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 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, см. ниже Таблицу 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 малых АЭУ

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 более 40% кораблей АПУ.

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) СНВ-1 и СНВ-2, 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, в других странах, этот вопрос решался менее болезненно.
Решение проблемы утилизации этих 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 и другими).

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 (см. диаграмму на Рис. В.1).

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

В ХХ-м веке, подобный «опыт» 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 эти данные, есть уникальная статистическая и научная база, не использовать которую нерезонно и 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.

Кроме прочих обсуждений и рассуждений 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
• Децентрализация существующих, создание независимых сетей электро- и
теплоснабжения
• Национальная энергобезопасность, для разных стран, в том числе, обеспечение
аварийных мощностей.

Естественно, что понимая и определяя собственные причины для развития малой атомной энергетики, каждое государство, а точнее, даже каждая научная-конструкторская группа идет своим путем. И выбор такого пути зависит от множества факторов. В том числе, и от путей определенных национальными научными сообществами в разных странах.

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, 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 исключить связи и взаимодействие систем АЭУ с системами военного назначения, и не ставится цель анализа работы установки как составной части корабля, носителя оружия. ЯР же рассматривается, исключительно как часть, единой системы, надежно и бесперебойно генерирующей энергию для любого потребителя.

В самом начале представленного в работе анализа и описания, 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 атомной электростанции (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 выбрать вполне определенный тип для рассмотрения и анализа. В нашем случае 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 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, что можно применить назначение, как основной признак. В составе АЭУ отнесенных к корабельным, использовались или предлагались к использованию только 2-3 типа реакторов 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 количество корабельных и судовых ЯР.

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. Хотя это утверждение отнюдь не исключает отдельной возможности использования для анализа использовавшихся в корабельных АЭУ реакторов, например, с Жидко-Металлическим ТН (ЖМТ), или перспективных одноконтурных схем со сверхкритическими параметрами пара (СКПП), или же 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 тексте, но не рассматриваются детально. Хотя надо признать, представляют серьезный интерес для развития атомной энергетики в будущем. Но на основании приведенной и рассмотренной классификации мы выделяем лишь один тип ЯР для последующего рассмотрения в представленном ниже анализе.

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.
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 (транспортные) ЯР, за небольшими исключениями, имели, или имеют, мощности примерно одного порядка. Электрическая мощность такой АЭУ 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, а не так как это принято сегодня в классификации Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ), которая предлагает следующее деление 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) 260,000 и (для однореакторной АЭУ) 50,000 л.с. Представляется разумным, что мощность примерно в 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 выбор в пользу классификации по поколениям реакторов и установок. Именно эта классификация принята основной для представленного анализа, и по мнению автора, на примере нескольких поколений корабельных установок с ВВР поможет более строго проследить эволюцию их развития, понять принципы решения проблем сформировавшиеся в направлениях дизайна корабельных установок. Именно вокруг обозначенного принципа классификации построена базовая линия изложении материала. Конечно, можно привести большой перечень иных классификационных признаков, каждый из которых будет корректен по-своему.

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» установок различно в разных странах и привязывается к различным особенностям установок. Например, в США разница между последними поколениями гражданских энергетических реакторов довольно условна и основана на довольно расплывчато продекларированной формулировке некоего уровня пассивной безопасности и современных технологий. Соответственно с более развитыми системами безопасности РУ.
Поколения РУ в ВМФ США отследить и структурировать еще сложнее и в данном случае, скорее идет речь о «редакциях» и о постепенном их улучшении от объекта, к объекту [4], а не радикальных изменениях проектов.

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

В бывшем СССР и России, переход от поколения к поколению корабельных АЭУ основывается на совершенно ином признаке. На качественно новом дизайне не только реактора, но и всех систем АЭУ, включая также, системы автоматического управления (САУ) установкой, и, на взгляд автора, более конкретен и четче определен (см. диаграмму Рис. В.2). Кроме избранного принципа классификации, при детализации и описании отдельных систем необходимо ввести и использовать иерархию систем АЭУ по составу. От единой корабельной АЭУ к двум ее основным компонентам/частям, паро-производящей (ППУ), паро- турбинной (ПТУ) установкам, и далее к совокупности систем различного уровня и назначения, в составе ППУ и ПТУ. Более понятно все описываемые уточнения представлены на диаграммах (Рис. B.3: Классификации АЭУ и Рис. В.4: Иерархия систем АЭУ).

