proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
PRo Выставки
Testing&Control
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[24/10/2018]     Российский турбо-ядерный модуль

Новая платформа для безопасных ядерных установок малых мощностей (АСММ)

А. А. Виноградов, к.т.н., гендиректор и главный конструктор проектов АО «СИЛА ОКЕАНОВ» и Ко., г. Шатура

В предыдущей статье было обещано описать  способ укрощения неповоротливых субмарин. Цель укрощения - создать их экипажам условия неисполнения приказа пуска баллистической ракеты с их борта в сторону противника. Однако по желаниям военных об этом лучше сейчас не говорить. По этому поводу будет изложен в следующей статье фрагмент из фантастического романа.



Настоящая статья касается конструкции турбо-ядерного модуля (ТЯМ), который может быть применён для вращения электрогенератора в ядерной электрогенерирующей установке подводного базирования и для вращения винта или центробежного насоса реактивного движителя в судовых установках.

 

1. Конструкция турбо-ядерного модуля

Главной отличительной особенностью ТЯМ является то, см. рис. 1, что он имеет корпус, который выдерживает снаружи давление погружения в воду, а изнутри давление рабочего тела – углекислого газа СО2. сверхкритических параметров - S-CO2.

                                                      Рис. 1.

Общее давление рабочего тела для ядерного реактора и турбины позволяет сделать их корпуса тонкостенными, несущими только избыточное давление вдоль тракта потока рабочего тела. Сверхкритическое давление СО2 и температура порядка 10000С позволяют сделать турбину со значением термического к.п.д. около 50-60%, а также, меньшими размерами по сравнению с водопаровой, см. график рис. 2 и 3.                                                          Рис. 2.

На рис. 3 показаны размеры элементов турбины на примере РУ KALIMER-600 мощностью 627,78 МВт. (Юж. Корея) с циклом Брайтона для S-CO2 .

                                                            Рис. 3.

Ядерный реактор и газовая турбина с компрессором интегрированы в единый модуль по одноконтурной схеме движения рабочего тела, и с точки зрения термодинамики, и с точки зрения  алгоритма их управления. Вся установка может быть размещена в корпусе ТЯМ диаметром около 1,5 - 2 м. В принципе применяемые материалы в корзине активной зоны реактора и турбине позволяют довести температуру рабочего тела до 12000С на выходе из реактора. Корпус ТЯМ в общем то холодный, и высокое давление рабочего тела выдерживает без проблем. Однако, если верить графику на рис. 2, прирост к.п.д. будет незначительным по сравнению с затратами. С точки зрения термодинамики центробежный компрессор сможет создать высокое давление охлаждённого рабочего тела на входе в активную зону реактора, обеспечив высокую плотность СО2. Но в процессе нагрева плотность рабочего тела быстро снижается. В расчетах мы вынуждены были закладывать плотность СО2 около 190 кг/м3. С экономической точки зрения мы нащупали близкое к оптимальному решению. Тем не менее, все параметры ТЯМ на уровне НИОКР  необходимо просчитывать совместно и выполнять оптимизационный трехмерный расчет, используя, например, программные средства STAR-CCM+ версии 11.02, если они будут аттестованы в Ростехнадзоре.

В ТЯМ реализован принцип «Ядерной батарейки», т.е. все компоненты ТЯМ имеют одинаковые сроки выработки их ресурса надёжной работы. Замена неисправной или отработавшей свой срок ЯБ не требует большого времени и квалификации монтажников, все проблемы с заменой и оборотом (сдача отработанной и получение новой) ЯБ лежат на заводе-изготовителе. Процесс замены ЯБ происходит простым извлечением её из гнезда на платформе, которая лежит на дне водоёма, с последующей установкой в гнездо новой ЯБ. Никаких соединений выполнять не требуется. Хранение ЯБ допускает до 50 лет на складе в состоянии поставки с завода-изготовителя. При эксплуатации ЯБ отсутствуют простои установки, проблемы перегрузки ядерного топлива, его хранения и транспортировки. А также отсутствует проблема иметь владельцу ЯБ квалифицированные кадры для управления установкой, поскольку обслуживающего персонала у ЯБ вообще нет, кроме одного человека ответственного за приёмку в эксплуатацию.

В конструкции ТЯМ в большей степени использована технология создания и эксплуатации авиационных турбинных двигателей, нежели технология высокотемпературных активных зон ядерных реакторов для АЭС. ЯБ запускается в работу стартёром, как авиационный турбинный двигатель, и через несколько минут ЯБ уже готова к работе. Такие подходы с трудом воспринимаются, а в большинстве случаев отторгаются, разработчиками традиционной технологии ВВЭР, которая за последние 50 лет в мире является практически единственной и монопольной, для создания АЭС. Реакторы с жидкометаллическим или газовым теплоносителем являются в большей степени экспериментальными, долго строящимися и дорогими.  Они не определяют в мире массовое производство электроэнергии с использованием атомной энергии. АЭС с ВВЭР большой единичной мощностью и большой стоимостью, например, более 10 млрд. евро за 2 блока по 1200 МВт в Болгарии, не удовлетворяют растущий в мире спрос на энергоисточники единичной мощности, не превышающей 300 МВт. Такие электрогенерирующие установки по определению МАГАТЭ соответствует диапазону атомных станций малых мощностей (АСММ).  

 

2. Активная зона ЯБ и шаровые твэлы

Активная зона ТЯМ в сечении имеет шестигранную форму и состоит из тонкостенных пластин жаропрочного сплава. Наружный экран заполнен свинцом. В состоянии поставки ЯБ с завода-изготовителя свинец находится в застывшем состоянии и расплавляется в процессе разогрева ТЯМ. Активная зона по направлению потока рабочего тела является двухходовой. При запуске стартёра происходит раскрутка вала, и из центробежного компрессора поток рабочего тела под высоким давлением поступает в напорную камеру и далее в первый ход, на рис. 1 указано стрелками.  Холодный газ высокого давления проходит через холодную часть активной зоны, где происходит его первичный нагрев. Второй ход газа после разворота на 1800 перед крышкой поступает в горячую часть активной зоны, где происходит его вторичный нагрев. Далее нагретое рабочее тело, проходя через экран торцевой газопроницаемый и напорную камеру горячего газа, поступает на вход газовой турбины.

Холодная и горячая части активной зоны разделены плоскими жаропрочными перегородками, образующими корзину, которая заполнена шаровыми твэлами с гидродинамически прозрачной оболочкой. В корзине шаровые твэлы уложены в кубической упаковке. В определенном порядке в кубической упаковке между шаровыми твэлами размещены шаровые поглощающие элементы, патент №182708 RU, которые могут содержать выгорающие и не выгорающие поглотители нейтронов. Параллельно оси активной зоны корзину пронизывают каналы, в которых размещены гирлянды из шаровых поглощающих элементов. Гирлянды соединены с механизмами и аппаратурой их перемещения системы управления и защиты реактора (СУЗ), выполняющая требованиям п. 2.3. НП-082-07.

На рис. 4 показана конструкция шарового твэла с гидродинамически прозрачной оболочкой, патент № 182709 RU, где:

                                                                 Рис. 4.

 1 - сферическая таблетка ядерного топлива,2 - герметичная оболочка топлива, 3 - конусы усиления теплоотвода, 4 - газовый зазор D1 для разбухания топлива, 5 - отверстие заполнения газом, 6 - пробка отверстия заполнения газом, 7 - стойки для крепления гидродинамически прозрачной оболочки 10,  11 - дополнительные стойки, 8 - отверстия в оболочке 10, 9 - движение рабочего тела (указано стрелками) в зазоре D2 между оболочкой топлива и гидродинамически прозрачной оболочкой.

Наличие у шарового твэла гидродинамически прозрачной оболочки 10 в кубической упаковке в активной зоне исключает контакт между герметичными оболочками 2 ядерного топлива 1, зазор D2 увеличивает живое сечение для прохода рабочего тела, уменьшает общее гидродинамическое сопротивления потоку рабочего тела при движении через активную зону. Конусы 3 и стойки 7 увеличивает поверхность теплоотдачи  и уменьшают температуру в массивной части таблетки 1 ядерного топлива, см. рис. 5.

В шаровом твэле герметичная оболочка 2 ядерного топлива в принципе не может быть повреждена  в процессе эксплуатации, следовательно, не произойдет утечка радиации в контур ТЯМ.  Размер и материал оболочек 2 и 10 позволяют выдерживать градиент температуры по диаметру твэла не менее 100С, что обеспечивает нагрев рабочего тела по направлению его движения до 100С на каждом слое твэлов в корзине активной зоны.

В сравнении со стержневыми твэлами шаровой твэл с гидродинамически прозрачной оболочкой является более надёжным и удобным в эксплуатации, а также в переработке ОЯТ, в транспортировке и хранении на заводе-изготовителе в силу своих малых размеров, его наружный диаметр примерно 15 мм.

Шаровой твэл решает проблему ядерной безопасности ТЯМ, поскольку реализует принцип быстрого вывода ядерного топлива из корзины активной зоны и раздельное охлаждение ядерного топлива и активной зоны при аварийной ситуации. Активная зона ТЯМ сохраняется не повреждённой. Отвод тепла от твэлов, нагреваемых остаточным тепловыделением, происходит пассивно в специальном контейнере - «гробик». Этим выполняются требования п.2.2. НП-082-07. Подробно об этом см. в разделе 4.     

 

3. Система управления ТЯМ

Все физические процессы, происходящие в ТЯМ, имеют гладкие функции в используемых диапазонах изменения параметров установки. Это относится и к газотурбинной установке, и к ядерному реактору. У этих функций нет разрывов, гистерезиса, неоднозначных значений и т.п. С точки зрения математики, выходные решения будут заведомо гладкими и однозначными, что, в общем, является оптимальным для систем управления.

Технология ВВЭР такого преимущества не имеет, см. 6., поскольку в ней присутствует кризис теплоотдачи с греющей поверхности стержневых твэлов, при котором резко уменьшается теплоотвод с поверхности твэла, а также большая инерционность тепло-гидравлического процесса, протекающего в реакторе и сопутствующем оборудовании. На это накладывается длительный разогрев толстостенных сосудов, коими являются корпуса реактора и парогенераторов, а также соединительные трубопроводы. В сегодняшней АЭС все элементы: реактор, парогенераторы и т.д., находятся в отдельных толстостенных помещениях. Для протяженных и разветвлённых систем контроля большого количества параметров была придумана Автоматизированная система управления технологическим процессом (АСУТП). Для турбинного двигателя, которому по схеме управления в большей степени подобна турбо-ядерная электрогенерирующая установка, понятие АСУТП не подходит. В многопараметрических системах всегда могут возникать неоднозначности, о которых заранее можно и не узнать. Они вылезут в процессе эксплуатации установки.

Система управления ТЯМ выполнена по аналогии управления авиационной турбины. К ней не подходит понятие АСУТП. В ней отсутствует измерения промежуточных внутренних параметров установки, поскольку они задаются конструкцией и расчетом связки компрессор - активная зона реактора - турбина. Между этими компонентами установки на соединениях отсутствуют регулирующие органы, такие как задвижка, клапан и т.п. Обороты вала однозначно задают все требуемые параметры установки, а именно, требуемую нейтронную мощность для этих оборотов, следовательно, и тепловую мощность активной зоны. Обороты вала задают также требуемые напор и расход рабочего тела центробежным компрессором (по реакторной терминологии - расход теплоносителя), который обеспечивает съём и передачу этой мощности на турбину. После запуска система работает и в обратном порядке: тепловая мощность реактора задаёт обороты вала, и далее требуемые расход и напор рабочего тела через активную зону. Все взаимосвязанные процессы в ТЯМ просчитаны так, что задавая тепловую мощность реактора, мы автоматически задаём механическую мощность на валу.

Управление ТЯМ осуществляется простым электронно-механическим программатором, который имеет всего 4 внешних команды управления: «ПУСК», «ОСТАНОВ на МКУ», «ОСТАНОВ на замену» и «НАГРУЗКА» при работе в составе ядерной электрогенерирующей установки. Для работы ТЯМ в составе турбо-ядерного движителя морского исполнения вместо команды «НАГРУЗКА» используется команда «ХОД», и дополнительная команда «СКОРОСТЬ ХОДА», цифровое значение которой задаёт тепловую мощность реактора, а, следовательно, мощность на валу турбины. Внешние команды поступают в программатор по линии ультразвуковой связи (УЗС) аналогично коду Морзе, т.е. точки - тире на несущей частоте. Фактически это цифровое управление. В УЗС использован специальный бронированный кабель, пропускающий ультразвуковой сигнал. Скорость передачи команды управления равна скорости ультразвука в металле. Этот кабель исключает наведение помех и других негативных воздействий на систему управления ТЯМ от внешних электромагнитных полей (например, от ядерной электромагнитной бомбы и т.п.).  Для ввода сигналов внешних команд управления не требуются проходки, разъёмы и т.п. в корпусе ТЯМ. Сигнал проходит через стенку корпуса за счет прижатия к ней датчика-излучателя УЗС, что удобно и практично для подводного базирования ЯБ, и при её замене.  

 

4. Аварийный режим ТЯМ и обеспечение ядерной безопасности

Поскольку Правила ядерной безопасности ... НП-082-07 были разработаны для АС и РУ со стержневыми твэлами, то в них нет понятия вывода ядерного топлива из активной зоны реактора. А также нет понятия раздельного охлаждения корзины активной зоны реактора и ядерного топлива.  Поэтому для ТЯМ применимы только некоторые из пунктов Правил.

Под аварийным режимом в ТЯМ подразумевается выход из строя любого из его элементов: компрессора, турбины, подшипников вала, сальника и т.д., поскольку все отказы в конечном счете приводят к снижению расхода рабочего тела через корзину активной зоны ядерного реактора. И как следствие этого произойдёт неминуемый нагрев шаровых твэлов вместе с корзиной активной зоны и всех элементов, входящих в неё, что, в конечном счёте, приведет к расплавлению ядерного топлива.

Система ядерной безопасности ТЯМ построена на принципе ЯБ, а именно, если произошёл отказ любого из элементов ТЯМ, то ремонт этого элемента может быть осуществлён только на заводе-изготовителе. ЯБ сама должна автоматически перейти в режим «ОСТАНОВ на замену». Следовательно, ядерное топливо в виде шаровых твэлов нужно быстро высыпать в контейнер «гробик» и охлаждать его отдельно от пустой корзины активной зоны. Конструкция корзины активной зоны ТЯМ позволяет выполнить эту процедуру путём раскрытия её нижних плоских стенок. Корзина активной зоны имеет наружный экран, заполненный свинцом, который в рабочем состоянии расплавлен. Раскрытие нижних плоских стенок экрана первыми позволяет вылить жидкий свинец в «гробик» первым, затем в расплав свинца, как в мягкую среду, падают шаровые твэлы после поочерёдного раскрытия нижних стенок корзины активной зоны.

В качестве исполнительного элемента ядерной безопасности применены тепловые стержени из жаропрочного материала, которые пронизывают корзину активной зоны.  При увеличении температуры корзины активной зоны эти стержни увеличивают свою длину. Это явление безотказно и использовано для открытия замков крепления нижних стенок экрана и корзины активной зоны. Сначала торец теплового стержня при его удлинении упирается в замок и снимает его с предохранителя. Дальнейшее удлинение теплового стержня открывает замок крепления нижних стенок, и происходит раскрытие экрана и корзины активной зоны. Замок крепления обеспечивает раскрытие нижних стенок экрана и корзины в заданной последовательности и с выдержкой временных интервалов процедуры вывода шаровых твэлов в «гробик».

С точки зрения нейтронной физики, выливание жидкого свинца из экрана приводит к уменьшению Кэф активной зоны при любом промежуточном положении поглощающих нейтроны стержней СУЗ. Реактор переходит в подкритическое состояние, самоподдерживающая цепная реакция деления ядер ядерного топлива прекращается. В корзине активной зоны шаровые твэлы находятся компактно в виде шаровой формы, создавая условия критичности. Высыпание шаровых твэлов из корзины в «гробик» изменяет компактную форму на плоскую форму, при которой подкритичность ядерного топлива ещё больше увеличивается. Кроме того, в «гробике» расположены поглощающие нейтроны элементы, которые также работают на понижение критичности топлива. В плоской форме шаровые твэлы, пропитанные жидким свинцом, за счет теплопроводности отдают остаточное тепло, которое в них выделяется за счет запаздывающих реакций деления ядер топлива, через стенку «гробика» и далее через стенку корпуса ТЯМ в забортную воду. За счет того, что шаровые твэлы находятся в плоском слое в жидком свинце, обладающем хорошей теплопроводностью, отвод остаточного тепла происходит эффективно. Шаровые твэлы позволяют находиться в жидком свинце без повреждения  до его полного затвердения.

Система аварийной защиты ТЯМ в случае аварийного отказа выполняет автоматически пассивное охлаждение ядерного топлива в «гробиках» и пассивное охлаждение активной зоны, т.е. без потребления электроэнергии и каких-либо действий человека. Система аварийной защиты ТЯМ не имеет каких-либо датчиков, электронной аппаратуры, кабельных линий связи и т.п., что делают её абсолютно безотказной.

 

5. Технология ЯБ не имеет проблем, которыми обладает технология ВВЭР

Технология ЯБ это новая платформа для развития малой, дешевой локальной энергетики и транспортных силовых установок на базе безопасного ядерного реактора. 

Один из вариантов конструкции ТЯМ с центробежным компрессором показан на рис. 1. Тонкостенные корпуса турбины, компрессора и корзины активной зоны ядерного реактора допускают быстрый разогрев, выход на полную мощность установки и её охлаждение при останове. Размещение интегрированной связки компрессор - активная зона реактора - турбина в внутри единого корпуса позволяют сделать общую конструкцию «дышащей». Т.е. не делать герметичных, сварных соединений тонкостенных корпусов, теплообменников и других элементов модуля, в том числе, стенок и крышки корзины активной зоны, каналов системы управления и защиты, контейнера для вывода и расхолаживания топлива «гробик» и т.п. Дышащая конструкция полностью снимает проблемы температурных удлинений элементов, что приводит к их растрескиванию при быстром разогреве. С точки зрения экономики дышащая и тонкостенная конструкция без сварки дешевле и проще существующих конструкций ГТУ, например,  «Газотурбинные двигатели для энергетики», проектов с 1953 г. по 2007 г. Южного турбинного завода «Заря» - «Машпроект» [1], а в настоящее время проектов ГТУ «ОДК-Сатурн», и значительно дешевле пароводяных турбин АЭС с технологией ВВЭР.

 

6. Сравнение технологий ЯБ и ВВЭР

Технология ВВЭР установила правила и нормы безопасности НП-082-07, и подразумевает строительство помещений, в которых размещается оборудование АЭС: реактор, парогенератор, турбина и т.д. Из-за этого АЭС занимает большую площадь и имеет множество трубопроводов разного давления и диаметра, множество силовых и измерительных кабелей, множество аппаратуры. Примерно 40% стоимости АЭС составляют строительные работы. Для управления АЭС требуется большая численность квалифицированного и проверенного на антитеррор обслуживающего персонала, требуется большое количество измеряемых параметров с выводом информации на центральный щит управления АЭС для оператора, много исполнительных механизмов, каналов и аппаратуры управления ими. Электронно-измерительная аппаратура имеет естественные отказы, сбои, что требует дублирование каналов измерений.

Технология ВВЭР имеет такие негативные свойства как, например: кризис теплоотдачи с поверхности тепловыделяющего элемента (твэла),  ограничение скорости разогрева и охлаждения оборудования, необходимость применения множества различных систем безопасности, длительный период расхолаживания, длительный простой на перегрузке ядерного топлива, хранение ОЯТ, доступность АЭС для террористических актов и нападений, и т.д.

На сегодняшний день аналогов ЯБ в мире нет. А также в мире нет промышленного оборота РУ для ремонта и их замены у кораблей и АПЛ. Например,  Перезагрузка ядерного топлива и ремонт РУ оказываются чрезвычайно длительными. Например, у Wyoming класса Ohio перезагрузка ядерным топливом требует 213 дней (у ЯБ замена 8 часов).

 

7. Новые проблемы технологии ВВЭР в связи с увеличением мощности

С необходимостью сохранить транспортные размеры крупногабаритного оборудования АЭС, такого как корпус реактора, корпус парогенератора и др., потребовалось увеличить высоту, например, активной зоны реактора и одновременно увеличить энергонапряженность активной зоны, т.е. количество МВт с 1 м3 объёма активной зоны. Сделали новую ТВС и получили «белый налёт», и уже порядка 6 лет эту проблему манагеры не могут разрешить. Манагеры не понимают, что подошли к «красной черте» со своим увеличение единичной мощности по технологии ВВЭР.

С увеличением единичной мощности реактора типа ВВЭР, отдельным и новым явлением стало появление локальных зон подкипания воды по длине твэлов в ТВС. В этих зонах образуются в центрах парообразования на оболочках твэлов каверны, из которых ионы металла оболочки (сплав циркония) уносятся сначала в пузырёк пара, затем в поток теплоносителя. Затем в холодных зонах потока теплоносителя при схлопывании пузырьков пара, через череду тепло-химических реакций, образуется окись циркония, которая создаёт на поверхностях «белый налёт». Этот налёт затем, отваливаясь хлопьями, попадает в поток теплоносителя. Но главная опасность в том, что каверны в точках роста пузырька пара в процессе эксплуатации растут и пронизывают толщину оболочки твэла насквозь. В результате этого явления неминуемо произойдёт разгерметизация твэла и выброс осколков деления в теплоноситель первого контура. Замеры утонения толщины оболочки твэла в принципе не позволяют определить глубину проникновения каверны. Например, ультразвуковой метод замера каверны попросту не увидит. Последующие простой, и отмывка контура блока являются дорогостоящими мероприятиями.

Далее, ионы циркония, реагируя с водой и окисляясь, выделяют из воды атомарный водород, который может скапливаться в корпусе реактора под его крышкой, в области расположения каналов СУЗ. Это также негативное свойство технологии ВВЭР.

Увеличение энергонапряженности активной зоны потребовало увеличить концентрацию борной кислоты в аварийной системе снижения мощности, и в системе борного регулирования. Опять возникла проблема с чрезмерно большой концентрацией борной кислоты.

