Два таких реактора будет установлено на новом атомоходе «Арктика», который неделю назад был спущен на воду на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге.
Мощность одного реактора РИТМ-200 составит около 175 Мегаватт. Поскольку в случае ледоколов говорить об электрической мощности реактора не совсем правильно (корабль во многом использует именно тепло реактора и преобразует энергию полученного пара прямо в мощность на валу), то вместо привычной электрической мощности реактора, которой обычно подразумевают в случае энергетических блоков АЭС, для реактора РИТМ-200 указывается тепловая мощность.
Учитывая, что КПД современных блоков АЭС обычно составляет около 34%, тепловая мощность современного ВВЭР-1000, самого массового российского реактора в эксплуатации, составляет около 3000 МВт, при его чистой, электрической мощности чуть менее или чуть более 1000 МВт, в зависимости от поколения реактора.
Таким образом, показанный на заглавном фото РИТМ-200 где-то в 17 раз меньше ВВЭР-1000 по мощности. Почему же тогда он такой большой?
Вот, если что, готовый корпус ВВЭР-1000 для Тяньваньской АЭС в Китае, в таком же производственном цеху, рядом с такими же рабочими, как и на первой фотографии:
Вся хитрость состоит в том, что в реакторе РИТМ-200, который представляет из себя с точки зрения основной конструкции не более, чем «двоюродного брата» энергетического ВВЭР-1000, конструкторы пошли на небольшую хитрость.
РИТМ-200, как и ВВЭР-1000 относится к так называемым легководным или водо-водяным реакторам под давлением, которые де-факто стали сегодня уже стандартом атомной отрасли. ВВЭР, кстати, так и расшифровывается — «водо-водяной энергетический реактор». Двойное поминание воды в названии реактора связано с тем, что наша обычная, «лёгкая» противая вода выступает в такого рода реакторе и замедлителем нейтронов, и основным теплоносителем, позволяя охлаждать активную зону реактора и, с другой стороны, нагревать воду второго контура, которая уже крутит турбину.
В английской транскрипции эта технология реактора называется PWR («реактор с водой под давлением») и тоже описывает его принципиальную конструкцию, просто с иной стороны, физической. Такой подход отличает реакторы ВВЭР/PWR от другого типа легководных реакторов, так называемых «реакторах на кипящей воде» (BWR), в которых вода первого, «грязного» реакторного контура начинает кипеть ещё в корпусе реактора, что во многом упрощает его конструкцию, хотя и за счёт усложнения контуров управления.
В СССР, а потом и в России «кипятильники»-BWR особо не прижились, поэтому и термин «реактор с водой под давлением» стал не настолько популярным.
Вот краткая, весьма упрощённая анимация действия обычного ВВЭР/PWR:
[embedyt] http://www.youtube.com/watch?v=Qthg5xE196w[/embedyt]На ней легко можно понять основные этапы технологического цикла такого реактора: реактор нагревает воду первого контура, которая одновременно охлаждает его активную зону, не давая ей расплавиться и повредить конструкцию реактора, вода первого контура, циркулируя по замкнутому циклу без возможности кипения (в силу большого давления) попадает в парогенератор. В парогенераторе, который представляет из себя громадный теплообменник, происходит передача тепла от воды первого контура к воде второго контура, а уже вода второго контура, которая не имеет контакта с активной зоной реактора, крутит лопасти паровой турбины, находящейся на одном валу с электрогенератором.
В силу такого схематического описания, я думаю, некоторые из читателей уже догадались, на какую хитрость пошли разработчики РИТМ-200, инженеры из нижегородского ОКБМ И.И. Африкантова.
Вот она, в схеме-разрезе реактора РИТМ-200:
Как видите, то что вы, наверное, приняли за корпус реактора — это уже внешняя, вторая оболочка. В корпус РИТМ-200 уже интегрировано четыре парогенератора, которые составляют вместе с активной зоной единый конструктивный модуль.
В этом модуле и происходит основной теплообмен между первым и вторым охлаждающими контурами. При этом вся конструкция — активная зона, парогенераторы, циркуляционные насосы первого контура (ЦНПК) и вся управляющая механика реактора — представляют из себя единое целое, по сути дела, один блок, который изготавливается, собирается, испытуется и настраивается в заводских условиях, после чего его надо просто как кубик LEGO вставить на его штатное место, вовнутрь нового ледокола ЛК-60Я («Арктики») или же, что интересно — нового российского авианосца «Шторм».
В такой конструкции активной зоне реактора достаточно трудно расплавиться и вызвать запроектную аварию: по сути дела и активная зона, и парогенераторы второго контура в РИТМ-200 помещены в рамки одной большой «кастрюли» и пока вся вода первого и второго контура не выкипит и реактор не потеряет полностью возможность охлаждения, запроектной аварии не произойдёт. Что, конечно же, очень важно для условий автономного судна в суровых условиях, которому неоткуда ждать быстрой помощи.
Такой подход и делает реактор РИТМ-200 похожим по размерам с ВВЭР-1000: для создания безопасной и надёжной конструкции приходится идти на массу ухищрений и дополнительных систем, чтобы обеспечить такие качества у основной конструкции.
При этом, понятное дело, всё это приходится делать в условиях жёсткого экономического прессинга — в отличии от времён Холодной войны между СССР и США нынешний подход у атомной энергетике базируется не только на техническом совершенстве и технологическом изяществе любой ценой, но и на экономическом принуждении: «быть максимально дешёвым».
Каждый из конструкторов и инженеров, таким образом, в деле разработки новых реакторов оказывается в прокрустовом ложе между Сциллой экономических ограничений и Харибдой требований по надёжности и безопасности.
И, как ни печально, самая массовая технология современных реакторов, ВВЭР/PWR уже подошла к пределам в своём эволюционном развитиии.
Лёгководные водо-водяные реакторы под давлением уже не могут дальше протискиваться в это «игольное ушко» сужающихся ограничений.
И это, что радует, вызывает новый виток технологического прогресса — как в реакторных установках для морского транспорта и для военных, так и в больших, энергетических реакторах для целей стационарного генерирования электрической энергии.
И об этом — наша вторая беседа с Валентином Гибаловым в рамках передачи «Новый День» на канале «День-ТВ»:
[embedyt] http://www.youtube.com/watch?v=cyZ2kZYdeD8[/embedyt]
Немного о сюжете, что успели разобрать:
- С чего началась «гонка безопасности» в атомной отрасли и чем она была вызвана?
- Как повлияли на общественное мнение катастрофа на Тримайл-Айленде и на Черновыльской АЭС и какую роль в психологии, в технологии и в конспирологии сыграл «Китайский синдром»?
- Какие альтернативы сейчас существуют вдобавок к технологии ВВЭР/PWR?
- Что такое БРЕСТ и что такое «проект реакторов четвёртого поколения»?
- Каковы преимущества высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов?
- Почему за пятьдесят лет развития так и не «взлетел» по-настоящему проект быстрого натриевого реактора?
- Что такое атомные реакторы на сверхкритической воде?
- Почему до сих пор не создали действующий реактор на расплавах солей?
- Что сейчас делают Китай и Индия в деле проектов реакторов четвёртого поколения?
- Как США и Европа будут выходить из своего затяжного кризиса в атомной сфере?
- Что есть у России предложить в новых технологиях реакторостроения?
Автор: Алексей Анпилогов
Источник: alex-anpilogov.livejournal.com/