Опыт применения ядерных реакторов с ЖМТ(жидкометаллический теплоноситель),в частности на апл К-27(645 проект) и апл 705 проекта

Работы над созданием быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем (БР с ЖМТ) в нашей стране были начаты в 1950-х годы одновременно с созданием первых водо-водяных реакторов для подводных лодок. Этой проблемой продолжают заниматься: ФГУП ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), ФГУП РНЦ РФ-ФЭИ им. ак. Лейпунского А.И. (г. Обнинск), ГНИПКИИ «Атомэнергопроект», НПО «Аврора», ФГУП СПМБМ «Малахит» (Санкт-Петербург).
В 1963 году в состав ВМФ вошла первая опытная атомная подводная лодка (АПЛ) «К-27»  645 проекта с энергетической установкой, имевшей реактор на промежуточных нейтронах (РПН) с ЖМТ. В качестве теплоносителя был использован эвтектический сплав свинец-висмут (СВТ). В связи со слабой изученностью свойств СВТ на тот период на «К-27» в 1968 году произошла авария с оплавлением части активной зоны. С учетом опыта эксплуатации «К-27» было построено семь АПЛ проекта 705 с одним РПН с ЖМТ на каждой.

На фотографиях-слева апл К-27,справа апл 705 проекта.



Эти корабли имели превосходные скоростные качества,  высокую маневренность и энергетическую эффективность ЯЭУ (КПД = 21%), на любых режимах без создания запаса мощности, а значит и без перерасхода энергозапаса активных зон. Уникальные характеристики АПЛ 705 проекта  и его АЭУ отмечены в книге «Рекордов Гиннеса».

 Кроме атомных подводных лодок были построены два полномасштабных наземных реакторных стенда-прототипа в ФЭИ  в Обнинске и в НИТИ в Сосновом Бору. Общая наработка реакторных установок с ЯР с ЖМТ составила около 80 реакторо-лет без единой ядерной аварии.

При эксплуатации АПЛ 705 проекта случались аварийные происшествия вплоть до вытекания теплоносителя 1-го контура  из реактора в отсек. Но переоблучения персонала выше установочных норм при проведении ремонтных и аварийных работ на кораблях, в том числе и с оборудованием не замерзшего первого контура, не было.
 Для поддержания сплава в жидком состоянии необходимо было нести вахту в энергетических отсеках и на пульте главной энергетической установки даже в базе, поддерживая мощность реакторов на минимальном уровне, или принимать пар с берега для обогрева ЖМТ 1-го контура.

 Несмотря на эти недостатки, за 25-летний период работы  РПН  и РБН с ЖМТ продемонстрировали более эффективную и безопасную ядерную энергетическую технология, не имеющую аналогов в мировой практике. Работы по совершенствованию этой технологии продолжались и после окончания срока службы АПЛ 705 проекта. Проведение принципиальных доработок, устранивших вскрытые недостатки, сегодня позволяет  внедрить ядерную технологию с ЖМТ реакторами для ледокольного флота и плавучих АЭС.

Перспективы использования ЯЭУ с ЖМТ
С учетом опыта эксплуатации ЯЭУ с ЖМТ на АПЛ ряд организаций:  ЕЦН РФ-ФЭИ, ФГУП ОКБ «Гидропресс», ГНИПКИ «Атомэнергопроект», калужский турбинный завод, НПО «Аврора», СПМБМ «Малахит» выполнили концептуальный проект модульной АЭС с двумя блоками на базе модульных ППУ с многоцелевыми свинцово-висмутовыми реакторами на быстрых нейтронах (СВБР–75/100, электрической мощностью 75 или 100 МВт в зависимости от параметров пара).

Союз Российских Судовладельцев обратился в СПМБМ «Малахит» с просьбой оценить возможность использования ЯЭУ с ЖМТ при освоении арктического шельфа и для реализации Морской доктрины РФ на трассе Северного морского пути. По мнению главного конструктора судовых энергетических установок СПМБМ «Малахит» В.В.Замукова наиболее рациональным направлением обеспечения электроэнергией и теплом северного и восточного побережья РФ, удовлетворяющим современным требованиям экономичности, ядерной, радиационной и экологической безопасности, является создание плавучих атомных станций ограниченной мощности, использующих ЯР с ЖМТ.  Такого же мнения придерживается и  главный конструктор ФГУП ОКБ «Гидропресс» В.С.Степанов.

Главная проблема технологии тяжелого теплоносителя – проблема периодической очистки теплоносителя после вскрытия первого контура или попадания в него воды – сегодня уже решена.

Немалую роль в усовершенствовании ППУ с СВТ могло бы  сыграть применение биологической защиты из теплоаккумулирующего твердого материала (например, из химически пассивного кристаллического спрессованного порошка LiF, обладающего высокой теплоемкостью) вместо  металловодной. Биологическая защита – тепловой аккумулятор (БЗ-ТА) с температурой от 700ºС до 1000ºС полностью решает проблему поддержания сплава в жидком состоянии. Кроме того энергия нейтронов и γ-излучения, преобразованная в БЗ-ТА в теплоту, может быть возвращена в паротурбинный цикл, повышая таким образом экономичность ЯЭУ.

Размещение в БЗ-ТА аварийных парогенераторов (ПГ) и электронагревателей позволяет работать без дроссельно-увлажнительного устройства и травления пара на главный конденсатор. Недостаток пара при маневрировании и переменных нагрузках можно компенсировать подключением аварийных ПГ, использующих тепло БЗ-ТА.  А возникающие избытки пара  можно сбрасывать для турбогенераторов с целью электрообогрева БЗ-ТА. Эксплуатационная экономичность в условиях реверсирования и маневрирования, таким образом, повышается, что особенно важно для атомных ледоколов.

Перспективность и конкурентоспособность «малой» атомной энергетики зависит не только от ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации, но и при транспортировании, хранении, утилизации и захоронении, а  стоимость производства установок – от их серийности. Применение в «малой» энергетике унифицированных интегральных ЯЭУ с СВТ на быстрых нейтронах, благодаря их внутренней самозащищенности, компактности, маневренности, высокому КПД и большому сроку службы активных зон, выгодно отличают их от ППУ с ВВР.

Опыт эксплуатации ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на промежуточных нейтронах на атомных подводных лодках, опыт проектирования и эксплуатации интегральных стационарных ядерных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем на быстрых нейтронах, разработанных ФГУП ОКБ «Гидропресс», позволяет говорить о перспективности перехода к таким установкам для атомных ледоколов, боевых кораблей, атомных электростанций заполярных прибрежных и шельфовых месторождений полезных ископаемых в новых экономических условиях.
авторы-
 В.И.Сычиков, д.т.н., проф.ВМИИ, капитан I ранга,  В.В.Наумов, контр-адмирал в отставке, Ю.Л.Дьяченко,с.н.с.музея ГМА им.ад.С.О.Макарова
По материалам сайта-
http://www.antiatom.ru/2008_3-21.php

Мнение  автора блога не всегда совпадает с мнениями авторов публикуемых материалов. Прошу всех, кто не равнодушен к обсуждаемым вопросам,    пишите на мой адрес