Технология ВВЭР подразумевает использование только стержневых твэлов в ТВС. Они остаются в активной зоне реактора во всех случаях различных ядерных аварий, и их требуется длительное время принудительно охлаждать в связи с остаточным тепловыделением, происходящим, в том числе и за счет запаздывающего деления, и за счет деления в объёме активной зоны ядер топлива свободными нейтронами. Принудительно охлаждать, это значит, нужно внешнее электроснабжение достаточной мощности, а если нет электроснабжения, то получится ядерная авария «Фукусима».

Количество выделяемого остаточного тепла при нахождении твэлов в объёме активной зоне больше, нежели бы эти твэлы при аварии вынести из активной зоны и распределить в плоскости. Пассивное, без затрат электроэнергии, охлаждение твэлов в самой активной зоне по технологии ВВЭР нельзя реализовать. Активная зона и тепловыделяющие сборки неминуемо будут повреждены, или даже корпус реактора расплавится, что подтверждено протоколами аварий во всём мире, например, на АЭС Фукусима. Принудительное охлаждение требует постоянного электроснабжения систем безопасности реактора, чтобы обеспечить прокачку охлаждаемого теплоносителя через активную зону. И электрическая мощность на это не малая.

Проблема достатка для охлаждения активной зоны ВВЭР актуальна для ПАТЭС, поскольку там, где она будет расположена, нет внешних электросетей. Если при аварии на одном блоке, заглушит и второй блок, то получится ситуация, аналогичная как на АЭС «Фокусима».

           

8. Экономические перспективы технологии ВВЭР

С увеличением единичной мощности блока с ВВЭР, проекты ВВЭР-2006, ВВЭР-ТОИ, на деле происходит удорожание электроэнергии, а не удешевление, как планировалось (а может быть кто-то и не планировал удешевление). Подробно см. PRoAtom - «ВВЭР-ТОИ – Тупик, Обманка, Имитация» [2]. Тарифы на оплату электроэнергии для населения постоянно увеличивают, например, на Севере в Чукотском автономном округе  [3]. С 01.07.2018 по 31.12.2018 г. тариф составляет 22 руб./кВт*час.  А сейчас выдвинута идея экономии потребления электроэнергии до 300 кВт/месяц на один электросчетчик, а больше потребишь – плати по увеличенному тарифу. Электроэнергию делают не товаром, а роскошью. Возникает вопрос, кому нужны дорогие блоки АЭС с ВВЭР и зачем? кто лоббирует такое развитие отрасли в ГК «Росатом»?

Проблемы «белого налёта», водорода, увеличенного количества систем безопасности, увеличение расхода электроэнергии на собственные нужды, простои блока на решение возникающих новых всех этих проблем, всё это вместе съедят незначительную выгоду от увеличения единичной мощности на 200 – 300 МВт. Жизнь устроена так, что самое маловероятное событие становится реальным. И человеческий фактор – ошибки оператора и конструктора энергоблока, и стечение обстоятельств череды отказов на работающем атомном энергоблоке, могут произойти одновременно. И тогда все эти проблемы блока большой мощности вылезут одновременно, и произойдет «Чернобыль 2». Выходит так, что миллиарды рублей на развитие технологии ВВЭР потрачены впустую и во вред государству. Это тупиковое направление для развития атомной энергетики. К тому же большие мощности в одном блоке АЭС сейчас, и видимо в будущем, не будут востребованы у потенциальных покупателей ни в России, ни в других странах, даже за деньги сверх дешевых кредитов от России на постройку АЭС.

18.09.2018 в PRoAtom Алексей Лихачёв, глава ГК «Росатом», написал: - «Даже  те страны, которые сегодня у  нас в  портфеле реализуемых контрактов по  крупным  блокам,  буквально  в  течение  этого года  выдвигали  предложения  о  рассмотрении сотрудничества  по  малым  реакторам. ... Может  быть,  в  ближайшие  годы начнется  даже  целая  эпоха  —  по  востребованности реакторов таких габаритов, такой мощности».

 

9. Оценка потребности в электроэнергии на севере

«Автономные атомные источники для энергообеспечения арктических месторождений», авт. А.О. Пименов, заместитель Директора - Генерального конструктора по гражданским объектам, к. т. н.

По прогнозам экспертов, к 2035 г. Россия будет добывать на Арктическом шельфе до 30 млн т нефти и 130 млрд куб. м газа в год. При таких темпах для добычи только углеводородных ресурсов в этой зоне России потребуются следующие мощности:

- на извлечение нефти на месторождениях – 0,24 ГВт;

- на извлечение газа – 0,0104 ГВт;

- на подготовку и сжатие газа (компримирование) по всему жизненному циклу промысла – 0,14 ГВт;

- на дожимное компримирование газа, вторая половина жизненного цикла промысла – 0,5 ГВт;

- на ожижение 50% всего объема добытого газа по всему жизненному циклу промысла –2,1 ГВт.

Суммарная потребность в электроэнергии, таким образом, достигает значительной величины - 3,4 Гвт.

Основную долю автономных энергоисточников здесь составляют дизельные электростанции, стоимость производства энергии на которых в 5-10 раз выше, чем на электростанциях локальных энергоузлов. Современная себестоимость 1 кВт*ч с использованием дизель-генераторов на привозном сырье в районах децентрализованного энергообеспечения составляет 30-50 руб./кВт*ч. В регионах с двухгодичным циклом доставки углеводородов – до 450 руб./кВт*ч. Атомная генерация от источников малой мощности способна обеспечивать локальные потребности в электроэнергии с показателями себестоимости 20 руб./кВт*ч.

Учитывая удельные капитальные вложения и прогнозируемую себестоимость электроэнергии, можно говорить о целесообразности и экономической эффективности атомных энергоисточников единичной мощности, не превышающей 300 МВт (АСММ), при решении проблемы энергообеспечения перспективных арктических месторождений. С газовой генерацией, как наиболее эффективной, АСММ конкурировать сложно (это с технологией ВВЭР). Но с дизельной генерацией в отдаленных районах децентрализованного энергообеспечения это вполне реально. По данным МАГАТЭ, риски отдаленных негативных последствий для населения от воздействия АЭ в десятки и сотни раз меньше, чем риски от энергетики углеводородной.

 

10. Семинар во ВНИИАЭС

25.09.2018 на семинаре во ВНИИАЭС ГК «Росатом» от АО «СИЛА ОКЕАНОВ» был представлен доклад по теме: - «Конструкция «Турбо-ядерного модуля» для мини-АЭС», в котором были изложены принцип работы и основные положительные свойства ТЯМ. На семинаре присутствовало три члена НТС ВНИИАЭС. В заключении доклада была озвучена моя просьба поддержать на НТС ВНИИАЭС создание в их институте временной группы, которой поручить выполнить аванпроект реакторной части ТЯМ.


Задачи, предлагаемые к решению в рамках аванпроекта, согласно нормативным документам:

Комплекс теоретических, экспериментальных исследований и проектных работ по обоснованию технического облика, технической и экономической возможности и целесообразности разработки сложной военной и гражданской продукции.

Целью выполнения аванпроекта является обоснование возможности и целесообразности создания изделия, обеспечение его высокого технического уровня, а также определить вероятность воплощения концептуального замысла решения функциональных задач.
            Основными задачами аванпроекта являются подготовка проекта Технического задания на выполнение ОКР, сокращение сроков и снижения расходов на разработку изделия.

На семинаре в обсуждении приняли участие представители сторонних организаций: Михальчук А.В., д.т.н., профессор, начальник отделения ВНИИАЭС;  Калашников Д.О., инженер-конструктор 1 категории отделения морских установок НИКИЭТ; Каверзнев М.М., доцент каф. АЭС НИУ МЭИ; Ладыко М.А., научный сотрудник АО "Красная Звезда"; Еремин С.В., руководитель проекта Управления инновационного развития АО «Концерн Росэнергоатом», д.т.н., профессор.

Михальчук А.В., член НТС ВНИИАЭС, начальник отделения, высказался положительно в отношении выполнения аванпроекта реакторной части, специально набранной по контрактам или иным способом, группой специалистов на площадке ВНИИАЭС, поскольку это действительно новое техническое решение для создания атомных электрогенерирующих установок малой мощности.

Каверзнев М.М., доцент каф. АЭС НИУ МЭИ, высказался положительно в отношении продолжения работ, отметив:

1)     предложенная схема принципиально работоспособна и сулит радикальное улучшение тактико-технических характеристик (ТТХ) мини-АЭС;

2)     на данной стадии серьезные вопросы к разработчикам неизбежны;

3)     выполнение прорывных разработок невозможно без серьезного финансирования в т.ч. на начальной стадии;

4)     в отрасли отсутствует (или неизвестен простым смертным) механизм финансирования таких разработок;

5)     целесообразно привлекать к разработкам вузы, сотрудников, аспирантов и студентов, готовить следующее поколение специалистов на прорывных разработках.

Еремин С.В., руководитель проекта Управления инновационного развития АО «Концерн Росэнергоатом», д.т.н., профессор, высказался положительно в отношении выполнить аванпроект во ВНИИАЭС. Цена вопроса 5 млн. руб., но документы на выполнение работы надо оформить по нормативным документам ГК «Росатом» и АО «Концерн Росэнергоатом».

Представляет определённый интерес реплика Калашникова Д.О. из НИКИЭТ: - «Никто чужие идеи и технические решения разрабатывать не будет. Свои разработки есть».

В процессе обсуждения доклада участниками семинара в основном были высказаны следующие замечания:

1.      Концепт не соответствует требованиям норм по безопасности НП-082-07.

2.      Не проведено сравнение с существующими проектами и концептами, не показаны преимущества предлагаемого концепта с уже существующими.

3.      Не приведены оценки экономической эффективности.

4.      Некоторые предлагаемые проектные решения не обоснованы и не очевидны их преимущества, например, ультразвуковой канал АСУТП, внешний силовой трансформатор и т.д.

 

ОТВЕТЫ на ЗАМЕЧАНИЯ

Содержание данной статьи, я полагаю, отвечает на все замечания участников семинара.

 

11. По вопросу соответствия ТЯМ требованиям НП-082-07

«Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» НП-082-07 утверждены 10 декабря 2007 г. постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. Эти федеральные нормы и правила  устанавливают требования к обеспечению ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных станций (АС) при сооружении и эксплуатации, и распространяются на все проектируемые, конструируемые, сооружаемые и эксплуатируемые АС.

ТЯМ и на его базе Ядерная электрогенерирующая установка отличается от конструкции АС. Для разработки ТЯМ применялись только те требования Правил ... , которые были приемлемы к этой разработке.

По всей видимости, Правила ... будут дополнены новыми требованиями относительно РУ АСММ, которые интегрированы с турбинными установками и работают подобно турбинному двигателю, как это сделано, например, в ЯБ с ТЯМ


12. Сравнение с существующие проекты атомных энергоисточников единичной мощности, не превышающей 300 МВт.

По определению МАГАТЭ соответствуют диапазону атомных станций малых мощностей (АСММ)

Начиная с 2010 года в мире многие компании занялись проектированием атомных электрогенерирующих установок малой мощности. Однако, их идеи и проекты основались на уже имеющихся чертежах ранее разработанных водо-водяных реакторов, т.е. на технологии ВВЭР. Все проекты остались только на бумаге, кроме построенной в России плавучей атомной теплоэлектрической станции (ПАТЭС) «Академик Ломоносов», в реакторы которой сейчас производится загрузка ядерного топлива.