Дополнительно, несколько слов следует сказать о второй причине выбора конкретного типа корабельной АЭУ для представления и анализа в настоящей работе. 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. Переложив представленную схему на проект написания настоящей работы, принимая во внимание развитие техники, технологий и иные факторы, во временном интервале создания конкретных моделей ЯР в XX-м веке, можно понять и легко обосновать, выбор легководного малого ЯР как основной части для АЭУ для развития ЯР малой мощности на современном этапе развития энергетики, а также, для детального рассмотрения 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 такой задачи может быть система как единое целое.

Рис. В.3: Диаграмма различных классификаций АЭУ.

Рис. В.4: Диаграмма иерархии систем АЭУ.

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

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 4-го поколения АЭУ. Этот 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.

НВ силу специфики настоящего анализа, наиболее интересны АЭУ исключительно для объектов малой и/или в развитии темы, средней мощности, перспективы развития которых и были проанализированы на государственном уровне в США и России более 10 лет назад. В Таблицу В.2 сведены некоторые данные по трем из шести типов, рассматриваемых в оригинальном документе [5], перспективных РУ. Эти типы установок были отобраны руководствуясь именно и исключительно персональным, субъективным отношением к ним. 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 дискуссии.

Таблица В.2: Обобщенные характеристики различных типов перспективных атомных
электростанций с малыми реакторами (по данным DOE USA). Информация для анализа:

Кратко обсудим все предлагаемые в Таблице В.2, типы реакторных установок:

a. 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. Увы, следует признать, что но ни один из существующих сегодняшних Американских проектов не является техническим прорывом и даже близко не приближается к действительно современным и перспективным конструкциям. Если реализуемый проект NuScale лишь частично повторяет проекты Военно-Морских ЯР 30 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].

b. Для РУ иного, отличного от ВВР, типа, например, с газоохлаждаемым реактором (ГОХР) – GCR, а также для ЖМТ (натрий, свинец и его сплавы) – LMR или СКПП (или SCWR), вопрос изучения теплопроводности топлива, стойкости оболочек тепло-выделяющих элементов (ТВЭЛ) и поведения конструкционных материалов, коррозионная и эрозионная стойкость оболочек ТВЭТ и 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 конструкций пока не заметно.

Вторая, 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 первой, развития и эксплуатации ЯР подобного типа. Использование натрия, даже при оценке гипотетически возможной аварии, делает проблему многократно более опасной. Рассматривать же ртуть в качестве ТН еще более неприятно. А вот свинец-висмут имеет куда больше 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 проектов не перспективны, не могут быть реализованы и 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, обращаясь к легководным РУ, надо заметить следующее:
Очевидно, что наивысшего развития, и практически предельно возможного на сегодняшним 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 реакторы 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 (LEU) для гражданских нужд.

c. РУ со СКПП, также легководные и скорее уже представляют GEN-V. Стратегически, эти РУболее перспективны и наиболее близки к развитию в обозримый отрезок времени. Имеютсерьезные заделы переходящие от 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 газоохлаждаемые и жидкометаллические реакторы (см. выше) и руководствуясь лишь признаком похожести ТН, для СКПП, по мнению некоторых
специалистов DOE, 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 проводимостью, 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 реакторами. Не получается увидеть в этом аспекте проектов что-то новое и прогрессивное. Все решения довольно старые, 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 слабая. 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 и одной-двух РУ с ЖМТ, 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. Все ЯР малой и средней мощности, подпадающие под программу развития LW SMR представлены ниже. При этом, по ситуации на 2012 год, в США 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.

Похожая ситуация складывалась до недавнего времени и в России, но вероятно, с более
серьезным продвижением непосредственно к реализации проектов. К сожалению,
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 до 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 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 и по сегодняшний день. Посмотрим на общее количество проектов установок малой мощности разрабатываемых сегодня в США и в России.

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

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 Таблицы 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 ТМ-4.
2. CAP-100/ACP-100 (ЖМТ США), проект CNNC & Guodian. Китай.
3. FlexBlue Франция (автономные подводные атомные модули), тип реактора точно неизвестен, предположительно ВВР на основе дизайна разработанного для ПЛА.
4. SMART, проект KAERI. Южная Корея.
5. FBNR, Бразилия. Предполагаемый проектант Франция.

Кроме того, ведутся подобные работы в Канаде и Индии (предположительно 2 гражданских проекта, не считая собственного ВВР для построенной и недавно переданной для испытаний в ВМФ Индии первой собственной ПЛА).

Строго говоря, из рассматриваемых и перечисленных выше зарубежных (не Российских) проектов, малыми среди них могут считаться лишь проекты CAREM 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.

Из представленного выше перечня (Таблица В.3 и следующий за ней абзац) сознательно были удалены все АЭУ электрической мощностью выше 300 MWe, которые относятся уже к реакторам средней мощности.

Замечания о последующем изложении материала:

Раздел 1: По соображениям представленным выше, далее в тексте, при переходе к непосредственному описанию и анализу работы АЭУ с легководным ЯР малой мощности, рациональным и удобным для понимания будет путь от упрощенного, последовательного и качественного описания протекающих термодинамических процессов, в порядке последовательности этих процессов и преобразованиях энергии происходящих в АЭУ.

Такая последовательность преобразований энергии обычно и называется термодинамическим циклом энергетической установки (ЭУ). Схемы циклов, обоснования выбираемых параметров и некоторые теоретические аспекты проектирования и эксплуатации, соотносящихся с рассматриваемыми типами АЭУ представлены ниже и описаны в Разделе 1. Исходя из изложенного в этом разделе, материал, предлагаемый к изучению в настоящей работе, будет излагаться в последовательности определяемом несколькими факторами:
• термодинамическим циклом АЭУ, с переходом от теоретических к реальным процессам, к описанию роли систем участвующих в каждом конкретном, рассматриваемом термодинамическом процессе
• от термодинамических процессов и параметров, к работе отдельных систем в составе АЭУ, участвующих в различных технологических процессах
• от систем, к их техническому составу, основным механизмам, их характеристикам, к оборудованию этих систем, к рабочим параметрам и контролю
• и наконец, к особенностям эксплуатации, режимам работы, возможным неисправностям и отказам, и соответственно к работе АЭУ в аварийных режимах.

На первый взгляд, излишне детальное описание некоторых элементов схем и механизмов, со ссылкой на конкретные проекты установок и оборудование, на их параметры, приведенные в тексте для справки, поможет при анализе и расчетах параметров работы систем АЭУ и для точного понимания состава систем и взаимодействии всех их компонентов и при анализе результатов моделирования. Некоторые из описанных выше представленных на Рис. В.3 классификаций также будут использованы для лучшего понимания изложенного материала.

Раздел 2: Кроме некоторого исторического экскурса и некоторого краткого анализа развития корабельных АЭУ, Раздел 2 поможет точнее представить определенные причины формирования классификации установок по поколениям и возможно 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 установки, невозможно понять принципы проектирования систем и технические решения. Поэтому, в настоящей работе сделан некоторый акцент на рассмотрение систем оптимизированных под корабельное и/или перемещаемое (плавучее/транспортное) размещение.

Поняв основные принципы компоновки и дизайн 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 существенное замечание и о Разделе 3. Естественно, что любая ЭУ работает не изолированно, а в определенном взаимоотношении/балансе с окружающей средой. Работа такой ЭУ обеспечивается различными вспомогательными системами. Поэтому, в начале изложения материала о ППУ и ПТУ, постараемся определить общее окружение АЭУ, чтобы сразу 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 и их влияние не передается непосредственно на основные системы установки, 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. Этот подход представляется правильным, чтобы точнее определить то пространство, в котором существуют и функционируют обе основные части АЭУ, ППУ и ПТУ. Описание вспомогательных систем гипотетической АЭУ и будет дано в этом разделе.

Разделы 4 и 5: Последующие разделы настоящей работы содержат информацию о ППУ и ПТУ соответственно. По возможности максимально подробно, но довольно просто и понятно, в тексте представлено описание принципов работы абстрактной современной корабельной (малой) АЭУ в привязке к конкретным системам, эксплуатационным режимам и некоторым теоретическим аспектам работы ЭУ рассматриваемого типа, в работе рассматривается основной тип установок применяемых сегодня на кораблях и судах с АЭУ – двухконтурная АЭУ с ВВР.
Рассмотрение принципиальной схемы этой АЭУ основано на анализе схемы двухконтурной корабельной РУ, с детализацией систем всех уровней на диаграмме рис. В.2, их описанием, некоторым анализом параметров и данных, и анализом особенностей их работы. Эти материалы представлены в Разделах 4 и 5 соответственно.

Раздел 6: Описывает некоторые подходы и особенности в проектировании и эксплуатации современных АЗ для ВВР. На 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.

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

Раздел 8: В разделе содержится первичная информация об утилизации корабельных установок малой мощности, 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. декомиссии), 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.

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 эксплуатируемым 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 Suppliment to the IAEA Advanced Reactors Information SYSTEMS (ARIS). http://aris.uaea.org . Vienna, Austria. September 2012
8. CAREM Argentina’s Innovative SMR. Nuclear Engineering International. United Kingdom. 14 May 2014 http://www.neimagazine.com

Leave a Reply