NNPP

ВВЕДЕНИЕ:

Если, даже совсем кратко, коснуться истории создания Атомных Энергетических Установок (АЭУ) с малыми атомными/Ядерными Реакторами (ЯР) различного типа, к которым относятся и корабельные Атомные Пропульсивные комплексы/Установки (АПУ), то только лишь в бывшем СССР и в современной России, за последние 60-65 лет, начиная с 1955 года было построено и эксплуатировалось более 250 Атомных Подводных Лодок (ПЛА), 5 надводных военных кораблей (НК) и 9 гражданских атомных судов (восемь атомных ледоколов (ЛА) и один лихтеровоз ледового класса (Таблица В.1). В общей сложности это составило более 470 единиц корабельных ЯР [1].

Таблица В.1 : Примерное количество кораблей и судов с атомными энергетическими установками, построенные в мире (по странам):

Предыстория развития АЭУ малой и средней мощности

К концу 80-х годов прошлого века, по общему количеству ПЛА, и соответственно, корабельных ЯР находящихся в эксплуатации, Военно-Морской Флот (ВМФ) СССР превзошел флоты всех прочих государств, включая США. В то же время, ВМФ США имел в составе наибольшее количество кораблей с АПУ, более 40%.
В конце прошлого и в начале нынешнего века, в результате физического и морального старения, и по условиям действующих, в то время, договоров об ограничении Стратегических Наступательных Вооружений (СНВ), из состава ВМФ России уже к 2002 году было выведено почти 140 ПЛА, и в дальнейшем этот процесс был активно продолжен. В силу различных причин, прежде всего экономических, в других странах, вопрос вывода и утилизации АПУ решался менее болезненно чем в России.
Решение проблемы утилизации отслуживших свой срок кораблей и в особенности их АЭУ с ЯР уже само по себе представляет собой проблему огромной важности и технической сложности, которая в то время в России успешно решалась с помощью международной кооперации с различными странами (США, Норвегия, Япония, Франция, Германия и др.).
Согласимся и с тем, что лишь на первый взгляд кажется, что расходы на военные приготовления, это не совсем рациональные траты ресурсов человечества. Но хотим мы того или нет, но именно системы военного назначения есть системы наиболее современные и совершенные, с технической точки зрения. Аксиома, но именно военные приготовления являются самым мощным стимулом научно-технического прогресса во всем мире. Таким образом, за десятки и сотни лет военных приготовлений, у технически «прогрессивного» человечества в наличии остался огромный опыт, накопленный в проектировании, постройке, эксплуатации и, что прискорбно, использовании различных систем вооружений в том числе носителей оружия с АЭУ (рис. В.1).

Рис. В.1: Диаграмма иллюстрирующая примерное количество ядерных реакторов в мире на конец 2012 года: Экспериментальные и исследовательские ~ 750 единиц, Военно-морские ~ 760 единиц: (СССР и Россия ~ 480, США ~ 260, прочие страны ~ 20), Энергетические ~ 440 единиц (в стадии постройки ~ 140).

В ХХ-м веке, подобный «опыт развития» напрямую распространяется на развитие программ создания корабельных АЭУ с ЯР, а теперь, у разных стран появился серьезный опыт и в их утилизации.
Никакого сомнения, что полученные данные, есть уникальная статистическая и научно-техническая база, не использовать которую не резонно и даже глупо. И разумеется, что создание корабельных АЭУ можно смело поставить в один ряд с такими техническими достижениями человечества, как пилотируемые и автономные программы освоения космоса и создание современной ракетной техники, реактивной авиации, ядерного оружия. Это задачи примерно равного технического масштаба, а начало применения, на кораблях ВМФ разных стран, установок с ЯР, по масштабам можно сравнить, разве что с переходом от парусных кораблей к кораблям с механическими движителями, что ознаменовало начало новой эры в развитии военного, а затем и гражданского кораблестроения. Сама по себе, история создания атомного кораблестроения не менее увлекательна и драматична, чем история освоения космоса или создания атомного оружия.
Для удобства восприятия информации, параллельно с рассматриваемыми обсуждениями и рассуждениями на военно-морские темы, желательно понять и представлять себе причины и мотивацию современных программ развития малых ЯР в разных странах. Попытки сделать это предпринимались неоднократно, разными авторами, мысли высказывались самые разные, но никто так и не определил эти причины максимально понятно. Представляется, что основные причины для интенсивного развития гражданских установок этого типа:
• Сохранение текущего уровня развития и внедрение новых технологий и будущее удешевление за счет массового производства
• Создание установок для производства электрической и тепловой энергии в труднодоступных районах (включая системы специального назначения)
• Децентрализация существующих, создание независимых сетей электро- и теплоснабжения
• Национальная энергобезопасность, для разных стран, в том числе, обеспечение аварийных или пиковых мощностей.
Естественно, понимая и определяя собственные причины для развития малой атомной энергетики, каждое государство, а точнее, даже каждая научная-конструкторская группа идет своим путем. Ну а выбор такого пути зависит от множества факторов. В том числе, и от путей, определенных национальными научными сообществами в отдельных странах.
Реальный опыт применения малых ЯР имеется лишь и у других нескольких государств, и программы использования малых ЯР подобных корабельным существуют, например, в США, которые и являются пионерами в развитии корабельной атомной энергетики. Сегодня активно развивается подобные независимые программы во Франции, Китае, Корее, Аргентине и других странах.
Поэтому, основной целью настоящей работы выбрано рассмотрение проблемы создания малых стационарных или транспортируемых ЯР, на примере корабельной установки с ЯР малой мощности, возможного использования высокотехнологичных и надежных современных корабельных АЭУ как прототипов для гражданских объектов, без их возможного военного применения, так сказать, на благо цивилизации и мирового прогресса.

