 Гкал/ч = 1163 кВт. Длина – 140 м., ширина – 30 м.

АЭС Академик Ломносов обеспечена всеми необходимыми защитами, даже от внешних угроз. Планируется изготовить до семи таких АЭС.

Росатом показывает поразительные результаты в работе, в строительстве новых атомных объектов. Я считаю, что это пилотный проект с отработкой технологий. Далее стоимость оборудования на киловатт энергии снизится. Пока она 7000$/ кВт, что в 7 раз выше, чем в других генерирующих технологиях. Но кому эти новости об успехах нашей промышленности интересны? Гораздо важнее обсуждать второстепенное, по типу отравления оппозиционеров. Но это отдельная тема «почему так?».

Во времена СССР были проекты и наземных мобильные АЭС. В 1961г. была построена и проходила испытания тоже передвижная, но наземная атомная электростанция ТЭС-3:

Это первая в мире передвижная атомная электростанция. Электрическая мощность – 1,5 МВт. Тепловая мощность – 8,8 МВт. Располагалась установка на четырех гусеничных шасси на базе тяжелых танков Т-10.

Макет ПАЭС из четырех шасси. Подробно макет можно рассмотреть по ссылке: https://les.media/articles/878460-tes-3-mobilnaya-atomnaya-elektrostantsiya

Проект предусматривал вариант размещение и в ЖД-вагонах. Данная программа ПАЭС была свернута в 1980г.

Следующий, более современный проект — «Памир»:

Сохранились лишь макеты ПАЭС Памир. Установки на базе тягочей МАЗ-537. А сам институт энергетических и ядерных исследований «Сосны» размещался рядом с Минском.

Работы по проектированию и созданию передвижных атомных станций были начаты в 1973г., а к 1985 г. были созданы две установки. Одна проходила стендовые испытания, а вторая – ходовые в полевых условиях. Было наработано 3500 часов и установки дважды выходили на проектную мощность 4950 кВт в электричестве и 630 кВт в тепловой энергии.

Но событие на Чернобыльской АЭС перечеркнули этот проект. Комиссия признала проект опасным, энергоустановки утилизировали, а все оборудование демонтировали.

А что же на западе?

Компактные реакторы от 25 до 70 МВт. Примерная стоимость: 25-30 млн.$ за установку. Технических подробностей нет, т.к. проект создавали с 2010г. и разрабатывался для добычи (извлечения) сланцевой нефти. Было 100 предзаказов. Но американские сланцевики разорились из-за низкой стоимости нефти в последние годы. Так же предполагалось использовать эти реакторы военными.

МикроАЭС контейнерного типа мощностью от 3 до 81 МВт. Цикл топлива одной закладки стержней – 18-20 лет. Срок службы генератора – 60 лет. Подробнее: https://aftershock.news/?q=node/737781&full

Но, вероятно, все эти проекты пока так и остались проектами. Фотографий нет. Либо эти проекты прибирают к рукам военные США.

Вернемся во времена СССР и посмотрим на ряд интересных космических программ, где тоже использовались компактные ядерные реакторы.

Для спутников военного назначения. Электрическая мощность 5 кВт. Тепловая — 100 кВт. Выпускалась с 1970г. и всего было выпущено установок для 31 аппаратов. Электрическая мощность нужна была для радиолокатора слежения за наземными объектами. Тепловая отводилась и рассеивалась. Время работы установки 120 суток.

Использовался термоимиссионный преобразователь по типу лампы в старых (до эпохи полупроводников) приборах. Нагревался катод из молибдена и поток электронов поглощался анодом. Электрическая мощность достигала 5-6 кВт. Тепловая – 150 кВт. Первый запуск спутника с этой установкой состоялся в 1987г. Ресурс – 1 год.

Было и продолжение у этой разработки — реактор-преобразователь «Енисей» (Топаз-2). В 1992г. две последние установки продали в США, где до 1996г. с ними проводили исследования. Т.е. мы подарили геополитическому противнику эту технологию. Но тогда в 90-е годы мы пытались дружить.

Основная проблема у космических реакторов – отвод тепла. Неэффективностью радиаторов объясняется столько аварий на орбитах. Так же они работают всего в пределах года. А стоимость их изготовления велика.

К чему вся эта статья? К тому, что разработки компактных АЭС велись почти с зари атомных технологий. Ведь понятно, что миниатюрную, но мощную, с длительной работой установку, хочется иметь и военным и предприятиям, осуществляющие свою деятельность в удаленных районах страны. Сколько у нас в стране существует поселков и деревень, которые не подключены к центральным ЛЭП из-за удаленности?

А сколько можно построить таких поселков у месторождений руды? На завозном топливе себестоимость добычи увеличивается. А так, доставили небольшую АЭС – подключили построенные дома к теплу и электричеству. Можно нулевыми тарифами заманивать жить и работать на север. Низкая себестоимость переработки руды позволит увеличить зарплаты.

Конечно, такая АЭС должна быть охраняемая и находиться в обслуживании у Росатома. И если бы себестоимость производства таких АЭС была бы по стоимости дорогой иномарки, а стоимость кВт*ч не выше 1 руб., то и жизнь в существующих удаленных от цивилизации поселках была бы комфортнее.

Здесь можно посмотреть стоимость тарифов в поселках Эвенкии Красноярского края. В п.Байкит и п.Вановара – стоимость 1 кВт*ч от 35 до 39 руб. Т.к. вырабатывают электроэнергию дизель-генераторы. А топливо завозят рекой и по зимникам. О каком развитии там может идти речь?

А на тепле от миниАЭС можно и местные тепличные хозяйства запитать. Выращивать местные овощи. Мое мнение такое, что мы в этой области атомной микрогенерации (в масштабе поселков) потеряли 40 лет. При СССР не считали сроки окупаемости. Тогда был критерий целесообразности. Проектов было много, но в большей степени военные. Время такое было противостоять США в гонке вооружений. Может быть, сейчас госкорпорациям и в особенности Росатому можно задуматься на эту тему мирного атома для небольших удаленных городков и поселков? Тем более уже осуществлен пилотный проект Академик Ломоносов. Отработаны ключевые технологии.

Продолжение темы:

Подписывайтесь на канал, добавляйте его в закладки браузера (Ctrl+D). Впереди много интересной информации.

Источник

Adblock
detector