Подводная ядерная электрогенерирующая установка – «Подводная мини-АЭС»
Дата: 05/02/2018
Тема: Малая энергетика


А.А.Виноградов, М.Н.Буров, П.Н.Морозов, А.О.Сидоров, М.К.Седов, А.В.Шишов, НАО «СИЛА ОКЕАНОВ» (Шатура) и ПАО «ОДК-Сатурн» (Рыбинск)

Всем конструкторам необходимо знать и помнить последствия аварий на всех ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем: натрием,  свинцом, сплавами свинца-висмута, никеля-висмута на всех объектах в мире, и учитывать эти знания в будущих конструкциях ядерных установок. Роберта Бартини, которого С.П.Королев считал своим учителем, как-то спросили: «Сможет ли социализм обогнать капитализм?». Бартини ответил: «Сможет. Если бежать наперерез». Нашему коллективу единомышленников близка такая тактика.



Но для начала оценим ситуацию, сложившуюся на сегодняшний день в судовом реакторостроении, поскольку и по мощности, и по габаритам судовые реакторы должны быть подходящими прототипами для подводной мини-АЭС.

1. Реакторные установки с жидкометаллическим теплоносителем

Разработка реакторной установки со свинцово-висмутовым теплоносителем, которая была начата  Александром  Лейпунским ещё в 50-х  годах прошлого века, доводилась в ОКБ «Гидропресс».

Компоновка СВБР в корпусе атомной подлодки оказалась неудачной: практически нет  свободных проходов, ручная и дорогая сборка по месту, реактор не безопасен, паровая турбина, тепловой шлейф за АПЛ, проект 645 (№ К-27),  1963 г. Свинцово-висмутовый реактор типа СВБР-75/100 и в гражданском варианте разработки ОКБ «Гидропресс» для малой энергетики оказался не пригоден.

Рис.1. РУ типа СВБР-75/100.

Технология реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем достигла  «максимума» в начале 80-х годов, ею были оснащены  самые скоростные и маневренные АПЛ. Наиболее удачная разработка - блочная ЯППУ БМ-40/А для второго поколения АПЛ с ЖМТ, НО опять (проект АПЛ 705К, 1977 г.) паровая турбина и тепловой шлейф за АПЛ, проблемы затвердевания  и разогрева свинцово-висмутого теплоносителя, стержневые твэлы и медленный выход на полную мощность, стесненный реакторный отсек, и т.д. В реакторной установке АПЛ проекта 705 протиснуться невозможно, не то чтобы собирать с пола разлитый, при разгерметизации 1-го контура, свинец. Вот слова мичмана о разработке ОКБ «Гидропресс», о реакторе БМ-40А, (гл. конструктор В.В.Ромин, 1974 г.): «Мало того, что сплав был радиоактивен, токсичен, но к этому надо добавить ещё большую температуру, которая была в отсеке, в районе разлива свинца». 9 чел. погибло сразу.

Рис. 2. Компоновка реактора БМ-40А в корпусе АПЛ проекта 705.

 

2.  Реакторные установки с водой под давлением для судов

В ОКБМ им. И.И.Африкантова была разработана РУ «РИТМ-200», и её модернизированные варианты, которые используются и сейчас на ледоколах.  РУ при тепловой мощности самого реактора 175 МВт, позволяет развить на валу до 30 МВт, или  55 МВ*А электрической электроэнергии, если без использования механики для  привода винтов.  Перегрузку топлива в РУ надо делать через каждые 7 лет, и выполнять её можно только в доке. Общий срок эксплуатации РУ составляет 40 лет. Для размещения РУ требуемые габариты места в трюме составляют 6*6 [м].

РУ типа «РИТМ-200» имеет ряд существенных недостатков, выражаясь ненаучным языком, эта «бочка с перегретой, с высоким давлением и радиоактивной водой греет океан», в том числе обладает большой инерционностью набора  скорости отхода судна от пирса (2-3 часа). РУ требует постоянное обслуживание экипажем. Перезагрузка ядерного топлива и ремонт РУ оказываются чрезвычайно длительными. Например, у Wyoming класса Ohio перезагрузка ядерным топливом требует 213 дней.

                               

Рис.3. РУ «РИТМ-200», 2017 г.

 

Таким образом, существующие в России на сегодняшний день судовые РУ, оказывается не подходят в качестве прототипа для подводной мини-АЭС.

Французские компании DCNS и AREVA представили свой проект малой атомной подводной электростанции Flexblue в феврале 2011. НИР по этой разработке продолжались  2 года. Предлагалось размещать ядерную электрогенерирующую установку в корпусе старой АПЛ или делать специальный корпус. Предполагалось вместить всё оборудование подводной электростанции в габариты (примерно): диаметр 13 м, длина 100 м. при электрической  мощности от 50 до 250 МВт.

Российская компания ПАО «НИКИЭТ» представила свой проект ядерной электрогенерирующей установки. А.О.Пименов, заместитель Директора - Генерального конструктора по гражданским объектам ПАО «НИКИЭТ», к. т. н. в статье «Автономные атомные источники для энергообеспечения арктических месторождений» сообщил: «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».

Атомная турбогенераторная установка (АТГУ) «Шельф» предлагается для энергоснабжения технических средств, работающих на нефтегазовых месторождениях, в том числе удаленных на значительное расстояние от берега и имеющих круглогодичный цикл работы в течение 25–30 лет. АСММ на базе установки «Шельф» является основной разработкой НИКИЭТ. Она может поставляться в виде готовой к эксплуатации энергокапсулы в составе «РУ + ТГУ» наземного или подводного исполнения, и «РУ» + «ТГУ» наземного исполнения. АТГУ «Шельф» включает двухконтурную атомную РУ с водо-водяным интегральным реактором тепловой мощностью 28 МВт, турбогенераторную установку, обеспечивающую выработку электроэнергии мощностью 6000 кВт (всего 6 МВ*А) и систему автоматизированного и дистанционного управления, контроля и защиты техническими средствами установки.

 

Рис.4. Разработки НИКИЭТ: а) подводное исполнение «РУ + ТГУ»; б) наземное исполнение «РУ + ТГУ»; в) наземное исполнение «РУ + *ТГУ».

Реактор находится под защитой страховочного корпуса (см. рис. 5), который при авариях типа LOCA (с потерей теплоносителя) обеспечивает 72 часа на принятие решения о дальнейших действиях. Турбогенератор доступен для ремонта. От воздействия внешних факторов всё закрыто защитной оболочкой. Поскольку реактор имеет низкую энергонапряженность, мощность можно варьировать в интересах заказчика.

Рис.5. Внутри защитной оболочки вокруг ядерного реактора установлен страховочный корпус.

Попросту говоря, наличие страховочного корпуса в конструкции ядерного реактора АО «НИКИЭТ» совершенно не исключает аварию типа LOCA, а только отодвигает её последствия на 72 часа. Пустое удорожание установки налицо. Нет также понимания в том, кто и чем за это время будут расхолаживать активную зону. Видимо обслуживающему персоналу надо будет залезать в бочку - в защитную оболочку. Вторым существенным неудачным техническим решением является сборка и монтаж защитной оболочки и всего оборудования АТГУ в полевых условиях. Ну, и конечно, электрическая мощность АТГУ маловата.

В НАО «СИЛА ОКЕАНОВ» к концу 2017 года разработаны основные положения и, на основе изобретений, концепция технических решений для проекта «Подводная ядерная электрогенерирующая установка». Технические решения в наиболее важных элементах изделия получили расчетное подтверждение их работоспособности.

Однако, как показал анализ результатов расчетов как таковых, в частности для ЯР с жидкометаллическим теплоносителем зоне ранее не известных значений его характеристик, нельзя доверять без экспериментального подтверждения результату расчета. И это, не смотря на то, что расчет  выполняется с помощью импортных кодов и  аттестованной, лицензионной программы.

Экспериментальная установка на малых мощностях нужна обязательно, как первый шаг проверки идеи создания необслуживаемой подводной ядерной электрогенерирующей установки, работающей длительное время в автоматическом режиме.

Основные положения проекта:

  1. Категорически не брать в проект старые, хоть и проверенные, технические решения, если они ухудшают характеристики задуманного изделия и делают его неконкурентным.
  2. В герметичную оболочку, несущую внешнее давление воды, должно помещаться только то оборудование (турбина, реактор и т.п.), которое  теоретически не может работать в воде под давлением погружения.
  3. Герметичная оболочка не должна иметь проходных соединений для внешних связей (кабельные гермопроходки, штуцеры, патрубки и т.п.), но иметь как можно меньшие размеры для выдерживания давления предельного погружения.
  4. То оборудование, которые теоретически может работать непосредственно в воде под давлением (электроприводы рулей, кабели, насосы и т.п.), но его ещё нет в природе,  то оно должно быть изобретено, испытано и подготовлена технология  его серийного изготовления  в России и из российских  материалов.
  5. По тем физическим явлениям и процессам, которые использованы или могут быть использованы в новых технических решениях установки, но по ним отсутствуют физические характеристики и расчетные формулы (в открытых и закрытых источниках технической разведки), должны быть проведены прямые экспериментальные исследования и получены все необходимые для расчетов установки  физические характеристики и формулы.

 

Концепция проекта подводной ядерной электрогенерирующей установки (что хотим и обеспечиваем в проекте)

  1. Абсолютную ядерную безопасность установки при хранении и эксплуатации.
  2. Срок хранения установки на специальном складе в заряженном виде, в т.н. «замороженном» не менее 50 лет.
  3. Транспортировку установки к месту эксплуатации любым транспортом (кроме воздушного).
  4. Сокращение срока монтажа установки у потребителя до нескольких недель.
  5. Срок работы установки с одной загрузкой ядерного топлива не менее 5 лет.
  6. Сокращение срока замены отработавшей установки на новую до 8 часов.
  7. Абсолютную автономность и автоматическую работу установки без обслуживания и в режиме слежения за нагрузкой в период между перегрузками ядерного топлива.
  8. Длительное выдерживание коротких замыканий во внешней сети нагрузки.
  9. Себестоимость 1 кВт*час электроэнергии не более 9 руб. (для 2017 г.).
  10. Общий срок эксплуатации установки 40-50 лет  (8-10 перезагрузок топлива).
  11. Численность персонала управления и охраны установки одной смены 3-5 ч.
  12. Обучение и уголовная ответственность за не соблюдения инструкций по эксплуатации установки.

 

Концепция подводной ядерной электрогенерирующей установки (чем  обеспечиваем в проекте)

  1. Уменьшением веса, габаритных размеров ядерного реактора, турбины, и др. оборудования установки, которое размещено в герметичном цилиндрическом корпусе диаметром не более 4 м, длиной не более 20 м.
  2. Сборкой и наладкой к эксплуатации на заводе-изготовителе до уровня «замороженного состояния» для хранения и транспортировки.
  3. Двухконтурным исполнением ядерного реактора на быстрых нейтронах с применением высокотемпературного жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) свинец-висмут в 1-ом контуре, и газообразного (или ионноомодифицированного)  рабочего тела СО2 высокого давления (близкого к состоянию сверхкритики) во 2-ом контуре.
  4. Использованием корпуса установки в качестве теплопередающей стенки теплообменника для сброса неиспользованного в пользу тепла в окружающую среду из 2-го контура.
  5. Использованием тепловой изоляции для активной зоны реактора, теплообменника,  газовой турбины, компрессора и рекуператора на выхлопе турбины с целью повышения к.п.д. и снижения скорости остывания установки.
  6. Использованием рекуперации (или подогрева газообразного рабочего тела после компрессора перед теплообменником энергией газа с выхлопа турбины, который охлаждается перед входом в компрессор) с целью повышения к.п.д. и снижения скорости остывания установки и отвердения ЖМТ.
  7. Расположением на одном валу газовой турбины, электрогенератора,  компрессора с электромуфтой и электродвигателем, обеспечивающим вращение ротора компрессора с окружной скоростью равной скорости вала или больше.
  8. Объединением в единый блок, вырабатывающий электроэнергию, всех элементов подводной ядерной электрогенерирующей установки (ЯЭУ), содержащихся в герметичном цилиндрическом корпусе, выдерживающем давление погружения.
  9.  Использованием в ЯЭУ абсолютно безопасного ядерного реактора (ЯР), который имеет из шаровых тепловыделяющих элементов с гидродинамически прозрачной оболочкой компактную активную зону, в которой есть система быстрого опустошения корзины активной зоны от ядерного топлива с последующим пассивным (без участия и действий оператора) раздельным охлаждением топлива, и реактора.
  10. Использованием в ЯЭУ ЯР на быстрых нейтронах, в котором ЖМТ в первом контуре движется через активную зону сверху вниз.
  11. Применением в базовом варианте качестве ЖМТ смеси свинца с висмутом, не создающей усадочных разрушающих механических напряжений на стенках оборудования при её затвердевании или плавлении в диапазоне возможных температур (но конструкция ЯР позволяет использовать и чистый свинец).
  12. Объединением ЯР с теплообменником второго контура и циркуляционными насосами ЖМТ, рекуператором, газовой турбиной и турбокомпрессором, и с другим оборудованием в единый автоматический блок, имеющим систему автоматического расплавления ЖМТ от энергии сжатого газообразного рабочего тела с помощью   теплообменника 2-го контура и специального канала в активной зоне.
  13. Системой управления и защиты (СУЗ) ЯР для регулировки нейтронно-физических параметров, которая использует шаровые поглощающие элементы в виде гибких гирлянд, проходящих через активную зону в каналах СУЗ между кассетами
  14. . АкЗ ЯР на днище корзины имеет шлюзы (колосники), раскрытие которых позволяет быстро извлечь (высыпать) из активной зоны вместе с ЖМТ ядерное топливо.
  15. Под АкЗ ЯР имеется устройство распределения выводимого потока ЖМТ и ядерного топлива в контейнеры «гробики», в которых после охлаждения и выдержки остаточного тепловыделения отработанное топливо может транспортироваться на переработку.
  16. В крышке корпуса ЯР над активной зоной имеется газовый клапан, который сам открываясь в момент раскрытия шлюзов, позволяет заполнить объём активной зоны газом из внутреннего объёма корпуса ЯЭУ, и тем самым ускорить процесс вывода ядерного топлива из активной зоны.
  17. В контейнерах «гробиках» ядерное топливо укладывается в плоские формы с большой физической подкритичностью с пропиткой ЖМТ, который затем охлаждается, снимая остаточное тепловыделение, и застывает.
  18. Тепловыделение от контейнеров «гробиков» за счет теплопроводности через стенку герметичного корпуса ЯЭУ передается забортной воде.
  19. ЯР интегрирован с теплообменником, который осуществляет нагрев во втором контуре газового теплоносителя, являющегося одновременно рабочим телом для газовой турбины  и  для разогрев ЖМТ  в момент пуска установки.
  20. Преобразование энергии рабочего тела в механическую энергию вращения производится в газотурбинной установке (ГТУ).
  21. В ЯЭУ применен высокотемпературный электрогенератор 3-х фазный, охлаждаемый рабочим телом турбины из наружной области рекуператора. 
  22. ЯЭУ в качестве устройства бесконтактной передачи электроэнергии применен высоковольтный высокотемпературный трансформатор проходной, который передаёт электроэнергию через немагнитную стенку герметичного корпуса во вторичные обмотки, с которых электроэнергия передается по кабелю в распределительное устройство на берегу или платформе газодобычи.
  23. Не использованное в пользу тепло, которое вырабатывает ЯР и другое оборудование ЯЭУ, передается забортной воде через герметичную стенку её корпуса.
  24. Для охлаждения рабочего тела на выходе газовой турбины (пред компрессором) используется выхлоп в рекуператор и далее во внутреннее пространство корпуса ЯЭУ, в котором происходит за счет конвективного теплообмена отвод тепла от рабочего тела и, далее, за счет теплопроводности стенки корпуса, передача этого тепла забортной воде.
  25. Внутри корпуса ЯЭУ всё оборудование, которое является источником тепла, имеет тепловую изоляцию.
  26. ЯР выводится из холодного состояния, т.н. «замороженного», в котором ЯЭУ поступает с завода-изготовителя на эксплуатацию, в рабочее состояние путём разогрева ЖМТ до нужной температуры с помощью газового теплоносителя второго контура, нагрев которого производится компрессором газовой турбины.
  27. АкЗ ЯР имеет корзину с кассетами призматической формы, каждая из которых заполнена шаровыми твэлами и выгорающими шаровыми поглотителями, имеющими гидродинамические прозрачные оболочки. 
  28. В кассетах вместе с шаровыми твэлами имеются шаровые выгорающие поглощающие элементы, количество которых и их распределение по объёму активной зоны реактора определяется исходя из требуемого времени непрерывной работы ЯЭУ с одной загрузкой ядерного топлива.
  29. Подводная ЯЭУ содержит безопасный ядерный реактор, который имеет из шаровых тепловыделяющих сборок с гидродинамически прозрачным чехлом компактную активную зону.
  30. АкЗ ЯР имеет СУЗ для регулировки нейтронно-физических параметров, которая использует шаровые поглощающие элементы, соединённые в виде гирлянды и проходящих через активную зону в каналах СУЗ между сборок.
  31. Подводная ЯЭУ в варианте применения в водоёме со стоячей водой поверх её герметичного корпуса имеется усилитель скорости течения обтекаемой воды.
  32. Подводная ЯЭУ для передачи электроэнергии к распределительному устройству на берегу водоёма производится по силовому электрическому кабелю, который способен работать непосредственно в воде под давлением погружения.
  33. В подводной ЯЭУ передача измеряемых параметров от оборудования ЯЭУ на дистанционный пульт управления, который может быть расположен в 1,5-2 км на берегу или на платформе на шельфе или в открытом океане,  и обратно команд управления производится с помощью ультразвукового кабеля, который способен работать непосредственно в воде под давлением погружения, и подсоединен к устройствам бесконтактной передачи сигналов на ультразвуковой частоте через стенку корпуса ЯЭУ.
  34. Подводная ЯЭУ работает в автоматическом режиме слежения за нагрузкой потребителя или под внешним управлением оператора, при котором её текущее значение тепловой мощности ЯР задаётся уровнем потребления электрической мощности с клемм высоковольтного высокотемпературного трансформатора проходного.

Применение указанных выше технических решений, п.п. 1-34, согласно предварительными расчетам, позволит реализовать базовый вариант подводной ЯЭУ, а также получить следующие  максимально допустимые значения её параметров в заявленных габаритах корпуса:

                                                                                                             База        Можно

Выходная эл. мощность на выходе проходного транс-ра, МВ*А                  50        до 150 

Электрическая мощность на клеммах генератора, МВ*А                             60        до 100

Потери энергии на проходном трансформаторе, %                                около 15

К.п.д. газотурбинной установки замкнутого цикла, %  при:

- «до критики» давление рабочего тела 7,5 МПа                                      12-27*        -»-

- «сверх критики» давление рабочего тела 20 МПа (Брайтон)                  38-50**       -»-

Тепловая мощность потребления газотурбинной установкой, МВт       290* до 300  120** до 300

Требуемая тепловая мощность ядерного реактора, МВт (до критики)  300* до 700

                                                                              (сверх критики)   150** до 700

Температура теплоносителя на входе/выходе из активной зоны, 0С      400/950    400/1200

Макс. возможный сброс тепла через стенку в забортную воду, МВт

                        в стоячую воду                                                                до 50

                        в текущую со скоростью  5 м/с                                        до 200

Масса ЯЭУ  около 450 т.

Должна выдерживать боковые ударные нагрузки   до 7g.

 

Реализация проекта позволит получить следующие характеристики подводной ЯЭУ (некоторые из них являются уникальными):

1)      Транспортировка: любым видом транспорта за исключением воздушного.

2)      Для монтажа на площадке не требуется подъёмный кран.

3)      Время хранения в «замороженном» состоянии до 50 лет.

4)      Требования к площадке для монтажа: наличие водоема с локальной глубиной от 50 м.

5)      Время монтажа или замены ЯЭУ: около 8 часов (аналогов нет!).

6)      Время работы ЯЭУ (промежуток времени между заменами): 3 – 5 лет.

7)      Режим работы ЯЭУ:  автоматический по факту потребления мощности, но не выше максимально допустимой (среди ЯЭУ аналогов нет!).

8)      На глубинах в воде больше 100 м отсутствует вероятность терактов и внешних разрушающих воздействий (от падения самолета, урагана и т.п.).

9)      Не требуются наросты различных, мешающих друг другу, дорогих систем безопасности (водородной, бетонных оболочек, контаймента и т.п.).

10)  Дежурный персонал и охрана(смена) на берегу: кол-во 3–5 чел. или 1 робот.

11)  Перегрузка ядерного топлива и обслуживание только на заводе-изготовителе подводной ЯЭУ, облучение персонала и окружающей среды практически не может произойти.

12)  Стоимость 1 кВт*час: около 9 рублей (из учета только одной перегрузки ядерного топлива).

Концепция подводной ядерной электрогенерирующей установки (положительные качества проекта)

1. Использование ядерного реактора на быстрых нейтронах:

            - уменьшается оперативный запас реактивности в активной

              зоне и в пределе позволяет выйти на величину меньше β;

            - поднимается энерговыделение, воспроизводство и выгорание топлива;

            - увеличивается длительность кампании.

2. Переход от стержневого твэла и ТВС на шаровые твэлы с гидравлически прозрачной оболочкой:

 - полная роботизация производства изготовления, обращения,

  переработки и утилизации топлива;

- увеличиваются теплообменная поверхность и тепловая       

  мощность, снимаемая с единицы объёма активной зоны;

 - уменьшаются гидравлические потери на прокачку

  теплоносителя в активной зоне реактора;

- работоспособность активной зоны в любых положениях;

- транспортировка топлива воздушным транспортом с десантированием.

3. Уменьшено количество систем безопасности:

            - пассивный отвод тепла от активной зоны к конечному

              поглотителю без вмешательства оператора;

            - исключить компьютерное программное управление во всех

              системах безопасности.

4. Устойчивость к силовым динамическим нагрузкам с любого направления,

    землетрясениям до 9 балл.

5. Защита подводной мини-АЭС от терактов глубиной погружения.

6. Простата процесса утилизации ЯЭУ на заводе по технологиям АО «НИКИЭТ»: - «К 2020–2022 годам проблема утилизации АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем будет решена».

Концепция подводной ядерной электрогенерирующей установки (конструкция)

Рис. 6. Обозначения: 1 - герметичный корпус; 2 - активная зона ядерного реактора; 3 – колосники сброса ядерного топлива из активной зоны; 4 – контейнеры для сброса топлива («гробики»); 5 - тепловая перегородка; 6 – аппаратура ультразвукового управления;  7 – блок управления; 8 – СУЗ; 9 – газовый клапан; 10 – канал СУЗ; 11 – рекуператор 1 для разогрева; 12 – газовая турбина; 13 – рекуператор 2 основной; 14 – компрессор; 15 – электродвигатель компрессора; 16 – опорные кольца; 17 – магнитопрозрачная стенка корпуса; 18 – проходной трансформатор высоковольтный; 19 – генератор электрический; 20 – насос ЖМТ циркуляционный 1-го контура реактора; 21 – теплообменник 1-го контура.

Поддержка концепции подводной ядерной электрогенерирующей установки

(поданные заявки на получение патента)

  1. Шаровой тепловыделяющий элемент                                          – 2017110201
  2. Шаровой поглощающий элемент                                                 – 2017110208
  3. Шаровая тепловыделяющая сборка                                             – 2017110215
  4. Активная зона с шаровыми тепловыделяющими сборками            – 2017110218
  5. Активная зона ядерного реактора                                                – 2017110196
  6. Система управления и защиты ядерного реактора с шаровыми элементами                                                                                                   – 2017110210
  7. Обмотка конусная для высоковольтного трансформатора             – 2017142933
  8. Высоковольтный и высокотемпературный трансформатор            – 2017142931
  9. Электродвигатель с косыми магнитными полями                          – 2017120558
  10. Градирня сухая для жаркого климата                                          – 2016145623
  11. Глубоководная атомная подводная лодка                                    – 2017142936
  12. Подводная ядерная электрогенерирующая установка                  – 2017142937
  13. Подводное судно с ядерной установкой для поиска и разработки на дне океана месторождений полезных ископаемых                                        – 2017145339
  14. Многофункциональная глубоководная атомная подводная лодка 21-го века                                                                                                  – 2017139956

и другие.

Концепция подводной ядерной электрогенерирующей установки (выгодные области применения проекта)

Корпорация JOGMEC, Япония, подсчитала, что стоимость добытого ими газа может колебаться от $400 до $1500 за тысячу кубометров. На фоне средней спотовой цены природного газа в США ($120) выглядит дороговато.  Анализ показал, что затраты на добычу газа с поверхности океана действительно сейчас, а скорее всего и в будущем, будут значительными. А вот добыча и сжижение газа непосредственно на дне океана будет выгодной, более чем в десятки раз.

Но, опять-таки, если применить глубоководное оборудование. Это чистая физика и технологические возможности государства в создании глубоководной техники и ядерной электрогенерирующей установки, способной работать на больших глубинах автоматически.

Электроснабжение под водой это экономическая основа добычи полезных ископаемых!

Ни японцы, ни китайцы, ни американцы таких научных идей и технологических решений даже близко не имеют, пока, если не украдут у России. Нельзя допустить, чтобы первыми достигли успеха «JOGMEC» или «Ohio Replacement Program».

Чистый водород  - наилучшее экологически чистое топливо!       

Основной проблемой получения чистого водорода с помощью паровой конверсии метана является образование в ходе реакции углекислого газа,  и далее, парникового эффекта. Но можно получать разделение метана  на химически чистые углерод и водород другим способом. За счет продувания пузырьков метана через расплав температурой около 1000 градусов эффективность конверсии метана в таких колоннах достигает 95 процентов. По словам авторов работы, опубликованной в Science, наиболее эффективным катализатором оказался сплав, который содержит 27 процентов никеля и 73 процента висмута. В качестве источника высокой температуры ЖМТ  можно применить ЯР от ЯЭУ, (см. рис. 7).

Рис.7. Ядерный катализатор метана

Подводная ЯЭУ является универсальным источником электроэнергии. Если заменить обычный трёхфазный генератор на специальный, вырабатывающий переменное напряжение формы и частоты, которые необходимы для электродвигателей с косыми полями, то получаем возможность использовать ЯЭУ в судостроении. На основе электродвигателя с косыми полями разработан проект реактивной тяговой установки (РТУ) для судов, ледоколов и кораблей. РТУ позволяет снизить акустические шумы в разы, увеличить скорость и манёвренность судна.  Размещение ЯЭУ в судне, например в ледоколе, должно быть сделано в герметичном  канале, располагаемом ниже ватерлинии, (см. рис. 8), в котором нужно создать расход забортной воды для охлаждения ЯЭУ.

                                                            Рис. 8.

В заключение хотелось бы напомнить слова С.П.Королева:  «То, что казалось несбыточным на протяжении веков, что еще вчера было лишь дерзновенной мечтой,  сегодня становится реальной задачей,  а завтра – свершением!»

 

По материалам доклада на семинаре во ВНИИАЭС ГК «Росатом», февраль 2018 г.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=7862