Реактор на жидком металле
Использование в судовых ЯЭУ жидкометаллических теплоносителей диктуется следующими соображениями:
- низким давлением теплоносителя первого контура благодаря высоким температурам кипения ЖМТ (жидкометаллический теплоноситель) (для сплава Na – K ts = 830 °C, для лития ts = 1320 °C, для сплава Pb – Bi ts = 1670 °C) ;
- малыми массогабаритными характеристиками реакторного оборудования, обусловленными более интенсивной теплопередачей между ЖМТ и рабочим телом второго контура;
- высокими параметрами генерируемого пара, обусловленными высокими температурами теплоносителя первого контура;
- высоким КПД установки, зависящим от начальных параметров пара и высоких рабочих температур термодинамического цикла.
Для предотвращения застывания теплоносителя в трубопроводах первого контура и в активной зоне реактора, практически все установки с ЖМТ включают в свой состав специальную систему обогрева, поддерживающую теплоноситель в расплавленном состоянии при выведенном из действия реакторе.
Двухконтурная ЯППУ с жидкометаллическим теплоносителем
В рассматриваемой ЯППУ (ядерная паропроизводящая установка) с жидкометаллическим теплоносителем (эвтектический сплав Pb − Bi ) используется реактор на промежуточных нейтронах с гомогенной активной зоной (однородная смесь высокообогащенного урана и бериллия). Вокруг активной зоны размещается кольцевой бериллиевый отражатель нейтронов.
Систему первого контура установки, представленной на рис. 40, можно разделить на главную циркуляционную систему , в которой теплоноситель циркулирует от реактора к парогенераторам и обратно, и вспомогательную. Циркуляционный насос первого контура подает сплав в активную зону реактора с температурой около 270 °C. При прохождении через активную зону температура сплава повышается до ~ 450 °C, после чего теплоноситель поступает в парогенератор. В установке используется парогенератор с МПЦ, состоящий из сепаратора, двух теплообменных секций – испарительной и пароперегревательной, и насоса многократной принудительной циркуляции. Теплоноситель последовательно проходит через секции ПГ (парогенератор), передавая тепло сначала пару в пароперегревательной секции, а затем воде и пароводяной смеси – в испарительной. После парогенератора теплоноситель поступает в сепарирующую емкость, и далее – на всасывание ЦНПК (циркуляционный насос первого контура).
Назначением вспомогательной циркуляционной системы является обеспечение сепарации теплоносителя первого контура, компенсация его тепловых расширений, сбор протечек теплоносителя и возврат этих протечек в главную циркуляционную систему.
Так как ЖМТ не обладает замедляющими свойствами, любое попадание даже небольшой массы воды (пара) в активную зону реактора способно вызвать мощный неконтролируемый всплеск реактивности. Вода или пар могут попасть в теплоноситель при неплотности (течи) трубной системы парогенератора из-за того, что давление рабочего тела во втором контуре выше давления теплоносителя в первом контуре. Для предотвращения попадания воды (пара) в активную зону организуется дренаж части теплоносителя в буферную емкость из верхних частей реактора, секций парогенераторов и сепарирующей емкости. При таком условии все возможные протечки воды или пара в первый контур установки попадают в газовый объем буферной емкости, минуя активную зону реактора. Сдренированный в буферную емкость сплав возвращается обратно в главный циркуляционный контур насосом возврата протечек.
Система инертного газа (гелия) предназначена: для создания инертной атмосферы над свободной поверхностью сплава в буферной емкости с целью предотвращения образования оксидной пленки; удаления паров воды при течах парогенератора; уплотнения вала ЦНПК; подачи газа в чехлы стержней системы регулирования; осуществления технологических операций. В случае попадания воды второго контура в первый контур ее пары скапливаются в газовой полости буферной емкости. Микронагнетатель системы инертного газа постоянно прокачивает газ, находящийся в буферной емкости, через аварийный конденсатор, фильтр и гамма-датчик. При этом пары воды (если таковые попали в буферную емкость), конденсируются в аварийном конденсаторе и удаляются за борт судна. Инертный газ из газовой системы направляется также на уплотнения ЦНПК и в чехлы стержней системы управления и защиты реактора.
Питательная вода второго контура подается питательным насосом через ионообменный фильтр в сепаратор парогенератора, где смешивается с котловой водой. Котловая вода забирается насосом многократной принудительной циркуляции, подается в испарительную секцию ПГ, образовавшаяся пароводяная смесь поступает обратно в сепаратор. В сепараторе пар отделяется от воды и направляется в пароперегревательную секцию ПГ. Перегретый пар поступает в главную турбину, приводящую в действие движитель судна, а также на вспомогательные механизмы – турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию, и турбопривод ЦНПК.
Расхолаживание установки непосредственно после остановки реактора осуществляется через парогенераторы со сбросом образующегося в них пара на главный конденсатор, а при снижении остаточных тепловыделений в активной зоне – через конденсатор расхолаживания , включенный в паровое и водяное пространства сепаратора и охлаждаемый забортной водой четвертого контура. В аварийных случаях расхолаживание реактора осуществляется через систему каналов расхолаживания , расположенных в корпусе реактора вокруг активной зоны и охлаждаемых водой третьего контура.
Специфической для рассматриваемой установки является система обогрева первого контура, которая обеспечивает поддержание теплоносителя в расплавленном состоянии (tпл = 125 °C ) при выведенном из действия реакторе. Для этого все трубопроводы первого контура обогреваются змеевиками системы обогрева, в которые подается греющий пар или горячая вода с температурой большей, чем температура застывания сплава.
Магнитогидродинамические ядерные энергетические установки с ЖМТ
Перспективность использования жидкометаллических МГДГ на судах обусловлена их малыми массогабаритными показателями и малошумностью работы. Для разгона жидкого металла в МГД-канале применяется энергия паровой фазы. В этом случае возможны варианты жидкометаллической МГД-установки с сепарацией пара и с конденсацией пара в инжекторе.
В схеме установки с сепарацией пара (рис. 41.а) жидкий металл (калий или натрий) нагревается и частично испаряется в ядерном реакторе тепловой мощности Q1. Образовавшаяся двухфазная смесь ускоряется в сопле, где тепловая энергия смеси преобразуется в кинетическую. В сепараторе пар отделяется от жидкой фазы и поступает в конденсатор, в котором отдает часть теплоты – Q2 морской воде. Отсепарированный жидкий металл с большой скоростью поступает в МГД-канал, в котором кинетическая энергия металла преобразуется в электрическую: Pэ = Q1-Q2. При торможении в диффузоре и с помощью насоса восстанавливается первоначальное давление металла, необходимое для возвращения его в реактор.
В схеме МГД-установки с конденсацией пара в инжекторе (рис. 41.б) жидкий металл нагревается и частично испаряется в ядерном реакторе. Влажный пар поступает в паровое сопло инжектора – конденсатора. Для конденсации паровой фазы из охладителя поступает жидкий металл. Конденсация происходит на всей длине камеры смешения инжектора и заканчивается скачком уплотнения. Образующаяся смесь несколько повышает свое давление в диффузоре и поступает в МГД-канал, где кинетическая энергия жидкого металла преобразуется в электрическую. После прохождения канала металл разделяется на два потока: один поступает в охладитель, второй – в активную зону реактора.
Конструкция ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент) установок с ЖМТ практически не отличается от конструкции ТВЭЛ водо-водяных реакторов. В основном в реакторах с ЖМТ используются стержневые ТВЭЛ с гладкой или оребренной стенкой, скомпонованные в тепловыделяющие сборки квадратной или шестиугольной формы. Транспортировку ЖМТ в контуре установки можно организовать как с помощью обычных циркуляционных насосов, так и с помощью электромагнитных насосов, работающих по принципу МГД-канала. В электромагнитных насосах электрический ток, протекающий через канал с жидким металлом, взаимодействует с магнитным полем, в которое помещен канал. В результате взаимодействия возникает электромагнитная сила, перемещающая жидкометаллический теплоноситель вдоль канала.
Благодаря незначительным массогабаритным показателям, присущим установкам с ЖМТ, наиболее перспективным направлением является их применение в качестве главной энергетической установки глубоководных обитаемых аппаратов.
Литература
Судовые энергетические установки. Комбинированные и ядерные установки. Болдырев О.Н. [2007]
Почему не смогли прижиться жидкометаллические реакторы на атомных подводных лодках? На примере 705 проекта
Использование атомной энергетики как в гражданском, так и в военном судостроении без преувеличения можно назвать технической революцией. С ее внедрением произошло скачкообразное повышение одновременно целого ряда важнейших тактико-технических показателей судов и кораблей: скорости хода за счет роста мощности двигателей, грузоподъемности вследствие сокращения объемов возимого топлива, автономности плавания и ряда других качеств.
РЕВОЛЮЦИЯ НА ФЛОТЕ
Особую роль играет атомная энергетика в подводном флоте. Здесь определяющим фактором стало то, что атомный реактор, имеющий самые высокие удельные показатели производительности энергии (количество вырабатываемой энергии на единицу массы установки) для своей работы не требует окислителя. Таким образом, энергетическая установка атомного корабля может обходиться без связи с атмосферой.
В то же время она вырабатывала такое количество энергии, что ее хватало, помимо прочего, и для весьма энергоемких систем дистилляции воды с последующим выделением из нее путем электролиза кислорода, необходимого для поддержания нормального состава атмосферы в отсеках корабля. Предшественники атомных подводных лодок (АПЛ), по сути, лишь назывались подводными, было бы корректней называть их «ныряющими».
Их основной двигатель — дизель не мог обходиться без связи с атмосферой, откуда он черпал необходимый для работы кислород и куда выбрасывал свои выхлопные газы. Поэтому дизель-электрические подводные лодки двигались преимущественно в надводном положении и погружались («ныряли») лишь при необходимости. Под водой их гребные винты приводились в движение электромоторами, питаемыми от аккумуляторных батарей, требовавших, в свою очередь, подзарядки от дизель-генераторов, для которых необходима связь с атмосферой.
Использование на подлодках атомных энергетических установок сделало их подводными в прямом смысле слова. Теперь время их пребывания под водой стало практически неограниченным, а полная автономность (т. е. продолжительность нахождения вне базы) определялось главным образом морально-физическим состоянием экипажа подлодки. Одновременно существенно повысились скорость подводного хода (у АПЛ она превосходит скорость надводного плавания), а также такой важнейший для подводной лодки показатель, как скрытность.
Надо сказать, что все так называемые атомные корабли, будь то подводные лодки, крейсеры, авианосцы или ледоколы, по сути своей являются пароходами, поскольку их гребные винты приводятся в движение паровыми турбинами. Их отличие от старых, знакомых нам с детства пароходов состоит лишь в том, что необходимый для паровых машин либо турбин пар образуется не в обычных котлах с топками, сжигающими уголь, мазут или газ, а в заполненных ураном атомных реакторах.
Огромное количество выделяемого внутри реактора тепла выводится теплоносителем, в роли которого выступает вода. Чтобы вывести максимально возможное количество тепла, вода в реакторе нагревается до 200 и более градусов. Одновременно заполняющая реактор вода (точнее — бидистиллят) играет роль замедлителя нейтронов в ходе происходящей в реакторе цепной реакции (оттого реакторы подобного типа называют «водо-водяными»). Превратиться преждевременно в пар воде не позволяет создаваемое в реакторе высокое давление. А пар для турбины получают из второго контура теплообменника, в первый контур которого поступает под давлением нагретая реактором вода. Причем, в связи с высокой радиоактивностью воды первого контура, она не соприкасается напрямую с водой контура второго. Но дальнейшее повышение давления в реакторе с целью повышения температуры отводимой из него воды ограничено условиями сохранения прочности самого реактора и трубопроводов, а также конструкцией циркуляционных насосов первого контура (ЦНПК). Поэтому энергетики в погоне за максимально возможным отбором из реактора тепла (т. е. энергии) давно ведут поиски замены воды как теплоносителя.
НА СМЕНУ ВОДЕ ПРИХОДИТ МЕТАЛЛ
И здесь в качестве перспективной альтернативы воде рассматриваются легкоплавкие металлы, конечно, в их жидкой фазе. Теплопроводность и теплоемкость их значительно выше, чем у воды, их можно нагревать до более высоких температур, не создавая при этом высокого давления, что позволяет отказаться от сверхпрочного и тяжеловесного оборудования.
Кроме того, жидкие металлы имеют малую упругость собственного пара. Давление в системе определяется только необходимостью поддержания требуемого напора в первом контуре, которое обычно не превышает 7 атм. Низкое давление существенно упрощает конструкцию и эксплуатацию как реактора, так и вспомогательного оборудования.
Высокая электропроводность жидких щелочных металлов позволяет использовать полностью герметизированные электронасосы, а расход энергии, необходимой для прокачки жидких металлов, лишь немногим превышает такой же показатель водяных ЦНПК. Из жидких металлов лучшие характеристики по расходу энергии на прокачку имеют щелочные металлы.В отличие от других жидких металлов, натрий, как и расплав «натрий-калий», оказывают весьма незначительное коррозионное и эрозионное воздействие на конструкционные материалы.
Наиболее дешевым из жидких металлов является натрий, затем идут свинец и калий. Поскольку объем теплопередающей системы обычно относительно невелик, а перезарядка производится редко, затраты на теплоноситель незначительны. Однако использование в качестве теплоносителя жидких металлов имеет свою специфику и рождает новые проблемы. Так как щелочные металлы обладают высокой химической активностью, серьезную опасность представляет их реакция с водой, поэтому должны быть предусмотрены устройства, обеспечивающие взрывобезопасность. Соприкосновение с паром или с кислородом воздуха в этом отношении неопасно (поддерживающейся реакции горения нет), но чтобы избежать окисления металла, необходимо исключить его соприкосновение с воздухом. Наличие нерастворимых в жидком натрии его окислов может привести к закупорке отдельных каналов. Поэтому натрий, как и натрий-калий, приходится хранить в среде инертного газа (гелий либо аргон).
И все же необходимость дополнительных усилий и затрат для решения названных проблем компенсируется тем, что с помощью жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) можно снять с реактора больше энергии либо для получения потребного количества энергии использовать реакторы меньших размеров и массы. Последнее немаловажно при использовании атомных реакторов на кораблях, прежде всего на подводных лодках. Казалось бы, все довольно просто. Теоретически. А что показала практика?
АМЕРИКАНСКИЙ ЭКСПЕРИМЕНТ
Работы по созданию первых жидкометаллических реакторов начались практически одновременно в США и СССР еще в 50-х гг. прошлого века. Американцы оказались немного впереди: уже в июле 1955 г. была спущена на воду, а 30 марта 1957 г. введена в строй вторая атомная подводная лодка США «Сивулф». Она была почти копией американского атомного первенца «Наутилуса», но отличалась тем, что была оснащена атомным реактором с ЖМТ, в качестве которого использовался жидкий натрий.
Но во время ходовых испытаний лодки произошла авария реактора, связанная с разгерметизацией заполненного радиоактивным ЖМТ первого контура. Погибли люди, ставшие первыми жертвами жидкометаллических технологий. В 1958 г. реактор на «Сивулфе» был заменен на водо-водяной, аналогичный стоящему на «Наутилусе». После этого «Сивулф» благополучно прослужил еще до 1987 г., а на реакторах с ЖМТ в США была поставлена жирная точка.
СОВЕТСКАЯ «НАГАСАКИ»
В СССР разработка реакторов с ЖМТ проводилась в Физико-энергетическом институте под руководством академика Академии наук Украинской ССР Александра Лейпунского. Одним из первых случаев практического применения подобного реактора стала его установка на опытной подводной лодке К-27, построенной в 1963 г. Этот корабль отличался от первой советской АПЛ «Ленинский комсомол» только тем, что вместо водо-водяных реакторов на нем были установлены реакторы с ЖМТ, в роли которого выступал расплав «свинец-висмут».
В мае 1968 г. К-27 вышла в море для проверки работы реакторов в разных режимах, в том числе и на максимальной мощности. В этом походе произошла авария одного из двух реакторов, связанная, как и на «Сивулфе», с разрывом первого контура. Девять членов экипажа, получившие огромные дозы облучения, погибли, среди остальных многие были поражены лучевой болезнью. За лодкой закрепилась кличка «Нагасаки» («Хиросима» уже была отдана К-19, еще в 1961 г. пережившей тяжелую аварию одного из двух своих водоводяных реакторов).
К-27 оказалась настолько сильно заражена радиоактивно, что ремонтировать ее было практически невозможно. Ни флот, ни промышленность не знали, как с ней поступить. В итоге вопрос был решен по-советски просто: в 1979 г. лодка была исключена из состава ВМФ, а в сентябре 1982 г. отбуксирована в Карское море и затоплена у северо-восточных берегов Новой Земли в заливе Степового. Теперь к ее «титулам» флотские остряки добавили «вечно подводная». Но и после трагедии К-27 в СССР решили не отказываться от заманчивой идеи использования на АПЛ реакторов с ЖМТ.
ЛЕГЕНДАРНЫЙ 705-й ПРОЕКТ
Еще не была спущена на воду К-27, а в родившем ее конструкторском бюро (ныне СПМБМ «Малахит») один из ведущих специалистов А. Б. Петров выступил со смелым предложением: приступить к разработке проекта малогабаритной, высокоскоростной и маневренной АПЛ — подводного истребителя-перехватчика вражеских субмарин. По замыслу Петрова, это должна была быть лодка с минимальным экипажем, что могло быть достигнуто за счет комплексной автоматизации всех процессов управления как самим кораблем, так и всеми его механизмами, системами и оружием. Идея была поддержана министром судостроения и главкомом ВМФ. Проекту был присвоен № 705. Главным конструктором будущего корабля назначили М. Г. Русанова. Проект, учитывая его поистине революционную новизну, курировали (каждый по своему заведованию) три академика — А. П. Александров, будущий президент АН СССР, Н. Н. Исанин и В. А. Трапезников.
В техническом задании на новый корабль была указана невиданная для подводного плавания скорость — 40 узлов (более 75 км/ч). Естественно, для выполнения такого требования лодка должна была иметь минимальные габариты и массу, совершенные гидродинамические формы и, конечно, мощную и легкую силовую установку. Предварительные расчеты показали, что последнему требованию может отвечать только реактор с ЖМТ. Увлекшись идеей глобальной автоматизации, первоначально хотели ограничить экипаж 16–18 моряками, причем только офицерами. Но дальнейшее проектирование показало несбыточность подобного. В результате экипаж составили 29 специалистов, офицеров и мичманов. Лишь должность помощника кока осталась за матросом срочной службы.
В АПЛ было всего два обитаемых отсека (из шести), над одним из которых размещалась созданная впервые в мире всплывающая спасательная камера, рассчитанная на спасение всего экипажа даже с предельной глубины погружения (400 м). Корпус лодки, имевший самые совершенные в части гидродинамики, можно сказать, изящные формы, был выполнен из титана — легкого, прочного и абсолютно коррозионностойкого металла. Не имевшая на тот момент аналогов АПЛ проекта 705 получилась, как и задумывали, необычайно скоростной и маневренной. Благодаря своим малым габаритам (полное водоизмещение всего 3 100 т), а также использованию реактора с ЖМТ, безусловным достоинством которого является высокая динамика (способность чрезвычайно быстро переходить с одного режима на другой), лодка запросто развивала под водой положенные 40 узлов, всего за 42 секунды могла на полной скорости развернуться на 180 градусов. Она была способна часами «висеть на хвосте» у АПЛ условного противника, а если надо — уйти от выпущенной в ее направлении торпеды.
АПЛ проекта 705 стали первыми в мире серийными лодками, оснащенными реакторами с ЖМТ. Всего их было построено семь штук. Первая (опытная) лодка К-64 строилась на ленинградском Новоадмиралтейском заводе. Строительство проходило с большими трудностями, но было завершено, после чего лодку переправили в Северодвинск, где в декабре 1971 г. корабль был передан ВМФ. Командиром К-64 стал капитан I ранга Александр Сергеевич Пушкин. Началась опытная эксплуатация АПЛ, проходившая с не меньшими сложностями, чем строительство.
Основные проблемы были связаны с реактором, который требовал повышенного внимания от еще недостаточно опытного персонала. Сказывалось принципиальное отличие реакторов с ЖМТ от хорошо освоенных водоводяных. Как известно, для перехода в твердое кристаллическое состояние (лед) воду нужно охладить до 0 градусов, что практически не может произойти даже при полностью выведенном реакторе. В то же время расплав «свинец-висмут» кристаллизуется уже при + 145 градусах. То есть при эксплуатации реактора с ЖМТ ни в коем случае нельзя допускать снижение температуры в первом контуре до + 150 градусов. Именно в результате несоблюдения этого условия в трубопроводах первого контура стали возникать пробки из кристаллизующегося ЖМТ. Попытки пробить их силовым методом или расплавить не только не привели к желаемому, но и нарушили герметичность первого контура. Началось радиоактивное загрязнение лодки, которая в это время стояла у причала на базе АПЛ Западная Лица.
Помимо серьезнейших проблем с реактором, на опытной АПЛ, вобравшей в себя одновременно массу новаторских решений, не могло не возникнуть множество разного рода неполадок, для устранения которых на лодке были собраны представители многих предприятий и организаций промышленности. Довелось оказаться среди них и автору настоящей статьи. Свою долю радиации получил, вероятно, каждый работающий на К-64 в те горячие дни марта-апреля 1972 г. Вскоре стало ясно, что реактор безвозвратно загублен, лодка уже не могла выходить в море. В августе 1974 г. она была выведена из состава флота и после долгих и ожесточенных дебатов разрезана на две части, каждую из которых было решено использовать для тренировок экипажей и отработки новых технологий. При этом одну половину АПЛ отбуксировали в Северодвинск, а другую отправили в Ленинград.
Сразу на флоте родилась шутка-загадка о «самой длинной в мире подводной лодке».
Строительство серии, которое уже активно велось в Ленинграде и Северодвинске, было приостановлено, но через пару лет возобновлено. В итоге в период с 1977-го по 1981 г. флоту было передано шесть АПЛ проекта 705. Эти корабли довольно интенсивно и успешно несли службу в составе Северного флота, вызывая серьезную озабоченность у наших «коллег» из НАТО, у которых АПЛ проекта 705 получили наименование «Альфа».
Учитывая печальный опыт первого корабля (К-64), на всех серийных АПЛ этого проекта был дополнительно установлен так называемый «электрокотел», задачей которого было поддерживать необходимую температуру в первом контуре реактора, когда тот при стоянке АПЛ на базе выведен на минимальную мощность. Для работы котла требовалось подавать электроэнергию c берега. В реальности с этим случались перебои, а поскольку экипажи лодок отчаянно боялись «разморозить» и погубить реактор, последний поддерживался на уровне мощности больше, чем требовалось в условиях базы. Естественно это ускоряло выработку ядерного горючего. Кроме этой проблемы, неудовольствие флотского базового начальства вызывала необходимость организации специальных лабораторий для периодических проверок, регулировок и восстановления элементов автоматики, которыми были буквально нашпигованы лодки этого типа.
Одним словом, забот береговым службам ВМФ добавилось немало. Все чаще возникали разговоры на тему, что новые корабли опережают свое время, излишне сложны в обслуживании, словом, от них надо избавляться. И это несмотря на уникальные боевые качества, демонстрируемые АПЛ в походах. В общем, 705-й проект вытеснялся с флота.
Седьмая серийная лодка была не достроена и разрезана прямо на стапеле. К 1990 г. все (кроме одной) АПЛ 705-го проекта были выведены из состава флота, прослужив существенно меньше того срока, на который были рассчитаны. Ставшая исключением К-123 задержалась в строю до 1997 г. вынужденно, вследствие непомерно затянувшегося в условиях «перестройки» ремонта после серьезной аварии, произошедшей на ней в 1982 г., когда лодка находилась в подводном положении в Баренцевом море.
Вот что случилось с этим до тех пор вполне благополучным кораблем. Ничто не предвещало беды, когда на пульте управления в центральном посту АПЛ неожиданно засветился сигнал «НЕИСПРАВНОСТЬ РЕАКТОРА». На разведку в необитаемый реакторный отсек отправился лейтенант Логинов. Уже через минуту он доложил, что наблюдает серебристый металл, растекающийся по палубе. Это и был вырвавшийся каким-то образом из первого контура реактора высокоактивный ЖМТ. Одновременно включился сигнал «ЗАГРЯЗНЕНИЕ РЕАКТОРНОГО ОТСЕКА. ПОКИНУТЬ ОТСЕК!» Как вспоминал позже один из членов экипажа, переживший аварию, «о Логинове подумали уже в прошедшем времени». Возвратить его в обитаемый отсек уже было нельзя — он сам стал радиоактивен. Но Логинов выжил. Выйдя в тамбур-шлюз, через который реакторный отсек сообщается с остальными помещениями лодки, он оставил там всю одежду и прошел основательную помывку. Реактор был заглушен, АПЛ, продув балластные цистерны, всплыла на поверхность.
Как установили позже, из первого контура успело вытечь порядка двух тонн ЖМТ. Вся лодка была настолько радиоактивно загрязнена, что пришедший на помощь крейсер не решался приблизиться к ней, чтобы передать буксирный трос. В итоге трос все же завели при помощи палубного вертолета с того же крейсера. Ремонт К-123, в ходе которого был полностью заменен реакторный отсек, закончился в 1992 г. АПЛ вернулась в строй и благополучно прослужила до 1997 г. Сегодня в составе всех флотов мира нет ни одного атомного корабля, оснащенного реактором с ЖМТ.
Весь опыт, накопленный в ходе строительства и эксплуатации К-27, а затем лодок проекта 705, был подытожен в Физико-энергетическом институте, в техническом заключении которого указывается, что реакторы с ЖМТ следует и в дальнейшем рассматривать на конкурсной основе с водо-водяными реакторами в проектах новых атомных кораблей.
Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
Реа́ктор с жидкометалли́ческим теплоноси́телем (ЖМТ) — ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавленный металл.
Содержание
Общая информация
Первые проекты реакторов с жидкометаллическим теплоносителем появились в 1950-х годах, работы велись в СССР и в США. В СССР разработка проводилась в Физико-энергетическом институте, научным руководителем проекта стал академик Академии наук Украинской ССР А. И. Лейпунский Одним из первых вариантов практического применения реактора стало использование установки на опытной подводной лодке К-27. Этот тип реакторов был выбран по причине компактности, быстрого набора мощности, необходимой для маневрирования в боевых условиях, а также повышенной потенциальной безопасности реактора, в том числе и способности реактора самопроизвольно уменьшать мощность в аварийных ситуациях. [1]
При турбулентном течении жидкостей в трубах передача тепла осуществляется как за счет турбулентного перемешивания потока, так и путём молекулярной теплопроводности теплоносителя. Жидкометаллические теплоносители обладают лучшей по сравнению с другими теплоносителями молекулярной теплопроводностью. Это определяет бо́льшую долю тепла, переносимого за счёт теплопроводности, и обеспечивает лучшие теплопередающие свойства жидких металлов, что в основном и определяет их широкое использование в качестве теплоносителей.
Жидкие металлы являются единственными теплоносителями, удовлетворяющими всем требованиям в отношении теплоотвода и ядерных свойств, предъявляемым к энергетическим реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах, а также к реакторам-размножителям.
Некоторые ядерные и теплофизические свойства жидких металлов, нашедших применение в технике реакторостроения, приведены в таблице.
| Свойства | Металлы | ||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Bi | Pb | Li | Hg | К | Na | Na-K | |
| Температура плавления, °C | 271 | 327,4 | 186 | −39 | 64 | 98 | 19 |
| Температура кипения, °C | 1477 | 1717 | 1317 | 357 | 760 | 883 | 825 |
| Удельная теплоёмкость, ккал/кг °С | 0,038 | 0,037 | 1,05 | 0,033 | 0,182 | 0,30 | 0,26 |
| Плотность при температуре плавления, г/см³ | 10,0 | 10,7 | 0,61 | 13,7 | 0,82 | 0,93 | 0,89 |
| Теплопроводность, Ккал/м·ч °С | 0,037 | 0,036 | 0,1 | 0,039 | 0,20 | 0,17 | 0,068 |
| Растворимость в уране при 500 °C, вес. % | 0,9 | 0,02 | 0,01 | 25 | - | Очень мала | - |
| Коррозионные свойства | — | — | Хорошие | Удовл. | — | Хорошие | — |
| Сечение захвата тепловых нейтронов, барн | 0,032 | 0,17 | 67 | 360 | 1,97 | 0,49 | 0,96 |
Достоинства
Использование жидкометаллических теплоносителей в ядерных установках имеет ряд преимуществ:
- Жидкие металлы имеют малую упругость паро́в. Давление в системе определяется только потерей напора в контуре, которое обычно меньше 7 атм. Низкое давление существенно упрощает конструкцию и эксплуатацию как реактора, так и вспомогательного оборудования станции.
- Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает большую гибкость в работе. Например, если температура теплоносителя на выходе из реактора значительно повысится, то расплавления тепловыделяющего элемента, обусловленного образованием парово́й плёнки, как это происходит при охлаждении водой, не произойдет. Допустимые тепловые потоки практически не ограничены критическими тепловыми нагрузками. Реактор с натриевым контуром имеет тепловые потоки до 2,3·10 6 ккал/м²·ч и удельную объёмную напряжённость 1000 кВт/л.
- Высокая электропроводность жидких щелочных металлов позволяет полностью использовать герметизированные электронасосы (постоянного и переменного тока). По расходу энергии на прокачивание жидкие металлы лишь немногим уступают воде. Из жидких металлов лучшие характеристики по расходу энергии на прокачивание имеют щелочные металлы. Если, например, расход энергии на прокачивание жидкого натрия принять за единицу, то для ртути это будет 2,8, а для висмута 4,8.
- В отличие от других жидких металлов, Na и Na—K оказывают малое коррозионное и эрозионное воздействие на конструкционные материалы. Для натрия и эвтектики Na—K можно применять многие из обычных материалов.
- Наиболее дешёвым из жидких металлов является натрий, затем свинец и калий. Поскольку объём теплопередающей системы обычно относительно невелик, а перезарядка производится редко, затраты на теплоноситель незначительны.
Недостатки
- Щелочные металлы обладают большой химической активностью. Наибольшую опасность представляет реакция с водой. Поэтому в системах с пароводяными циклами должны быть предусмотрены устройства, обеспечивающие взрывобезопасность. Соприкосновение с паром или с кислородом воздуха неопасно (поддерживающейся реакции горения нет), но чтобы избежать окисления металла, соприкосновение его с воздухом должно быть исключено, так как окись Na не растворима в жидком Na и Na—K, а включение окислов может привести к закупорке отдельных каналов. Наличие в жидком Na и Na—K окислов натрия ухудшает также коррозионные свойства теплоносителей. Натрий и Na—K должны храниться в среде инертного газа (He, Ar).
- Активация теплоносителя приводит к необходимости устраивать для наружной части контура теплопередающей системы биологическую защиту. Решение этой проблемы усложняется при γ-излучении высокой энергии или при тормозном излучении.
Изотопы Na и К имеют малые периоды распада, но при загрязнении металла активными примесями с большим периодом распада задача защиты от активности усложняется, и требуется создание такой конструкции, которая позволяла бы выводить весь жидкий металл из системы при ее ремонте. Отмеченные обстоятельства вынуждают предъявлять повышенные требования к химической чистоте жидких металлов.
Жидкие металлы являются одноатомными веществами, поэтому проблема радиационных нарушений в теплоносителях не возникает. Хотя некоторая часть атомов жидкого металла и превращается в другой металл (например, 24 Na переходит в графита. Наличие большого количества балластного натрия в порах привело бы к большим потерям нейтронов из-за относительно большого сечения захвата нейтронов натрием. Для предотвращения контакта между натрием и графитом, последний обычно защищается фольгой из металла (например, циркония), слабо поглощающего нейтроны.
См. также
Литература
- Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок. М.: Атомиздат, 1960.
- Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
Примечания
- ↑Мазуренко Вячеслав Николаевич ГЛАВА 2. Атомная опытовая подводная лодка К-27 (проект 645) // К-27 «Жидкий Металл». — Библиотека Максима Мошкова.
Инерциальный синтез · Корпусной ядерный реактор · Кипящий водо-водяной реактор · 4-го поколения · Реактор на быстрых нейтронах · Магноксовый · Водо-водяной ядерный реактор · Графито-газовый ядерный реактор · Газоохлаждаемый быстрый · Реактор с жидкометаллическим теплоносителем · На бегущей волне · Со свинцовым теплоносителем · Реактор на расплавах солей · Тяжеловодный ядерный реактор · Сверхкритический водоохлаждаемый · Сверхвысокотемпературный · С гранулированным топливом · Интегральный быстрый реактор · SSTAR
Жидкосолевые реакторы
Реактор на расплавах солей (жидкосолевой реактор, ЖСР) — ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавы солей.
Существующие проекты представляют из себя гомогенные реакторы (в том числе, на быстрых нейтронах), работающие на смеси расплавов фторидов Li — лития, Be — бериллия, Zr — циркония, U — урана.
- Низкое давление в корпусе реактора (0,1 атм) — позволяет использовать очень дешёвый корпус, при этом исключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура.
- Высокие температуры 1-го контура — 540 °C, и, как следствие, высокий термодинамический КПД (до 44 % для MSBR-1000), что позволяет использовать обычные турбины от тепловых электростанций.
- Возможно организовать непрерывный вывод продуктов деления из 1-го контура и его подпитку свежим топливом.
- Высокая топливная эффективность.
- Возможность построить реактор-размножитель или конвертер.
- Возможность использования ториевых топливных циклов, что значительно расширяет и удешевляет топливный цикл.
- Фториды солей, в отличие от жидкого натрия, практически не взаимодействуют с водой и не горят, что исключает целый класс аварий, возможных для жидкометалических реакторов с натриевым теплоносителем.
- Возможность вывода ксенона (для исключения отравления реактора) простой продувкой теплоносителя гелием в ГЦН. Как следствие — возможность работать в режимах с постоянным изменением мощности.
- Необходимость организовывать переработку топлива на АЭС.
- Более высокие дозовые затраты при проведении ремонта 1-го контура по сравнению с ВВЭР
- Низкий коэффициент воспроизводства (КВ ~ 1,06 для MSBR-1000) по сравнению с жидкометалическими реакторами с натриевым теплоносителем (КВ ~ 1,6 для БН-600, БН-800)
- Значительно большие (в 2—3 раза) по сравнению с водо-водяными реакторами выбросы трития, с которыми можно бороться подбором конструкционных материалов трубопроводов 1-го контура.
Проекты Жидкосолевых реакторов
- Aircraft Reactor Expiriment, ARE, 3 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — построен 1954 г., работал 9 дней.
- Molthen-Salt Reactor Expiriment, MSRE, 8 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем, работал 25 000 часов.
- Molthen-Salt Breeder Reactor, MSBR-1000, 1000 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем. Развитие MSRE — проект коммерческого реактора. Экономическая эффективность примерно соответствует водо-водяным реакторам. Может работать как в режиме конвертера, так и реактора-размножителя.
- В. Л. Блинкин, В. М. Новиков Жидкосолевые ядерные реакторы. — М.: Атомиздат, 1978.
Инерциальный синтез · Корпусной ядерный реактор · Кипящий ядерный реактор · 4-го поколения · Реактор на быстрых нейтронах · Магноксовый · Графито-газовый ядерный реактор · Газоохлаждаемый быстрый · Реактор с жидкометаллическим теплоносителем · Со свинцовым теплоносителем · Реактор на расплавах солей · Сверхкритический водоохлаждаемый · Сверхвысокотемпературный · С гранулированным топливом · Интегральный быстрый реактор · SSTAR
Позитронно-эмиссионная томография · Однофотонная эмиссионная компьютерная томография (ОФЭКТ) · Гамма-камера
Wikimedia Foundation . 2010 .
Полезное
Смотреть что такое "Жидкосолевые реакторы" в других словарях:
Реактор на расплавах солей — Схема реактора на расплаве солей … Википедия
Гомогенный ядерный реактор — Гомогенный ядерный реактор ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем. Основное отличие гомогенного реактора от гетерогенного отсутствие тепловыделяющих элементов;… … Википедия
Жидкосолевой реактор — Реактор на расплавах солей (жидкосолевой реактор, ЖСР) ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавы солей. Содержание 1 Общая информация 2 Достоинства 3 Недостатки … Википедия
overt_ale
ЖЖ - это такой виртуальный сумасшедший дом с палатами.Можно зайти, потрындеть о летающих тарелках.
"Все мы вышли из воды и все должны туда же вернуться. (с)
А.Покровский "Бортовой журнал 3"
Эх, Россия, Россия… неудобье, тайга, льды да морозы. И все это большую часть года.
Потому в основном люди и живут в ней, особенно после Урала, вдоль неширокой полосы у самых южных границ.
А на севере? А на севере мы добываем газ да нефть на Ямале и еще кое-где, и все это живя по узкой полоске побережья вдоль Северного морского пути.
А то ведь прокладываем трубы, а потом вдруг выяснится, что все это на хер никому не надо, потому что Запад давно уже полностью перешел на атомную энергию.
Вот, например, Франция. Она на восемьдесят процентов снабжает себя электричеством атомных станций и не хочет на этом останавливаться.
Осталось чуть-чуть, и страны Европы, Кореи, США и Японии вообще перейдут на реакторы, работающие на жидко-металлическом теплоносителе (ЖМТ), и их будет столько, реакторов тех, что поставки нефти и газа в эти страны резко сократятся. Там уже сейчас идет лихорадочная работа по разработке реакторов, в которых теплоносителем будет служить свинцово-висмутовый сплав или просто свинец. Это будут реакторы на быстрых нейтронах.
Пока что Россия в этих вопросах впереди планеты всей, но ей уже дышат в спину.
У нас этим занимаются с пятидесятых годов прошлого века. Транспортные реакторы с ЖМТ стояли на подводных лодках проектов 645, 705, 705к. Были построены одна лодка 645 проекта и семь лодок проекта 705 (705к), уникальные характеристики которых попали в Книгу рекордов Гиннеса (в основном из-за фантастической скорости подводного хода (42 узла), а также из-за потрясающей маневренности (поворот на 180 градусов секунд за сорок).
Но в 1968 году на «К-27» (проект 645) произошла авария с оплавлением активной зоны, а на лодках 705 проекта случались поломки и аварийные происшествия, связанные с выходом из реактора в отсек теплоносителя 1-го контура.
Это было время, когда Советский Союз любой ценой хотел получить океанский флот.
Любая цена означала, что слабо подготовленные люди сядут на уникальные корабли с ядерной установкой на ЖМТ и на полном скаку будут доводить эти установки до ума.
Первая же авария охладила пыл, и желание строить транспортные реакторы с ЖМТ поутихло, и на подводном флоте, и не только на нем, победили водо-водяные реакторы.
В водо-водяном реакторе поддерживается давление почти в двести атмосфер, а все это для того, чтобы получить температуру теплоносителя первого контура (а это вода) в триста градусов.
И опасен он даже не тем, что в нем такое высокое давление, а прежде всего тем, что в нем возможна цепная реакция на мгновенных нейтронах. Если поглотители нейтронов резко вынуть из пусть даже «холодной» активной зоны, плотность нейтронного потока за 2 секунды возрастет в миллионы раз. Вот это и есть взрыв.
Однажды это уже было в бухте Чажма.
Тогда произошел самопроизвольный пуск лодочного реактора при плановой перезарядке активной зоны, и крышка от него летела вверх на полтора километра, а все вокруг здорово загадили радиоактивностью.
А потом был еще один взрыв, известный всему миру как взрыв на Чернобыльской АЭС.
То есть водо-водяные реакторы сложно управляемы и небезопасны.
А еще для него очень трудно приготовить корпус, выдерживающий огромное давление.
Говорят, на сегодняшний день для стационарных реакторов Россия способна создавать только по полкорпуса в год.
То есть в два года мы будем иметь только один корпус, а нам уже сегодня их нужно получать в год никак не меньше четырех.
Что же предлагается взамен?
Предлагается реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем.
Пока в России есть два действующих реакторных стенда в ФЭИ (г. Обнинск) и в НИТИ (г. Сосновый Бор) со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ).
Это реакторы на промежуточных нейтронах. Именно здесь были доработаны те реакторы, которые в свое время были поставлены на 645, 705 проекты подводных лодок.
Это все очень здорово, но сегодня нужен реактор с СВТ на быстрых нейтронах.
Почему на быстрых нейтронах? Потому что реакторы с СВТ на быстрых нейтронах – это реакторы-размножители. Они способны нарабатывать топливо. То есть в недрах активной зоны этих реакторов образуется плутоний-239 и уран-233, которые тоже делятся на быстрых нейтронах. То есть загрузили одно топливо, а в процессе работы оно способно превращаться в другое топливо, которое тут же участвует в процессе деления.
Если хотя бы за пять лет мы получим реактор с СВТ на быстрых нейтронах, то мы будем первыми в мире по темпам роста энергетики.
На сегодня ГЦН РФ-ФЭИ, ОКБ «Гидропресс» и ГНИПКИИ «Атомэнергопроект» разработали концептуальный проект модульной АЭС с двумя блоками мощностью по 1600 МВт на базе реакторной установки на быстрых нейтронах РУ СВБР-75/100.
Что надо? Нужны деньги, и работа по созданию реактора с СВТ на быстрых нейтронах будет завершена.
Каковы же основные преимущества предлагаемых АЭС на базе реакторов с СВТ на быстрых нейтронах перед водо-водяными реакторами, работающими сейчас во всем мире?
Они модульные. Их можно набирать из отдельных модулей, как это происходит с блоком питания от обычных батареек. Каждый модуль – это моноблок.
Внутри моноблока размещены: ядерное топливо, помещенное в тепловыделяющие сборки (ТВС) бескожуховой конструкции, что обеспечивает высокий поперечный тепло– и массообмен и исключает перегрев ТВЭЛ при аварийной остановке насоса; магнито-гидродинамический насос (МГД), парогенератор, буферная емкость и приводы стержней управления (СУЗ). Все это внутри, вместе с источником быстрых нейтронов, навсегда погружено свинцово-висмутовый теплоноситель (СВТ).
То есть тут нет трубопроводов первого контура, и аварии с выходом теплоносителя за пределы активной зоны в принципе исключены.
Что еще? А еще отсутствует высокое давление в контуре.
Оно есть, поскольку создается насосом, перекачивающим теплоноситель внутри реактора, но оно не выше шести атмосфер.
Далее – оперативный запас реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов.
Если переводить на обычный язык, то это означает, что неуправляемая реакция деления невозможна. То есть повторение Чернобыльской аварии исключено технологически.
Что еще? На водо-водяных реакторах температура теплоносителя триста градусов, а тут – шестьсот и выше. То есть эти реакторы компактны и экономичны.
И еще: срок службы активной зоны в корабельных водо-водяных реакторах – 5–6 лет, с СВТ – 8–9 лет. Срок службы активных зон на стационарных атомных станциях с водо-водяны-ми реакторами – 1–2 года, с СВТ – 5–6 лет.
То есть с переходом на СВТ на быстрых нейтронах мы имеем меньше перегрузок активных зон, а значит, и меньше твердых радиоактивных отходов. Их меньше в 2–3 раза, а с учетом того, что активная зона с СВТ меньше по размерам активной зоны водо-водяных реакторов как минимум в 2 раза, этот показатель можно смело умножать на 2.
То есть с переходом на СВТ на быстрых нейтронах резко сокращается число операций по перезарядке и количество твердых радиоактивных отходов.
А ЖРО – жидких радиоактивных отходов – практически нет.
Реакторы с СВТ мобильны и унифицированы.
Их можно возить по всему миру и продавать в любые страны, не опасаясь того, что они создадут потом ядерное оружие.
Их можно ставить как на стационарные атомные станции, так и на корабельные – подводные лодки, надводные корабли, ледоколы и на специализированные суда.
Их можно ставить не только на суда. Их можно ставить на железнодорожные платформы, перевозить автомобилями и самолетами.
У этих реакторов цеховая сборка.
То есть собрали, привезли, поставили – дает электричество. Надо заменить активную зону – меняется моноблок полностью.
Такое судно может подойти к любому населенному пункту на побережье вдоль Северного морского пути, Чукотки, Камчатки, Сахалина, всего Дальнего Востока. Оно встанет к пирсу и даст электричество. И не надо тужиться изо всех сил, возя туда уголь.
Будет электричество – будет жизнь.
Вдоль всего Северного пути. Вот только поспешить надо.
У нас есть на все про все лет пять. И через пять лет или у нас будут покупать ядерные реакторы с СВТ на быстрых нейтронах, а только одному Китаю уже сейчас требуется шестьдесят атомных реакторов, или мы встанем в очередь и будем их сами покупать, например, во Франции.
Читайте также: