I Основные номинальные технические характеристики i

Реакторная установка клт 40с

Следующим этапом в развитии советского атомного ледокольного флота стало создание ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) КЛТ-40. Новый реактор стал эволюционным продолжением хорошо зарекомендовавшего себя реактора ОК-900.

В середине 70-х годов Ленинградское ЦКБ «Балтсудпроект» получило спецзадание от правительства СССР — требовалось разработать проект ледокольно-транспортного судна с атомной установкой. Оно должно было перевозить лихтеры (до 74 штук, каждая из которых весит по триста тонн) или контейнеры стандарта ИСО (до 1328 штук по 20 футов каждый). При этом самостоятельно преодолевать лед метровой толщины и двигаться со скоростью не менее 20 узлов при десятиметровой осадке (проект 10081).

В 1988 году атомный лихтеровоз-контейнеровоз (АЛВ) «Севморпуть» водоизмещением 61 тыс. тонн – одно из крупнейших когда-либо построенных невоенных торговых судов с ядерной энергетической установкой – вступил в строй. Судно было способно идти по льдам толщиной до 1 м (мощность его энергоустановки составляла 40 тыс. л. с.), для чего на нем применена особая форма носовых обводов, наклоненные борта и оригинальные – ложкообразные – кормовые обводы, благодаря которым лихтеровоз не ломает лед, а буквально режет его.

Атомный лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть» предназначался для неограниченного плавания на всех широтах, включая тропические, с заходом в иностранные порты. В связи с этим реакторная установка для нового корабля проектировалось с учетом требований международного Кодекса безопасности ядерных торговых судов, разработанного Международной морской организацией (IMO). Впоследствии иностранные инспекторы провели инспекционную проверку на соответствие реактора кодам IMO.

В ОКБМ для АЛВ был спроектирован новый реактор – КЛТ-40, во многом повторявший реакторную установку ОК-900. Решение применить однореакторную установку было обосновано длительной безаварийной работой и высокой надежностью установки ОК-900. Все основное оборудование реактора было унифицировано с установками ОК-900 и ОК-900А, что облегчало его изготовление, монтаж и эксплуатацию на судах.

Основной контур КЛТ-40 образуют реактор, четыре парогенератора, четыре двухскоростных циркуляционных насоса первого контура, объединенных в парогенерирующий блок с помощью силовых патрубков. Парогенерирующий блок размещен в кессонах бака металловодной защиты. Циркуляция теплоносителя в основном контуре может осуществляться тремя способами: при работе циркуляционных насосов на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания, а также за счет естественной конвекции при расхолаживании реактора. Впервые в КЛТ-40 была предусмотрена защитная оболочка, удовлетворяющая всем действующим требованиям безопасности, предусмотрена система защиты первого контура от переопрессовки, система затопления защитной оболочки и др. Защитная оболочка представляет собой прочноплотную выгородку и рассчитана на внутреннее давление, реализующееся при так называемой максимальной проектной аварии – разрыве полным сечением трубопровода первого контура. Система снижения аварийного давления в защитной оболочке включает барботажную цистерну с пресной водой, каналы для подвода паровоздушной смеси в цистерну пресной воды, предохранительные заглушки.

Реактор состоит из корпуса, крышки выемного блока и активной зоны, собираемой из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС), что облегчает перегрузку активной зоны. ТВС собирается из тепловыделяющих элементов (твэлов) стержневого типа. Объединение твэлов в сборки с выделением межканальной воды позволило поднять скорость движения теплоносителя вблизи тепловыделяющих поверхностей, уменьшить мощность циркуляционных насосов первого контура за счет снижения общего расхода воды через реактор и снизить выбеги реактивности при изменении циркуляции теплоносителя. В качестве топлива в реакторе КЛТ-40 используется уран обогащением около 40 %. Тепловая мощность реактора КЛТ-40 составляет 135 МВт.

На крышке реактора установлены приводы органов компенсации избыточной реактивности и исполнительные механизмы аварийной защиты. Для повышения надежности при запроектных авариях предусмотрена страховочная система ввода жидкого поглотителя нейтронов (раствор азотнокислого кадмия) в реактор.

Хотя принципиальные положения обеспечения безопасности судовых установок базируются на принципах, принятых для стационарных ЯЭУ (например, энергоблоков АЭС), атомные корабли и суда имеют свою специфику. Для кораблей работа ядерного реактора – не только источник потенциальной опасности, но и возможность (зачастую единственная) спасения корабля в море и жизней членов его экипажа. В этом случае становиться допустимым выход параметров установки за эксплуатационные пределы, в отличие от АЭС, где в подобной ситуации реактор должен быть остановлен. В море возможна и работа реакторной установки, по крайней мере, до возвращения корабля на базу, при выходе из строя отдельных каналов безопасности или систем управления. Также разрешен пуск реактора при наличии лишь одного источника энергии на корабле.

Торжественная закладка первой секции атомного лихтеровоза (АЛВ) «Севморпуть» состоялась в Керчи в доке судостроительного завода «Залив» им. Б.Е. Бутомы в ноябре 1984 года. 20 февраля 1986 года корабль был спущен на воду, где и производилась его достройка. 26 октября 1988 года реактор КЛТ-40 достиг критичности.

Перед физическим пуском реактора была проверена герметичность защитной оболочки. Проверка показала, что при самой крупной аварии, например, крупной течи воды из реактора, утечка радиоактивной воды из оболочки не превысит 3 % в сутки, что ограничит поступление радионуклидов в атмосферу до приемлемых величин.

Затем реактор был выведен на уровень мощности, достаточный для работы паротурбинной установки, после чего последовала проверка установки в стационарном и переходном режимах работы, а также выполнения алгоритмов срабатывания аварийной защиты или экстренного снижения мощности при отключении отдельных систем. В дальнейшем при работе реактора на полной мощности были проведены измерения эффективности биологической защиты, которые показали, что уровни гамма и нейтронного излучения за защитой соответствуют проектным значениям, а мощность дозы на борту судна не превышает 5-10 мкр/час.

31 декабря 1988 года после завершения ходовых испытаний АЛВ «Севморпуть» был сдан в эксплуатацию.

Уверенность проектантов в надежности ЯЭУ КЛТ-40 проявилась уже в том, что судно сразу отправилось в коммерческий рейс из Одессы во Владивосток. 11 января 1989 года корабль с почти 30 тыс. тонн груза вышел из порта Одессы и двинулся к Босфору. Несмотря на принимаемые меры, в пути случился ряд инцидентов. Так, 18 января во второй контур реактора попала морская вода, а ночью 20 января сработала аварийная защита реактора из-за прекращения подачи питательной воды в парогенераторы, вызванной сбоем автоматики и человеческим фактором.

При проходе атомохода через экватор температура забортной воды составила 30 град, что было выше проектной для ядерной энергетической установки. Из-за падения вакуума в главном конденсаторе прошел сигнал экстренного снижения мощности реакторной установки, из-за чего пришлось снизить скорость хода корабля.

В феврале, после вторичного попадания во второй контур реактора морской воды, был объявлен набор добровольцев для поиска источника протечек, но найти его не удалось.

3 марта корабль встал на дальнем рейде порта Владивосток.

В течение всего рейса иностранными лицами неоднократно производился как удаленный анализ радиационной обстановки и отбор проб у корабля, так и инспекционные визиты на борт, но никаких претензий по радиационной обстановке не последовало.

Многолетний опыт эксплуатации судна на международных линиях и в Арктике продемонстрировал широкие возможности использования АЛВ в любых регионах мирового океана.

Введение за Полярным кругом круглогодичной навигации потребовало создания принципиально нового поколения ледокольных судов, с возможностью плавания в устьях северных рек. Уже первые регулярные рейсы в устье Енисея показали: начиная с января дизельные ледоколы работают здесь на пределе своих технических возможностей. Их мощности в двадцать с лишним тысяч лошадиных сил не хватало для быстрой и надежной проводки судов. Именно тогда специалисты впервые заговорили о том, что для сибирских рек необходимо построить новые ледоколы с малой осадкой и атомной энергетической установкой. В результате в СССР начали постройку атомных ледоколов проекта 10580 с ограниченной осадкой, предназначенных для проводки судов в устья сибирских рек.

12 ноября 1984 года был подписан контракт с финской фирмой «Вяртсиля-Марине» на строительство двух атомоходов «Таймыр» и «Вайгач». Свои названия новые машины получили в честь легендарных ледоколов, работавших в Арктике в начале XX века.

Контракт предусматривал, что в Финляндии будут построены корпуса ледоколов, а энергодвигательная установка и оборудование на суднах устанавливались советские. Закладка киля ледокола «Таймыр» состоялась в январе 1985 года. В 1988 году корпус судна был спущен на воду и отбуксирован в Ленинград на Балтийский завод им. Серго Орджоникидзе для монтажа ЯППУ.

На новых ледоколах была установлена ЯЭУ КЛТ-40М мощностью в 50 тыс. л.с., что позволяет ледоколу идти через лёд толщиной в два метра. При толщине льда в 1,77 метра скорость ледокола составляет 2 узла. Ледокол может действовать при температурах до -50 °C.

30 июня 1989 года ледокол «Таймыр» был принят в эксплуатацию и вошел в состав флота Мурманского морского пароходства.

25 июля 1990 года был принят в эксплуатацию и вошел в состав флота Мурманского морского пароходства ледокол «Вайгач». Его корпус также в 1989 году был отбуксирован в СССР для достройки в Ленинград, где произведен монтаж атомной энергетической установки на основе реактора КЛТ-40М.

Дальнейшая эксплуатация атомных ледоколов «Таймыр» и «Вайгач» в устье Енисея убедительно продемонстрировала своевременность их постройки, эффективность работы ледоколов в северном регионе и их экологические преимущества.

Ледокол «Вайгач» в декабре 2015 года установил скоростной рекорд самого позднего прохода от мыса Дежнева по Северному морскому пути до острова Белый. Он преодолел расстояние в 2250 миль за 185 часов со средней скоростью 12,5 узлов.

В 2017 году специалисты Росатомфлота совместно с конструкторским бюро АО «ОКБМ Африкантов» завершили работы по модернизации ядерных энергетических установок атомных ледоколов «Вайгач» и «Таймыр», их ресурс был продлен до 200 тысяч часов.

16 февраля 2018 года ледокол «Вайгач» побил рекорд по длительности эксплуатации ядерной энергетической установки, установленный атомным ледоколом «Арктика» в августе 2008 года. Новый рекорд составил 177,205 тыс. часов (прежнее значение – 177,204 тыс. часов).

18 мая 2009 года на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге стартовала стапельная сборка головного блока плавучей атомной электростанции, строящейся по проекту ЦКБ «Айсберг». Плавучий энергоблок стал еще одной ипостасью реактора КЛТ-40 в модификации КЛТ-40С.

Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) – энергоисточник нового поколения, созданный на базе российских технологий атомного судостроения. Основной элемент станции – плавучий энергоблок (ПЭБ) проекта 20870. Это несамоходное судно, на котором размещено энергетическое оборудование для генерации электрической и тепловой энергии. ПЭБ сооружается на судостроительном заводе и морем доставляется к месту размещения ПАТЭС. На месте же строятся только вспомогательные сооружения.

Размеры ПАТЭС, получившей имя «Академик Ломоносов», достаточно велики и составляют 140 метров длины и 30 ширины, его водоизмещение 21,5 тыс. тонн. Корпус ПАТЭС цельносварной, разделен перегородками на отсеки, которые формируют два блока – жилой и технологический. В технологическом расположены реакторы и турбины, отсек обращения с ядерным топливом и все необходимые вспомогательные системы и оборудование.

«Академик Ломоносов» оснащен двумя реакторными установками КЛТ-40С, надежность которых подтверждают тысячи реакторочасов, наработанных реакторами этого типа. Реакторы КЛТ-40С оснащены современными системами безопасности, в том числе основанными на пассивных, не зависящих от участия человека и автоматики, принципах срабатывания. Электрическая мощность ПАТЭС составляет 70 МВт плюс 50 Гкал/ч тепловой энергии, что достаточно для поддержания жизнедеятельности города с населением около 100 тыс. человек. ПАТЭС может эксплуатироваться без выгрузки топлива 12 лет, а назначенный срок службы станции составляет 40 лет. ПАТЭС разработана с большим запасом прочности, который превышает все возможные угрозы и делает ядерные реакторы неуязвимыми для цунами и других природных катастроф. Ядерные процессы на плавучем энергоблоке отвечают всем требованиям МАГАТЭ и не угрожают окружающей среде. На ПАТЭС используется ядерное топливо более низкого обогащения – менее 20 %.

На номинальной тепловой мощности каждый блок реакторной установки КЛТ-40С обеспечивает выработку 240 тонн в час пара с температурой 290 градусов. Электроэнергия выдается напряжением 10 кВ, что наиболее целесообразно для создания линий электропередач.

В 2019 году наступает время для вывода из эксплуатации Билибинской АЭС, и планируется, что ПАТЭС станет новой основой изолированной Чаун-Билибинской энергосистемы.

Источник

Тезисы международного

Основные номинальные технические характеристики

тепловая мощность – 150 МВт;
паропроизводительность – 240 т/ч;
давление первого контура – 12,7 МПа;
давление пара за ПГ – 3,72 МПа;
температура перегретого пара – 290ºС.

Показатели надежности

срок службы – (35–40) лет;
межремонтный период – (10–12) лет;
ресурс оборудования:

период непрерывной работы – 8000 ч.

Подход к решению вопросов безопасности

применение наиболее освоенного в мировой практике корпусного водо-водяного реактора;
применение надежных и отработанных элементов в РУ с учетом устранения «слабых звеньев» на основе опыта эксплуатации аналогов;
использование независимых многоканальных систем аварийной остановки реактора и отвода тепла пассивного и активного принципов действия.

Внедрение усовершенствованных и новых решений

два комплекта ИМ СУЗ;
два комплекта СУЗ, управляющих ИМ СУЗ.

двухканальная пассивная САОЗ с использованием гидроаккумуляторов;
двухканальная активная САОЗ с насосами подпитки;
двухканальная активная САОЗ с насосами рециркуляции.

двухканальная активная САР через ПГ и ТО 1-3 контуров с неограниченной длительностью теплоотвода;
двухканальная пассивная САР для отвода тепла от реактора в течение 24 ч без вмешательства персонала при длительном полном обесточивании.

пять локализующих барьеров на пути выхода радиоактивных веществ в окружающее пространство (топливная матрица, оболочка твэл, 1 контур, защитная оболочка, защитное ограждение);
двойная локализующая арматура на смежных с 1 контуром системах.

обеспечение резерва времени (более 1 ч) для действий персонала;
разнообразие и независимость средств управления авариями, технически исключающих тяжелую аварию с повреждением топлива, включая:

остановку реактора от самосрабатывающих непосредственно от давления 1 контура устройств;

3) подключение пассивной САР от самосрабатывающих непосредственно от давления 1 контура устройств.

удержание расплава активной зоны в корпусе реактора за счет внешнего теплоотвода от него системой подачи воды в кессон реактора активного и пассивного принципов действия;
двойной барьер локализации радиоактивных продуктов, включающий защитную оболочку, рассчитанную на аварийные параметры, и защитное ограждение с системой аэрозольных и йодных фильтров;
ограничение последствий аварии допустимыми уровнями на границе зоны планирования защитных мероприятий (около 500 м от ПЭБ).

Экологическая безопасность РУ

Радиационное воздействие РУ на население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не вносит заметного вклада в естественный радиационный фон. Суммарный годовой выброс в атмосферу радиоактивных газов составит не более 10 Ku, а доза облучения населения не будет превышать 0,01 мбэр/год при среднем естественном радиационном фоне 240 мбэр/год [1].

Отсутствие сколь-нибудь заметного вклада в естественный радиационный фон (сотые доли процента) при нормальной эксплуатации и проектных авариях, а также достигнутый уровень безопасности, исключающий необходимость эвакуации населения при любых авариях, позволяют размещать АС с РУ КЛТ 40С в непосредственной близости от населенных пунктов.

Источник

Проект реактора типа КЛТ-40С

Исходные данные:
прототип: КЛТ-40С
мощность тепловая 150 МВт
топливо: дисперсное топливо силумин+UO2
среднее обогащение: 14,6%
замедлитель: вода
теплоноситель: вода
давление на выходе: 12,7 МПа
температура на выходе: 316 градусов С
температура на входе: 280 градусов С

В данной работе выполнен проект судового реактора. Работа состоит из пояснительной записки и графического материала; графический материал содержит продольный и поперечный разрез реактора, вид твэла и ТВС.
Содержание пояснительной записки:
1. Описание реактора-прототипа
1.1 Описание конструкции КЛТ-40С
1.2. Выбор материалов
2. Предварительный теплогидравлический расчет
2.1. Расчет среднего твэла
2.2. Расчет максимально напряженного твэла
3. Нейтронно-физический расчет
3.1. Расчет активной зоны с выгорающими поглотителями
3.2. Расчет активной зоны без выгорающих поглотителей
3.3. Расчет изотопного состава топлива и реактивности в зависимости от времени работы реактора
3.4. Оценка эффективности системы регулирования
4. Уточненный теплогидравлический расчет
5. Расчет потерь давления в пределах реактора
6. Механический расчет элементов реактора
Заключение
Список литературы

Состав: Пояснительная записка, Сборочный чертеж, Сборочные единицы, спецификация

Источник

Реакторная установка для атомохода «Лидер». Какой она будет?

– РУ "РИТМ-200" – принципиально новая установка, существенно отличающаяся от предыдущих поколений судовых реакторов. Она интегрального типа, то есть основное оборудование размещено непосредственно внутри корпуса парогенерирующего блока. Благодаря такому решению она в 1,7 раза легче, в два раза компактнее и почти на 20% мощнее используемых в настоящее время реакторных установок для ледокольного флота типа КЛТ. Это позволило сделать новые ледоколы двухосадочными и обеспечить улучшенные технические характеристики судна по скорости, ледопроходимости и другим параметрам. При этом, конечно, мы учитывали опыт создания и эксплуатации реакторных установок для ледокольного флота России – от первой на ледоколе "Ленин" с ОК-150 до КЛТ-40С, установленной на ПАТЭС "Академик Ломоносов". Суммарный опыт их эксплуатации составляет более 400 реакторо-лет.

"РИТМ-200" – это первая судовая реакторная установка, полностью изготовленная в контуре Машиностроительного дивизиона Росатома – компании "Атомэнергомаш" (главным конструктором и комплектным поставщиком является АО "ОКБМ Африкантов"). Изготовителем корпусного оборудования был "ЗиО-Подольск", который с нуля осваивал данный вид оборудования. Естественно, что процесс освоения не обходился без сложностей. Некоторые решения приходилось разрабатывать прямо на ходу. В частности, были внедрены сразу несколько новых технологий и инструментов. Среди них новая технология сверхточного сверления глубоких отверстий, новые виды режущих инструментов и многие другие.

– Как полученный опыт учитывался при разработке РУ "РИТМ-400"? Какими характеристиками она будет обладать?

– Основное отличие, как я уже сказал, это увеличение тепловой мощности в 1,8 раза. Компоновочные и схемные решения во многом будут аналогичны решениям на реакторной установке "РИТМ-200" для судов проекта 22220, при максимально унифицированной элементной базе и оборудования РУ (активной зоны, приводов СУЗ, оборудования перегрузочного комплекса и др.). Таким образом, у нас появляется мощностной ряд для ледоколов разных проектов, что важно для дальнейшего развития атомного флота.

– К реакторным установкам всегда предъявляются повышенные требования по безопасности. Какие меры по исключению ЧП будут приняты в новой установке?

– Вы правы, условием реализации проекта является соблюдение правил и применение всех необходимых систем для обеспечения активной и пассивной безопасности. Уже реализованные проекты предусматривают соблюдение всех требований МАГАТЭ по использованию атомной энергии. Используется принцип глубоко эшелонированной защиты, включающий разные защитные барьеры, которые призваны не допустить аварийную ситуацию или минимизировать последствия, если она произошла. Системы безопасности включают в себя все возможные на текущий момент технические средства. Также в проекте установки исключено взаимное влияние систем безопасности, препятствующее надлежащему выполнению ими функций. Это достигается в том числе такими способами, как физическое разделение, функциональная независимость.

– Будет ли РУ "РИТМ-400" иметь применение на других судах или в сухопутном варианте?

– В прошлом году мы (АО "ОКБМ Африкантов", ГСПИ) завершили разработку обликового проекта наземной двухблочной АЭС с реакторами "РИТМ-200". Взяли серийный судовой реактор для новых ледоколов и "вписали" его в наземную станцию. Проект одобрен научно-техническим советом госкорпорации "Росатом" и станет основой для разработки проектов строительства конкретных АЭС в России.

Вы знаете, я давно занимаюсь реакторами малой мощности и рад, что дожил до того времени, когда проекты пошли в масштабную реализацию. За несколько десятилетий было много попыток, разговоров, решений. Но кроме реактора для ПАТЭС ничего не было реализовано.

– Сегодня уже разработан проект РУ "РИТМ-200Б" для небольшого однореакторного оффшорного ледокола, который будет работать на шельфе. На базе "РИТМ-200" также разработана РУ "РИТМ-200М" для оптимизированного плавучего энергоблока (ОПЭБа). В настоящее время разрабатывается эскизный проект ОПЭБа и самоходного судна обеспечения электроэнергией (СОЭ) с двумя РУ "РИТМ-200М". Если заменить реактор КЛТ-40С, который установлен на первой ПАТЭС, новой и перспективной РУ "РИТМ-200М" несколько большей мощностью, обладающей меньшей массой и габаритами, увеличенным периодом до перегрузки ядерного топлива (до 10 лет) и не требующей на борту ОПЭБа хранилища отработавшего ядерного топлива и перегрузочного комплекса – это позволит сократить капитальные и эксплуатационные затраты ОПЭБа. В целом перспективы использования реакторов поколения "РИТМ" очень широкие и не ограничиваются только ледокольным флотом.

Материалы по теме:
Сердце северного богатыря — собран атомный реактор для мощнейшего ледокола (о поставке реактора для ледокола "Урал"
"Сибирь" обзавелась парогенераторами (фоторепортаж об установке на "Сибирь" второго парогенератора)
Арктика ждет "Арктику" (о спуске на воду первого ледокола проекта 22220)
Ровесник атомной отрасли России – "ОКБМ Африкантов" (интервью с замиректора по науке и начальником отдела разработки судовых ядерных энергетических установок ОКБМ им. Африкантова)

Источник