 

США, [27/09/2018] PRoAtom, Проекты подводных АЭС.

Концепция,  разработанная  учеными Массачусетского  технологического института  (MIT),  сочетает  две хорошо  наработанные  технологии: атомный  реактор  и  глубоководную  нефтяную  платформу.  В рабочем  состоянии  плавучие  АЭС  (ПАТЭС)  могут  быть расположены  в  относительно  глубоких  водах  вдали  от прибрежных  районов,  с  которыми  они  будут  связаны  лишь подводной линией электропередачи.

По  проекту  инженеров  MIT,  плавучая  АЭС  состоит  из главной  конструкции  диаметром  около  45  метров,  на которой  разместится  реактор  мощностью  300  МВт.

Альтернативный  проект  АЭС  мощностью  1100  МВт предусматривает  главную  конструкцию  диаметром 75 метров. В обоих случаях  главная конструкция включает жилые  помещения  и  вертолетные  площадки  для транспортировки  персонала,  по  аналогии  с  морскими буровыми платформами.

ПАТЭС  в США  находится  лишь  на  бумаге  в  виде инженерной идеи (concept design).

 

Франция, [27/09/2018] PRoAtom, Проекты подводных АЭС.

Компания  DCNS  разрабатывает  идею  подводного  атомного реактора  Flexblue  номинальной  мощностью  160  МВт. Согласно  концепции,  реактор  будет  заключен  в  корпус диаметром 14 метров и длиной 145 метров, его планируется расположить  горизонтально  или  на  океанском  дне,  или  не доходя  до  него,  на  глубине  30-100  метров.  Приоритетами разработки  стали  безопасность  и  компактный  дизайн. Минимальная  продолжительность  ядерного  топливного цикла  должна  составить 5  лет.  Концепция разрабатывается  с  прицелом  на  "физическое" строительство  в  2030-2040  годах.  Французские разработчики  сочли  подходящими  для  плавучих  АЭС реакторы следующих типов: 1) кипящие, 2) под давлением, 3)  с  перегретой  водой,  4)  быстрые  свинцово-висмутовые  и 5) с органическим охлаждением.

ПАТЭС  во  Франции  находится  на  стадии инженерной идеи (concept design).

 

Россия, [12.08.2016] Судостроение, ЦКБ МТ "Рубин" создал проект подводного энергокомплекса», главный конструктор ЦКБ "Рубин" Евгений Торопов.

Два проекта, разрабатываемых ЦКБ "Рубин", включены в обновленную программу социально экономического развития Арктической зоны до 2025 года. Проект "Айсберг", которым занимается ЦКБ "Рубин" и Фонд перспективных исследований (ФПИ), совместно с ОКБМ "Африкантов", это энергетическая подводная установка с водо-водяным атомным реактором, которая будет иметь следующие характеристики:

Время непрерывной работы без присутствия человека и техобслуживания не менее 8000 часов.

Номинальная электрическая мощность —  24 МВт.

Назначенный срок службы —  30 лет.

Назначенный ресурс —  200 тыс. часов (23 года).

Период автономной непрерывной работы - 8 000 часов.

"Для  подводного  энергетического  комплекса  мы  можем  создать  объект  с  использованием  реактора, отвечающего требованием МАГАТЭ*. На сегодняшний день технических и научных проблем для создания такого  комплекса  нет", —  цитирует  издание  Торопова,  рассказавшего  о  предварительных  итогах  2-го этапа реализации проекта "Айсберг".

Проект  ФПИ  "Айсберг",  запущенный  в  начале  2015  года,  предусматривает  создание  технологий  и технических  средств  для  полноценного  обеспечения  автономного подводного  (подледного)  освоения месторождений углеводородов в арктических морях в тяжелых ледовых условиях.

«Айсберг» от ЦКБ «Рубин» - ОКБМ «Африкантов»   находится   на  стадии инженерной идеи (concept design).

 

Россия, АО «НИКИЭТ», [11.12.2017] PRoAtom,  «Автономные атомные источники для энергообеспечения арктических месторождений», А.О. Пименов, заместитель Директора - Генерального конструктора по гражданским объектам, к. т. н.

В диапазоне мощности от 1 до 10 МВт предлагаются два проекта: АСММ на базе основной разработки реакторной установки «Шельф» и перспективный проект  «АТГОР» на базе газоохлаждаемого реактора малой мощности с открытым циклом.

Передвижная установка "АТГОР" на автомобильном полуприцепе способна выдавать 3,5 МВт тепловой и 0,4-1,2 МВт электрической мощности. Диспетчерский режим с шагом 200 кВт. Служить она может 60 лет, а перезагружать ядерное топливо в нее необходимо один раз в десять лет. АСММ «АТГОР» может иметь до 5 параллельных ГТУ на базе ГТД 9И56М (ОАО «Калужское опытное бюро моторостроения») с двумя независимыми источниками тепла (основной - ядерный реактор и пусковой (резервный) камера сгорания). Теплоснабжение осуществляется с использованием серийно выпускаемого котла. Время развертывания ТАСММ – менее 2 часов. Максимальный вес единичного оборудования, доставляемого на площадку АЭС, – около 180 т. Максимальный габарит транспортной упаковки составляет 5050 х 10300 мм.

Разработка находится   на  стадии проекта ( design).

 

Россия, ФЭИ имени А. И. Лейпунского, г. Обнинск.

Физико-энергетический институт целую линейку разработал таких маленьких реакторов,  и мы можем разместить их производство в том же институте", - сообщил журналистам депутат Госдумы РФ от Калужской области Геннадий Скляр. Такая энергоустановка просто завозится в арктический поселок, работает 10 лет и потом ей на смену привозится новая. Такой процесс считается специалистами экономически эффективным и экологичным.

Разработка находится   на  стадии идеи (idea).

 

Россия, ОКБМ им. И.И. Африкантова.

Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭC) «Академик Ломоносов».

Общее число работников составит 305 человек, среди которых 80 будут трудиться вахтовым методом, находясь на самой станции.

Начало строительства 2007 год, http://sudostroenie.info/novosti/21762.html.

Согласно проекту, ПАТЭС состоит из гладкопалубного несамоходного судна.

Водоизмещение — 21560 т.   Длина  — 144 м.    Ширина — 30 м.

Землетрясение (MSK-64) — до 9 баллов

Использовано  две реакторных установки типа КЛТ-40  (судовые водо-водяные реакторы) с тепловой мощность каждой 150 МВт;

Срок работы до среднего ремонта и полной перезагрузки (4 цикла по 3 года, отработанное топливо хранится на ПЭБ) — 12 лет;

Установленная мощность: Электрическая — 70/38 МВт; Тепловая — 50/146,8 Гкал/час.

Планируемая стоимость 21,5 млрд. руб.

Разработка построена в 2018 году, в эксплуатацию не сдана.


Сегодняшние итоги разработки и перспективы

В предшествующих моих статьях в PRoAtom и в этой статье представлена полезная информация студентам и настоящим инженерам и конструкторам новой техники для понимания того, какую технику делают сегодня и собираются создавать в ближайшей перспективе. И главное, какую действительно инновационную технику можно уже сегодня создать за те же деньги и сроки. Только надо напрячь мозги и потрудиться.

Турбо-ядерные электрогенерирующие установки, спроектированные по принципу Ядерной батарейки, это инновационная, новая платформа для развития малой энергетики и транспортных силовых установок на базе безопасного ядерного реактора.

Для получения интересующей Вас информации обращайтесь письменно заказным письмом в НАО «СИЛА ОКЕАНОВ» по адресу: ул. Ботино, дом 26А, г. Шатура Московской обл., 140700, Россия. Для открытой переписки можно пользоваться эл. почтой E-m: c.pluton@yandex.ru .

 

 

Литература:

1. Газотурбинные двигатели для энергетики. Южный турбинный завод «Заря» - «Машпроект»,  2007 - 24 с. презентация.

2. [28/09/2012] PRoAtom,   ВВЭР-ТОИ – Тупик, Обманка, Имитация. http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4045

3. Тариф Билибино 2-18 - Post_KGRCiT_29-12-2017_27-E5. ПОСТАНОВЛЕНИЕ ПРАВЛЕНИЯ

от 29 декабря 2017 года № 27-э/5, г. Анадырь, Россия.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Малая энергетика
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Малая энергетика:
Ядерные энергетические установки в космосе

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 3
Ответов: 3


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 8 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 24/10/2018
И ведь в "силе океанов" похоже не похмеляются...


[ Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 25/10/2018
Они похоже не точто не похмеляются, но и не просыхают..


[
Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 25/10/2018
"Планируемая стоимость 21,5 млрд. руб. Разработка построена в 2018 году, в эксплуатацию не сдана."

- так за 20 миллиардов уже построили или только планируется постоить?


[ Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 25/10/2018
Какие неугомонные, их в дверь - они в окно 


[ Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 25/10/2018
Ну всё, водная стихия освоена, пора в космос выходить - даёш ядерный пепелац!


[
Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 27/10/2018
 Несколько вопросов:1При запуске стартёра происходит раскрутка вала, и из центробежного компрессора поток рабочего тела под высоким давлением поступает в напорную камеру и далее в первый ход, на рис. 1 указано стрелками. - за счет чего происходит первоначальная раскрутка вала? Т.е. нужен какой-то внешний источник энергии для начала работы?2. С одной стороны "Холодная и горячая части активной зоны разделены плоскими жаропрочными перегородками, образующими корзину, которая заполнена шаровыми твэлами с гидродинамически прозрачной оболочкой. В корзине шаровые твэлы уложены в кубической упаковке" но с другой сторны, "В корзине активной зоны шаровые твэлы находятся компактно в виде шаровой формы, создавая условия критичности. Высыпание шаровых твэлов из корзины в «гробик» изменяет компактную форму на плоскую форму, при которой подкритичность ядерного топлива ещё больше увеличивается." - здесь некоторая несогласованность в описании активной зоны, возможно, это связано с наличием еще одной концепции, которую упомянули случайно.3  "Представляет определённый интерес реплика Калашникова Д.О. из НИКИЭТ: - «Никто чужие идеи и технические решения разрабатывать не будет. Свои разработки есть»- это почти приговор обсуждаемой разработке. Никто не будет делиться "пирогом" и ,тем более, отдавать его другому.Вообще говоря, проект довольно оригинальный и сильно отличается от того, что есть и у нас и за рубежом в этом направлении. Есть одна организация в Германии, которая тоже пытается работать в этом направлении и заинтересовать МАГАТЭ, но уже два года никак не может пробить это дело. Там две причины-отказ Германии от атомной энергетики и лобби против этого направления в МАГАТЭ, тоже люди бьются за свой кусок, видимо.В принципе, возможно сделать альтернативный расчет этой установки, совсем другой организацией. Но, опять же, нужны деньги.   


[ Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 30/10/2018
По некоторой информации этим занимается не только немцы, но и спасённый костяк конструкторов из Вестингауз. Также похоже на то, что международное право и все международные институты, в том числе патентные ведомства, канут в прошлое. По п. 2 описка, Ваша правда. Пишите на почтовый ящик.


[
Ответить на это ]


Re: Российский турбо-ядерный модуль (Всего: 0)
от Гость на 29/10/2018
Свои 5 копеек: СО2 даже без радиации после 800С имеет существенную долю СО.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru