5. Атэц с реакторной установкой свбр-75/100

Конструкция многоцелевого реакторного модуля СВБР-75/100 с реактором на быстрых нейтронах и теплоносителем свинец-висмут показана на рис. 6 [10]. В ней использован опыт судовых ядерных энергетических установок, охлаждаемых жидкой эвтектикой свинец-висмут. Параметры модуля приведены в табл. 5.3.5.1.

Основные технические решения [2,7]:

- интегральная (моноблочная) компоновка оборудования I контура;

- достаточный уровень естественной циркуляции для расхолаживания реактора;

- размещение реакторного энергоблока в баке с водой (сейсмостойкость, радиационная защита, расхолаживание);

- инертный теплоноситель;

- применение страховочного корпуса;

- бескожуховая конструкция ТВС (интенсивный поперечный теплообмен исключает перегрев);

- заводское изготовление реакторного модуля (высокое качество и снижение затрат);

- транспортабельность моноблока РУ;

- гибкость по отношению к топливу (чисто урановое топливо или МОХ-топливо).

Для 2, 3 и 4 энергоблоков НВАЭС эффективность реновации с СВБР-75/100 выше на 19%, чем строительство нового блока с ВВЭР-1000.

Общие преимущества быстрых реакторов:

- замыкание ядерного топливного цикла;

- вовлечение других изотопов урана;

- прямая утилизация отработанного ядерного топлива тепловых реакторов;

- технологическая поддержка режима нераспространения.

Проблемы:

- большое число модулей при необходимости набора большой мощности;

- образование чрезвычайно токсичного изотопа полоний-210;

- рассеянность мировых запасов висмута.

Для проектирования и последующего сооружения первого энергоблока было создано совместное предприятие государственной корпорации и компании российского олигарха О.В. Дерипаски. Это один из первых примеров так называемого ГЧП (государственно-частного предпринимательства). К сожалению, жизнедеятельность этого предприятия практически сошла на нет.

6. Плавучий энергоблок (пэб) с реакторной установкой клт-40с

Реакторная установка (рис. 7-10) создана на базе серийного судового (ледокольного) реактора КЛТ-40, имеющего безаварийную наработку более 160 реакторо-лет. Компоновка энергоблока решена рациональным образом [2,8]. Основные компоненты (корпус реактора, циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсатор объема) соединены между собой короткими патрубками, что сокращает габариты и общую массу установки, а также способствует лучшему размещению и функционированию систем безопасности.

Для повышения безопасности и улучшения экологических показателей:

• внедрены независимые многоканальные системы аварийной остановки реактора (два комплекта СУЗ с независимыми механизмами привода), системы отвода тепла активными средствами (двухканальные активные системы аварийного охлаждения (САОЗ) с насосами подпитки и с насосами рециркуляции, двухканальная активная система отвода тепла через парогенератор с неограниченной продолжительностью функционирования) и пассивными средствами (двухканальные пассивные САОЗ с использованием гидроаккумуляторов и с естественным отводом тепла в течение 24 часов без вмешательства персонала);

• расширены возможности аварийной локализации радиоактивных выбросов (используются пять локализующих барьеров на пути выхода радионуклидов, применяется двойная локализующая арматура на системах, смежных с первым контуром);

• расширены средства управления авариями и средства ограничения последствий тяжелой запроектной аварии.

Конструкция установки позволяет использовать монтажные блоки заводского изготовления. Для энергоустановки с одним реактором КЛТ-40С проработан вариант его размещения в контейнере объемом 500 м³ и массой до 1500 т. Модуль с реакторной установкой может быть собран и испытан на машиностроительном заводе и доставлен в готовом виде к месту работы на плавсредство. Через 10-12 лет его нужно транспортировать на ремонтное предприятие, а после окончательной остановки доставить на специальное предприятие для демонтажа или длительного хранения.

Использование кассетной конструкции активной зоны и увеличение длительности компании усовершенствованного топлива позволяют применить топливо с пониженным до 20% обогащением по U²³⁵ до 20% и увеличить межремонтный период на серийных энергоблоках до 18 лет (вместе с тем, по международным морским правилам судно базирования ПЭБ должно каждые 12 (а не 18) лет прибывать в специальный док для осмотра и других процедур).

Основные характеристики энергоблока показаны в табл. 5.3.6.1. Сравнительный анализ экономических показателей подтвердил конкурентоспособность ПЭБ на базе реакторов КЛТ-40С по сравнению с дизельным ПЭБ или береговой котельной и, тем более, по сравнению с другими ядерными энергоустановками такой же мощности [2, 8].

Местом базирования ПАТЭС на 70 МВт выбран город Певек на Чукотке. Станция обеспечит замещение мощностей Билибинской АЭС и Чаунской ТЭЦ, выбывающих из эксплуатации. Строительством ПАТЭС с 2012 года занимается ООО "Балтийский завод - судостроение".

Концерн "Росэнергоатом" в ноябре 2018 года успешно провел в Мурманске физический пуска реактора первого в мире плавучего энергоблока "Академик Ломоносов". Затем запланирована загрузка ядерным топливом в Мурманске, а в 2019 году ПЭБ будет отбуксирован в морской порт города Певека.

Предварительно будет проведен главный этап пусковых операций - комплексные швартовые испытания ядерной энергетической установки, которые продлятся до весны следующего года. В ходе испытаний ядерная установка будет испытана на всех режимах, включая экстремальные, что должно подтвердить все заложенные характеристики и возможность ее эксплуатации в течение 40 лет

Надо создать необходимую береговую инфраструктуру, в чем регион Чукотки сейчас сильно отстает.

В России такие ПЭБ представляют интерес для обеспечения электричеством и теплом энергоизолированных прибрежных потребителей российского Севера и Дальнего Востока. Для других стран, например, Китая такие ПЭБ могут быть использованы не только для тепло- и электроснабжения прибрежных и островных потребителей, но и для опреснения морской воды.