Формирование подхода для будущего анализа

В представленной ниже работе, намеренно, сделана попытка максимально исключить связи и взаимодействие систем АЭУ с системами специального (военного) назначения, и не ставится цель анализа работы установки как составной части корабля, носителя оружия. ЯР рассматривается, исключительно как часть, единой системы – АЭУ, надежно и бесперебойно генерирующей энергию для любого потребителя. При этом, следует понимать, что множество инноваций, изначально предназначенных для систем специального назначения можно и нужно с успехом применять и в гражданских проектах.
В самом начале представленного в работе анализа и/или описания систем, следует оговорить, что возможны различные способы изложения информации и определения начальной точки для описания и дальнейшего изучения любой технической системы, не только такой сложной и насыщенной оборудованием как АЭУ в стационарном, как для Атомной Электростанции (АЭС) или мобильном (корабельной, транспортируемой, космической установки или Плавучей АЭС (ПАЭС) и т.д.) варианте. Поэтому, для начала необходимо сказать несколько слов о том, почему именно был избран предложенный ниже стиль и порядок подачи материала при описании и последующем анализе работы некой абстрактной АЭУ и различных систем, работающих в ее составе.
Несколько важных, для формата изложения текста уточняющих аспектов нужно принять во внимание с самого начала. Для того, чтобы начать представленное ниже описание, определим базовый, общий признак(и), один или несколько, на которых это описание и будет построено. Ошибочно выделенный признак может серьезно помешать формированию авторского стиля подачи материала.
Из множества различных АЭУ необходимо было выбрать вполне определенный ее тип для последующего рассмотрения и анализа. Для этого удобно отталкиваться именно от нескольких классификаций установок. Однако, различных классификаций для АЭУ существует великое множество. Какую из них выбрать за основу? Так, например, только “American Nuclear Society” (ANS) предлагает три основных варианта классификации [2], например:
• Классификацию установок по типу реактора, с соответствующими подразделениями по типу теплоносителя (ТН), по дизайну Активной Зоны (АЗ), по виду/типу топливу и т.д.
• Классификацию по мощности (малые, средние, большие) и соответственно, как следствие по назначению реактора
• Классификацию по поколениям установок (гражданских и/или специального назначения).
В СССР, существовал специальный ГОСТ-21.440-75 [3], по которому ЯР классифицировались по следующим признаком:
• По назначению
• Ядерно-физическим (нейтронно-физическим) процессам в АЗ
• Структуре АЗ
• Конструктивным особенностям ЯР
• Виду/типу горючего в АЗ
• Характеру использования топлива
• Виду ТН
• Виду замедлителя
• Характеру установок.
По этой классификации, казалось бы, можно применить назначение, как основной признак. Но в составе АЭУ отнесенных к корабельным, использовались или предлагались к использованию только 2-3 типа ЯР далее разделяемых исключительно по типу ТН. Даже используя этот признак, заметно, что в итоге, и в СССР, и в США, и в других странах, был выбран приоритет в использовании, хорошо изученных Водо-Водяных Реакторов (ВВР), которые и составляют основное/все количество корабельных и судовых ЯР в России, в США и в других странах.
Исходя из этого, вполне резонно, что назначение ЯР и тип применяемого ТН и будет первыми классифицирующими признаками выделения типа АЭУ для анализа. Поэтому первый вид классификации (см. выше) применим в данном рассматриваемом нами случае, для сужения круга рассматриваемых установок.
Это утверждение отнюдь не исключает отдельной возможности использования для анализа использовавшихся в корабельных АЭУ реакторов, например, с тяжелым Жидко-Металлическим ТН (ЖМТ или ТЖМТ), или перспективных одноконтурных схем со сверхкритическими параметрами пара (СКПП), или даже иных, более экзотических систем преобразования энергии.
Реакторные Установки (РУ) с ЖМТ составляют менее двух процентов от общего числа эксплуатировавшихся в ВМФ различных стран РУ (СССР, США, Франция и т.д), а установки со СКПП остаются перспективными и их разработки, испытания пока только проводятся на наземных стендах прототипах. Поэтому, оба эти вида РУ лишь кратко упоминаются в работе и не рассматриваются детально. Хотя, надо признать, представляют серьезный интерес для развития атомной энергетики, в особенности малой, в обозримом будущем. Более того, временно исключая из рассмотрения экзотику ЯР с жидкосолевыми (ЖСР) теплоносителями, ЖМТ ЯР единственное решение для создания малых и сверхмалых мобильных АЭУ с использованием Термо-Динамического (ТД) цикла или, в будущем, с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую.
Но, на основании приведенной и рассмотренной классификации был выделен один тип ЯР для последующего рассмотрения в представленном ниже анализе. На примере этого типа ЯР была рассмотрена эволюция развития и представлена схема и компоновка наиболее современной АЭУ с ВВР.
Кроме того, коль скоро мы говорим о транспортных ЯР, то, естественно говорить лишь о ЯР малой мощности. Именно мощность и есть второй классифицирующий признак, на основании которого можно выделить/обособить в группу определенный тип ЯР.
Однако, мощность корабельных АЭУ также не представляется решающим фактором для классификации, а исключительно лишь выделяет, формирует такую группу совокупных систем для последующего рассмотрения выбранного нами типа АЭУ.
Практически все эксплуатировавшиеся ранее и использующиеся сегодня малые (в особенности транспортные) ЯР, за небольшими исключениями, имели, или имеют, мощности примерно одного порядка. Электрическая мощность АЭУ, созданной на базе такого ЯР, может быть ограничена пределом в 100 MWe или примерно 300 MWt для единичной РУ. Резонно, что именно этот предел может отделять малые реакторы от средних. При этом, в классификации Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ), принято несколько иное деление которое предлагает следующую классификацию по-мощности:
• Малые ЯР, в составе АЭУ мощностью до 300 MWe
• Средние ЯР, в составе АЭУ мощностью до 700 MWe
• Остальные ЯР, относятся к АЭУ с большими реакторами.
Рискуя попасть под критику некоторых специалистов, тем не менее, по мнению автора, приведенная выше классификация по мощности не самая удачная из всех предлагаемых, поскольку, границы между группами по мощности не связанны с иными, более точно определенными особенностями АЭУ. Хотя, кое-кто из инженеров уверенно оперирует термином «сверх малые» или «очень малые реакторы».
Например, если рассмотреть, для сравнения, мощность единичного ЯР авианосца типа «Нимитц» (тип A4W) и современной ПЛА, то они соотносятся примерно, как 500 и 180 MWt соответственно, с мощностью на валах (для двухреакторной АЭУ) ок. 260,000 и (для однореакторной АЭУ) 50,000 л.с. Представляется разумным, что мощность примерно в 100…150 MWe, все- таки более удобное значения для выделения верхней границы классификации по-мощности для малых ЯР.
Рассмотрев множество признаков, для удобства изложения материала, автором был сделан второй выбор в пользу классификации по поколениям реакторов и установок. Именно эта классификация принята основной для представленного анализа, и поможет, на примере нескольких поколений корабельных АЭУ с ВВР, более строго проследить эволюцию их развития, понять принципы решения проблем, сформировавшиеся в направлениях дизайна корабельных АЭУ. Именно вокруг обозначенного принципа классификации по поколениям и построена базовая линия изложения материала. Конечно, можно привести большой перечень иных классификационных признаков, каждый из которых будет корректен по-своему.

Рис. В.2: Этапы развития корабельных АЭУ. Примерное время строительства и эксплуатации АЭУ различных поколений в СССР и России.

Однако, строго говоря, даже предложенная выше классификация по поколениям тоже может быть не всегда корректна в своей основе, поскольку уже само по себе определение «поколения» АЭУ различно в разных странах и привязывается к различным особенностям установок. Например, в США разница между последними поколениями гражданских энергетических ЯР довольно условна и основана на довольно расплывчато продекларированной формулировке наличия некоего уровня пассивной безопасности и современности используемых технологий. Соответственно и с более развитыми системами безопасности РУ. Но любые системы это часть РУ дополняющие ЯР и не влияющие на его дизайн. Скорее наоборот, дизайн ЯР задает задачу для развития сопутствующих систем, в том числе и систем безопасности (рис. B.3).

Рис. В.3: Диаграмма различных классификаций АЭУ.

К слову сказать, вся современность предлагаемых технологий была создана более 40 лет назад. Поколения РУ в ВМФ США отследить и структурировать еще сложнее и в данном случае, скорее идет речь о «редакциях» и о постепенном, эволюционном их улучшении от объекта, к объекту [4], а не радикальных изменениях поколений проектов, как это было в СССР.
В бывшем СССР и России, переход от поколения к поколению корабельных АЭУ основывается на совершенно ином признаке. На качественно новом дизайне не только ЯР, но и всех систем АЭУ, включая и Системы Автоматического Управления (САУ) установкой, и, на взгляд автора, более конкретен и четче определен (рис. В.2). Кроме избранного принципа классификации, при детализации и описании отдельных систем необходимо ввести и использовать иерархию систем АЭУ по составу (рис. В.3).

Рис. В.4: Диаграмма иерархии систем АЭУ.

В представленной работе рассмотрение проблемы основано на переходе от единой корабельной АЭУ к двум ее основным компонентам/частям, Паро-Производящей (ППУ), Паро-Турбинной Установкам (ПТУ), и далее к совокупности систем различного уровня и назначения, в составе ППУ и ПТУ (рис. B.3 и рис. В.4).
Несколько слов следует сказать о второй причине выбора конкретного типа корабельной АЭУ для представления и анализа. Разумеется, закономерен вопрос, почему именно малые ВВР, а не какой-то иной их тип? Для начала, попробуем порассуждать и построим наглядную, хотя и довольно абстрактную схему (рис. В.5) и демонстрирующую взаимосвязи системы и цикличность процесса постановки задачи, проектирования и формирования проекта для строительства такой сложной технической системы, какую представляет из себя АЭУ.
Если, по возможности, освободиться от сугубо человеческих, субъективных факторов, без сомнения присущих мнению любого специалиста, то для начала надо попробовать оценить базовые принципы, на которых основывается первый, начальный этап любого проекта, а именно задание на проектирование. Если на этом этапе допущены какие-либо неточности, корректировка которых невозможна или неоправданно неэкономична в дальнейшем, то итоги всей последующей работы могут оказаться бесполезными.

Рис. В.5: Блок-схема модели процесса постановки задачи для проекта создания нового реактора. В представленном случае, применительно к реакторной установке
малой мощности.

Переложив представленную схему на идею написания настоящей работы, принимая во внимание развитие техники, технологий и иные факторы, во временном интервале создания конкретных моделей ЯР в XX и XXI-м веке, можно понять и уверенно обосновать, выбор легководного малого ЯР как основной части для АЭУ для развития ЯР малой мощности на современном этапе развития энергетики. Соответственно понятен и для детального рассмотрения такой АЭУ в настоящей работе.
Достаточность знаний об АЭУ спроектированной на базе ВВР, высокий уровень эксплуатационной безопасности, хорошая изученность эксплуатационных характеристик, развитые и надежные технологии, а значит и минимальный технологический риск, вполне объясняются представленной схемой (рис. В.5). Полезно понимать, что использование пересечений, в направлениях исследований, проводимых по различным направлениям, может не только существенно сэкономить как финансовые, так и иные планируемые и затрачиваемые ресурсы, но и возможно продвинет прогресс в создании современных систем значительно за более короткий промежуток времени. Здесь можно поговорить о создании неких «блоков» по каждому направлению проектирования и использовании комбинаций этих блоков. Это тоже может быть задачей подобия, основным элементом постановки такой задачи развития может быть система как единое целое.

Тенденции развития малых реакторных установок

В брошюре изданной Департаментом Энергетики правительства США (DOE) еще в 2002 году [5], был представлен анализ и предлагаемый путь развития наиболее перспективных систем четвертого поколения (G4) АЭУ. Оставив в стороне использованную классификацию, о ней уже говорилось выше, отчет предлагает несколько фаз развития процесса для выбранных, в качестве прототипов, различных типов АЭУ, а также рассматривает взаимовлияние всех фаз развития РУ друг на друга и на конечный продукт.
В силу специфики настоящего анализа, нам наиболее интересны АЭУ исключительно для объектов малой и/или в развитии темы, средней мощности, перспективы развития которых и были проанализированы на государственном уровне и в США, и в России более 10 лет назад. В Таблицу В.2 сведены некоторые данные по трем из шести типов, рассматриваемых перспективных РУ. Эти типы установок были отобраны руководствуясь именно и исключительно персональным, субъективным отношением к ним различных групп технических экспертов. Дискуссия о причинах такого выбора не имеет смысла, но автору представляется, что они наиболее реальны для дальнейшего развития в сколько-нибудь обозримом будущем. Вполне возможно, что кто-то не согласится с этим утверждением, и это может быть темой для отдельной дискуссии.
Рассмотрим данные по характеристикам различных типов РУ и обсудим все предлагаемые их типы (Таблица В.2).

Таблица В.2: Обобщенные характеристики различных типов перспективных АЭС с малыми ЯР (по данным DOE USA). Информация для первичного анализа:

Для ЯР типа ВВР и/или LW SMR, наиболее важным и интересным, с точки зрения постановки экспериментов на модели и стендах, будут режимы изучения течения одно- и двухфазных потоков при обеспечении Естественной Циркуляции (ЕЦ) в Первом Контуре (1К) и переходных режимов от Принудительной Циркуляции (ПЦ) к ЕЦ. Как показал анализ проектируемых ЯР и РУ, несмотря на множество теоретических изысканий проблема требует реального решения. А также, как и сравнение топливных композиций, дизайн новых типов ТВЭЛ, с керамическим и/или металлическим топливом, а также изменение геометрической формы ТВЭЛ и их поверхности. Следует признать, что ни один из существующих сегодняшних Американских проектов пока не является техническим прорывом и даже близко не приближается к действительно современным и перспективным конструкциям. Если даже реализуемый проект NuScale лишь отдаленно повторяет проекты Военно-Морских ЯР 30…40 летней давности, то что же нового в остальных? И это при том, что в США имеется серьезный научно-технический и инженерно-конструкторский потенциал и существовали такие вполне успешные проекты малых РУ, таких как как PM2A, PM3A, SM1A или MH1A [6].
Для РУ иного, отличного от ВВР, типа, например, с Газо-Охлаждаемым Реактором (ГОХР) или GFR, а также для ЯР с ЖМТ (или LMR) (Na и его сплавы, и особенно ТЖМТ, Pb и его сплавы) или СКПП (или SCWR), вопрос изучения теплопроводности топлива, стойкости оболочек тепло-выделяющих элементов (ТВЭЛ) и поведения конструкционных материалов, коррозионная и эрозионная стойкость оболочек ТВЭЛов и внутренних конструктивных элементов АЗ и поведение материалов под воздействием жесткого излучения в АЗ стоит более чем серьезно.
ГОХР требуют длительных исследований и серьезного прорыва в материаловедении. И хотя работы ведутся активно и настойчиво, серьезных продвижений в развитии новых конструкций пока не заметно. При этом следует признать несомненную перспективность направления ЖМТ в том числе в части «замыкания топливного цикла». Следующая, особенно важная для ЯР с ЖМТ проблема, это утилизация отходов, вывод из эксплуатации, последующая переработка ОЯТ использованного в АЗ ЯР и его вторичное использование или захоронение. Эта проблема естественно вытекает из исходной задачи развития и эксплуатации ЯР подобного типа. Использование Na, даже при оценке гипотетически возможной аварии, делает проблему многократно более опасной и вероятно надо обратить внимание на перспективные сплавы, например, Na-Pb. Рассматривать же ртуть (Hg) в качестве ТН еще более неприятно. А вот сплав Pb-Bi имеет довольно много преимуществ даже несмотря на свои проблемные стороны, которые, впрочем, вполне решаемые для стационарных объектов. Эти РУ вполне готовы к развитию и реализации. Но основной опыт по малым РУ этого типа сосредоточен не столько в США, сколько за океаном, в России.
Совершенно понятно, что некоторые из упомянутых выше проектов не перспективны изначально, не могут быть реализованы при сегодняшнем состоянии развития техники и/или никогда не будут реализованы. Разве что, единичные РУ, в варианте одного, двух блоков с последующей медленной смертью проекта. Оправдает ли это затраты на разработку? Вряд ли. Даст ли это возможность сохранить и/или развить новые технологии? Вполне вероятно. Поэтому, возвращаясь к легководным РУ, надо заметить следующее:
Наивысшего развития, и практически предельно возможного, на сегодняшнем уровне, совершенства, РУ с легководными ЯР уже достигли в составе корабельных АПУ, которые и должны служить прототипами для малых гражданских ЯР.
Однако, о чем уже говорилось выше, мало какая преемственность видна в любом из представленных на рынке Американских проектов. Разве что, очень и очень отдаленные их признаки. Создается впечатление, что некоторые проектанты зачастую игнорируют позитивный опыт и пытаются лишь переделать большие ЯР в маленькие и применяя не вполне эффективные схемы и принципы проектирования. Российский же путь, наоборот, ориентирован на применение конструкций морских РУ с измененным и низкообогащенным топливом (НОУ или LEU) для гражданских нужд.
РУ со СКПП, легководные лишь отчасти и скорее уже представляют G5 радикально отличаясь от G4. Стратегически, эти РУ более перспективны и близки к развитию в обозримый отрезок времени. Имеются серьезные научные, проектировочные и технологические заделы, переходящие от современных легководных РУ, как в части системных решений, так и в части применения новых материалов. Именно эти РУ перспективны в обозримом будущем и действительно способны заменить традиционные легководные РУ. Оставляя в стороне ГОХР и реакторы ЖМТ и руководствуясь лишь признаком похожести ТН, для СКПП, по мнению некоторых специалистов, интересным, с точки зрения развития будущих проектов, были бы проблемы масштабирования и автомодельности экспериментов и моделирования режимов изучения течений пара сверхкритических параметров в АЗ реактора и турбине, а также в возвратной ветви течения ТН.
Поскольку один из основных современных подходов на перспективный дизайн АЗ и топлива заключается в минимизации размеров ТВЭЛов и применении топливной композиции с высокой теплопроводностью, то проектирование и проведение экспериментов с учетом высоких скоростей потоков в узких каналах довольно сложная и привлекательная задача для разработки и получения требуемых результатов.
Кроме прочих недостатков в плане развития, некоторое сомнение вызывает представляемый на многочисленных конференциях анализ эксплуатационных параметров и самой концепции эксплуатации и управления объектами с малыми ЯР. Даже прикладывая усилия не получается увидеть в этом аспекте проектов что-то новое и прогрессивное. Все решения довольно старые, как уже говорилось некоторым более 30 лет, и эти конструкции не могут претендовать на инновации. Некоторые идеи явно неприемлемы для малых объектов. Затраты на создание и растянутые сроки проектирования, сложности с лицензированием реакторов перевели часть из них в утопию и создали негативный фон в части экономики этих проектов. Представленная публично оптимизация параметров для этих проектов обоснована слабо. Зачастую, под параметры больших установок подгоняются параметры малых. Их экономика не подтверждена достоверными и обоснованными расчетами и исполняется без объективных данных, которых, впрочем, не имеется достаточно в открытых источниках.
Следует признать, что за исключением легководных, включая CRGG и одной-двух РУ с LMR, остальные проекты, на сегодняшний день, все-таки скорее экзотика, чем сколь-нибудь обозримая реальность, даже при самом смелом прогнозе развития техники и технологии. Хотя исследования ведутся и в других направлениях развития малых установок. В любом случае, на текущий момент наиболее продвинулось в развитии, направление именно легководных реакторов. Почти все ЯР малой и средней мощности, подпадающие под программу развития DOE LW SMR представлены ниже (Таблица B.3 часть 1). При этом, по ситуации на сегодня, довольно вяло развиваются лишь 2… 3 независимых легководных проекта и еще один проект заморожен проектантом без перспектив возобновления, а по остальным проектам ведутся лишь материаловедческие исследования. Исключение составляет широко разрекламированный проект NuScale, который пока можно считать единичным, но весьма далеким от совершенства исключением.

Таблица В.3 (часть 1): Современный статус развития проектов малых ЯР в США:

Похожая ситуация складывалась, до недавнего времени, и в России, но вероятно, с более серьезным продвижением непосредственно к реализации проектов. К сожалению, из-за произошедших политических изменений, длительный срок, это продвижение скорее было вызвано энтузиазмом и попыткой продолжить ранее начатую работу, чем спланированное и осознанное продвижение вперед.
На весь остальной мир приходится лишь около десятка развивающихся и частично реализованных проектов. В сентябре 2001 года, в России была проведена конференция по определению перспектив развития малой атомной энергетики. К сожалению, о существовании и реализации целевой программы, подобной программе DOE USA, в России точно неизвестно, хотя задел на будущее развитие направления малых ЯР и РУ в СССР был создан внушительный и результаты разработок прошлых лет активно используются сегодня. Посмотрим на общее количество проектов установок малой мощности разрабатываемых сегодня в США и в России.
С высокой степенью уверенности, можно сделать вывод, что в США, несмотря на имеющиеся серьезные знания и опыт проектирования морских РУ, создание малых ЯР основано именно на масштабном уменьшении больших, а в России, наоборот, на использовании опыта проектирования морских РУ. Чтоб сделать такой вывод, достаточно посмотреть на данные (Таблица В.3, части 1 и 2) [7].

Таблица В.3 (часть 2): Современный статус развития проектов малых реакторов в России:

Разработки малых ЯР в других странах куда менее масштабны и представлены довольно кратким перечнем:
1. CAREM, CNEA & INVAP, Аргентина. Реактор двойного назначения [8]. Очень похож на Американский проект NuScale или Российские проекты АБВ-6М или наземный прототип ТМ-4. НА сегодняшний день наиболее продвинутый и довольно активно строящийся проект малого ВВР.
2. SNP-350 и CAP-100/200 [9], проект CNNC & Guodian. Китай.
3. FlexBlue Франция (автономные подводные атомные модули), тип реактора точно неизвестен, предположительно ВВР на основе дизайна, первоначально разработанного для ПЛА.
4. SMART, проект KAERI. Южная Корея.
5. FBNR, Бразилия. Предполагаемый проектант Франция.
Кроме того, ведутся подобные работы в Канаде, Швеции (SEALER), Италии (ALFREDO) и Индии (предположительно 2 гражданских проекта, не считая проекта собственного ВВР для построенной и недавно переданной для испытаний в ВМФ Индии первой собственной ПЛА).
Строго говоря, из рассматриваемых и перечисленных выше не Российских проектов, малыми среди них могут считаться лишь проекты CAREM (Аргентина) и NuScale (прототипом которого был экспериментальный неатомный стенд в Университете штата Орегон, США, MASLWR переданный туда из Национальной Лаборатории Айдахо (INL) после сворачивания государственной программы). Поэтому, именно они и более привлекательны для разбора конструкций и проведения аналогий. На этих ЯР проще рассмотреть применение имеющегося опыта, поскольку они очень похожи и по мощности, и по конструкции на существующие корабельные РУ.
Разумеется, что работы ведущиеся в направлении развития малых ЯР не ограничиваются только дизайном. Основные направления разработок в США представлены в Таблице В.4 [10] и определенно указывают лишь на проводящиеся работы и тематические исследования.

Таблица В.4: Разработки, финансируемые Департаментом Энергетики США
Компания-разработчик Направление разработки Площадка для исследований
Creare LLC, Hanover, Нью-Гэмпшир Материаловедческие исследования металлического топлива Idaho NL
Columbia Basin Consulting Group, LLC, Kennewick, Вашингтон Вопросы лицензирования модульного Pb-Bi реактора Pacific Northwest NL
Terrestrial Energy USA Ltd., Нью-Йорк Верификация свойств жидкосолевого теплоносителя при высоких температурах Argonne NL
Transatomic Power Corporation. Cambridge, Массачусетс Оптимизация и оценка эффективности
ЯТЦ проекта ЖСР Oak Ridge NL
Ceramic Tubular Products, Rockville, Мэриленд Применение в реакторах типа LWR оболочек из карбида кремния (проблема коррозии, поведение под облучением) Massachusetts Institute of Technology
Oklo Inc., Sunnyvale, Калифорния Возможность коммерциализации металлического топлива на основании имеющихся экспериментальных данных Argonne NL & Idaho NL
CompRex, LLC, De Pere, Висконсин Организация эффективного теплообмена в условиях высоких температур и высокого давления Argonne NL
BgtL LLC, Laramie, Вайоминг Организация технически эффективной и финансово экономичной системы хранения тепловой энергии Argonne NL

Замечания о содержании и изложении материала

Раздел 1 : По соображениям, представленным выше, далее в тексте, при переходе к непосредственному описанию и анализу работы АЭУ с легководными ЯР малой мощности, рациональным и удобным для понимания будет путь от упрощенного, последовательного и качественного описания протекающих термодинамических процессов, в порядке отслеживания последовательности этих процессов от генерирования к преобразованию и использованию энергии в АЭУ.
Такая последовательность преобразований энергии обычно и называется ТД-циклом Энергетической (ЭУ) или точнее Паро-Энергетической Установки (ПЭУ). Схемы ТД-циклов, обоснования выбираемых параметров и некоторые теоретические аспекты проектирования и эксплуатации, соотносящихся с рассматриваемыми типами АЭУ представлены и описаны в этом разделе. Исходя из изложенного в разделе материала, предлагаемого к изучению, он будет представлен в последовательности определяемом несколькими факторами:
• последовательность ТД-цикла АЭУ, с переходом от теоретических к реальным процессам и к описанию роли систем, участвующих на конкретном участке, в конкретной части, рассматриваемого цикла. Выбор и обоснование параметров ТД-цикла
• от ТД-цикла, процессов и параметров, к совместной работе отдельных систем в составе АЭУ, участвующих в различных технологических процессах
• от совокупных систем, к их техническому составу, основным механизмам, их характеристикам, к оборудованию этих систем, к рабочим параметрам и их контролю
• к особенностям эксплуатации РУ, режимам работы, возможным неисправностям и отказам, и соответственно к работе АЭУ в различных режимах
• управление ЯР и ППУ с совместным учетом природных эффектов и изменения тепловой мощности, возможные нестабильности и неустойчовости, их природа
• рассматривается специфика моделирования, методика построения моделей и их предварительный анализ для оптимизации параметров и последующего проектирования ЯР, АЭУ и далее к алгоритмам управления.
Излишне детальное описание некоторых элементов, со ссылкой на конкретные проекты АЭУ и на параметры оборудования, приведены в тексте для справки и помогут при анализе и расчетах других параметров работы систем АЭУ, для точного понимания состава систем и взаимодействии их компонентов и при последующем анализе результатов моделирования. Некоторые из представленных выше (рис. В.3) классификаций ЯР и АЭУ также будут использованы для лучшего понимания изложенного материала.

Раздел 2 : Кроме некоторого исторического экскурса и краткого анализа развития корабельных АЭУ, этот раздел поможет точнее представить определенные причины формирования классификации установок по поколениям (конструктивно) и заложить базу для лучшего понимания и восприятия представленного технического материала. В ходе анализа, возвращаясь к предложенной в разделе классификации и сопоставляя примерно равные по мощности установки различных дизайнов, становится понятно, что без рассмотрения особенностей проектирования и особенностей компоновки, которые, в свою очередь, определяются, прежде всего, назначением АЭУ, невозможно понять принципы проектирования систем и технические решения. Поэтому, в разделе сделан сознательный акцент на рассмотрение систем, оптимизированных под корабельное и/или перемещаемое (плавучее/транспортное) размещение.
Поняв основные принципы компоновки и дизайна отдельных элементов корабельных или судовых АЭУ и их систем, далее не сложно будет трансформировать это понимание и на стационарные, малые установки иного (гражданского) назначения. Иными словами, в первых двух разделах будут представлены две или даже три различных стороны одной проблемы:
• Что возможно создать исходя из сегодняшнего развития теории и современного состояния техники, технологии?
• Что бы хотелось получить в итоге?
• Что получается в реальности?

Раздел 3 : Необходимо сделать отдельное замечание о специфике Раздела 3. Естественно, что любая ЭУ работает не изолированно, а в определенном взаимоотношении/балансе с окружающей средой. Работа такой ЭУ обеспечивается различными вспомогательными системами (рис. В.4). Поэтому, в начале изложения материала о ППУ и ПТУ, постараемся определить общее окружение АЭУ, чтобы задать и определить начальные технические данные установки и граничные условия работы, для анализа собственно АЭУ и исключить вопросы, связанные с необходимостью наличия тех или иных систем АЭУ, рабочих сред или каких-либо воздействий на АЭУ.
Даже если, часть систем явно не присутствует и не участвует в эксплуатации АЭУ напрямую, и их влияние не передается непосредственно на основные системы АЭУ, они часто играют заметную роль в работе или влияют на работу установки косвенно. Поэтому, для начала и в некоторой детализации, будет дано описание вспомогательных и т.н. общекорабельных систем АЭУ. Такой подход представляется правильным, чтобы точнее определить, формализовать окружающее пространство, в котором существуют и функционируют обе основные части АЭУ, ППУ и ПТУ. Описание вспомогательных систем, обеспечивающих работу гипотетической АЭУ и дано в этом разделе.

Разделы 4 и 5 : Последующие разделы настоящей работы содержат информацию о ППУ и ПТУ соответственно. По возможности подробно, но максимально просто и понятно, в работе представлено описание принципов работы абстрактной современной корабельной АЭУ в привязке к конкретным системам, эксплуатационным режимам и некоторым теоретическим аспектам работы АЭУ рассматриваемого типа, в разделах рассматривается основной тип установок, применяемых сегодня на кораблях и судах с АЭУ. Рассмотрение принципиальной схемы такой АЭУ основано на анализе схемы двухконтурной корабельной РУ с ВВР, с некоторой детализацией систем всех уровней (рис. В.4), их описанием, анализом параметров и данных, и рассмотрением особенностей их работы.

Раздел 6 : Описывает некоторые подходы и особенности в проектировании и эксплуатации современных АЗ для ВВР и других типов ЯР. На представленных примерах рассматриваются их характеристики и состав, делаются некоторые выводы о причинах конкретных проектных и технических решений. Здесь рассматриваются некоторые вопросы работы АЗ при эксплуатации АЭУ в различных режимах, а также дается небольшой обзор разных видов топлива.

Раздел 7 : Посвящен контролю параметров и управлению АЭУ, САУ и Систем Управления и Защиты (СУЗ) разных уровней. В этом разделе рассматриваются примеры организации получения информации о работе систем, представлены возможные сложности и применяемые технические решения по представлению конкретной информации о состоянии АЭУ. Также, с учетом информации представленной в Разделе 1, рассмотрены некоторые вопросы создания алгоритмов управления АЭУ.

Раздел 8 : В разделе содержится первичная информация об утилизации корабельных АЭУ, в общих чертах описываются технические проблемы и способы их решения. Цель этого раздела, не детальное изучение, а лишь первичное представление отдельной и довольно сложной технической и организационной проблемы. Более конкретный разбор и детализация всех аспектов вывода из эксплуатации, постановки на хранение, обращения с образующимися отходами и ОЯТ, необходимо рассматривать в рамках специального курса. В разделе лишь обозначена проблема, как часть общего технологического цикла АЭУ, от проектирования, до вывода из эксплуатации (т.н. декоммиссии), утилизации и захоронения. Кроме того, в разделе, приводятся краткие рассуждения о продлении ресурса кораблей с АЭУ.

Раздел 9 : Завершает первую часть работы. В этом разделе изложены принципы ядерной безопасности, концепция формирования пределов безопасности, описан процесс анализа ядерной безопасности и теплотехнической надежности, на примере решения конкретных задач. Дополнительно рассмотрены некоторые аварии на АЭУ.

В перспективе, во второй части работы, в развитии, находятся несколько дополнительных, но важных и интересных разделов, затрагивающих аспекты:
• обеспечения надежности
• оптимизации технологических параметров
• оптимизации экономической эффективности эксплуатации.
Представленные в настоящей работе описания и характеристики достаточно точно соответствуют эксплуатирующимся сегодня и предлагаемым к постройке проектным и перспективным АЭУ малой мощности, а также предпроектным и последующим проектным разработкам установок АЭС и ПАЭС малой и/или средней мощности. Общее изложение всех проблем темы может служить неким прототипом или алгоритмом для поиска путей решения некоторых задач возникающих при проектировании установок подобного типа.


Референсы к Введению:

1. “The Russian North Fleet (Sources of Radioactive Contamination)”. Bellona Report 2-nd Edition. Thomas Nilsen, Igor Kudrik, Alexander Nikitin. www.bellona.org. August 1996.
2. “Glossary. Of terms in nuclear science and technology”. American Nuclear Society. La Grande Park, IL USA. 1986
3. ГОСТ-21.440-75
4. Материалы Wikipedia article “United States naval reactors”. 2012 http://en.wikipedia.org/wiki/United_States_Naval_reactor
5. GEN-IV Request for Information Multi-Application Small Light Water Reactor (MASLWR) for 2030 Deployment. INEEL Annotated outline. Idaho USA. 2001
6. Жизневский С.Д. Аналитическая статья о перспективах развития ядерных реакторов малой мощности. Опубликована на сайте http://nucon.us Материал #58. Декабрь 2013
7. Status of Small and Medium Sized Reactors Design. A Supplement to the IAEA Advanced Reactors Information SYSTEMS (ARIS). http://aris.iaea.org . Vienna, Austria. September 2012
8. CAREM Argentina’s Innovative SMR. Nuclear Engineering International. http://www.neimagazine.com . United Kingdom. 14 May 2014
9. Малые китайские от SNPTC. http://www.atominfo.ru . 05.12.2017
10. Малые и очень нужные. «Smith» http://www.atominfo.ru . 25.09.2017 (материал из доклада БРЮСА МАКРАУЭЛА В PNNL 04.2017)

Leave a Reply