Морские реакторы
Реакторы для надводного флота

Один в трех лицах

Следующим этапом в развитии советского атомного ледокольного флота стало создание ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) КЛТ-40. Новый реактор стал эволюционным продолжением хорошо зарекомендовавшего себя реактора ОК-900.

В середине 70-х годов Ленинградское ЦКБ «Балтсудпроект» получило спецзадание от правительства СССР — требовалось разработать проект ледокольно-транспортного судна с атомной установкой. Оно должно было перевозить лихтеры (до 74 штук, каждая из которых весит по триста тонн) или контейнеры стандарта ИСО (до 1328 штук по 20 футов каждый). При этом самостоятельно преодолевать лед метровой толщины и двигаться со скоростью не менее 20 узлов при десятиметровой осадке (проект 10081).

В 1988 году атомный лихтеровоз-контейнеровоз (АЛВ) «Севморпуть» водоизмещением 61 тыс. тонн – одно из крупнейших когда-либо построенных невоенных торговых судов с ядерной энергетической установкой – вступил в строй. Судно было способно идти по льдам толщиной до 1 м (мощность его энергоустановки составляла 40 тыс. л. с.), для чего на нем применена особая форма носовых обводов, наклоненные борта и оригинальные – ложкообразные – кормовые обводы, благодаря которым лихтеровоз не ломает лед, а буквально режет его.

Атомный лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть» предназначался для неограниченного плавания на всех широтах, включая тропические, с заходом в иностранные порты. В связи с этим реакторная установка для нового корабля проектировалось с учетом требований международного Кодекса безопасности ядерных торговых судов, разработанного Международной морской организацией (IMO). Впоследствии иностранные инспекторы провели инспекционную проверку на соответствие реактора кодам IMO.

В ОКБМ для АЛВ был спроектирован новый реактор – КЛТ-40, во многом повторявший реакторную установку ОК-900. Решение применить однореакторную установку было обосновано длительной безаварийной работой и высокой надежностью установки ОК-900. Все основное оборудование реактора было унифицировано с установками ОК-900 и ОК-900А, что облегчало его изготовление, монтаж и эксплуатацию на судах.

Основной контур КЛТ-40 образуют реактор, четыре парогенератора, четыре двухскоростных циркуляционных насоса первого контура, объединенных в парогенерирующий блок с помощью силовых патрубков. Парогенерирующий блок размещен в кессонах бака металловодной защиты. Циркуляция теплоносителя в основном контуре может осуществляться тремя способами: при работе циркуляционных насосов на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания, а также за счет естественной конвекции при расхолаживании реактора. Впервые в КЛТ-40 была предусмотрена защитная оболочка, удовлетворяющая всем действующим требованиям безопасности, предусмотрена система защиты первого контура от переопрессовки, система затопления защитной оболочки и др. Защитная оболочка представляет собой прочноплотную выгородку и рассчитана на внутреннее давление, реализующееся при так называемой максимальной проектной аварии – разрыве полным сечением трубопровода первого контура. Система снижения аварийного давления в защитной оболочке включает барботажную цистерну с пресной водой, каналы для подвода паровоздушной смеси в цистерну пресной воды, предохранительные заглушки.

Реактор состоит из корпуса, крышки выемного блока и активной зоны, собираемой из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС), что облегчает перегрузку активной зоны. ТВС собирается из тепловыделяющих элементов (твэлов) стержневого типа. Объединение твэлов в сборки с выделением межканальной воды позволило поднять скорость движения теплоносителя вблизи тепловыделяющих поверхностей, уменьшить мощность циркуляционных насосов первого контура за счет снижения общего расхода воды через реактор и снизить выбеги реактивности при изменении циркуляции теплоносителя. В качестве топлива в реакторе КЛТ-40 используется уран обогащением около 40 %. Тепловая мощность реактора КЛТ-40 составляет 135 МВт.

На крышке реактора установлены приводы органов компенсации избыточной реактивности и исполнительные механизмы аварийной защиты. Для повышения надежности при запроектных авариях предусмотрена страховочная система ввода жидкого поглотителя нейтронов (раствор азотнокислого кадмия) в реактор.

Хотя принципиальные положения обеспечения безопасности судовых установок базируются на принципах, принятых для стационарных ЯЭУ (например, энергоблоков АЭС), атомные корабли и суда имеют свою специфику. Для кораблей работа ядерного реактора – не только источник потенциальной опасности, но и возможность (зачастую единственная) спасения корабля в море и жизней членов его экипажа. В этом случае становиться допустимым выход параметров установки за эксплуатационные пределы, в отличие от АЭС, где в подобной ситуации реактор должен быть остановлен. В море возможна и работа реакторной установки, по крайней мере, до возвращения корабля на базу, при выходе из строя отдельных каналов безопасности или систем управления. Также разрешен пуск реактора при наличии лишь одного источника энергии на корабле.

Торжественная закладка первой секции атомного лихтеровоза (АЛВ) «Севморпуть» состоялась в Керчи в доке судостроительного завода «Залив» им. Б.Е. Бутомы в ноябре 1984 года. 20 февраля 1986 года корабль был спущен на воду, где и производилась его достройка. 26 октября 1988 года реактор КЛТ-40 достиг критичности.

Перед физическим пуском реактора была проверена герметичность защитной оболочки. Проверка показала, что при самой крупной аварии, например, крупной течи воды из реактора, утечка радиоактивной воды из оболочки не превысит 3 % в сутки, что ограничит поступление радионуклидов в атмосферу до приемлемых величин.

Затем реактор был выведен на уровень мощности, достаточный для работы паротурбинной установки, после чего последовала проверка установки в стационарном и переходном режимах работы, а также выполнения алгоритмов срабатывания аварийной защиты или экстренного снижения мощности при отключении отдельных систем. В дальнейшем при работе реактора на полной мощности были проведены измерения эффективности биологической защиты, которые показали, что уровни гамма и нейтронного излучения за защитой соответствуют проектным значениям, а мощность дозы на борту судна не превышает 5-10 мкр/час.

31 декабря 1988 года после завершения ходовых испытаний АЛВ «Севморпуть» был сдан в эксплуатацию.

Уверенность проектантов в надежности ЯЭУ КЛТ-40 проявилась уже в том, что судно сразу отправилось в коммерческий рейс из Одессы во Владивосток. 11 января 1989 года корабль с почти 30 тыс. тонн груза вышел из порта Одессы и двинулся к Босфору. Несмотря на принимаемые меры, в пути случился ряд инцидентов. Так, 18 января во второй контур реактора попала морская вода, а ночью 20 января сработала аварийная защита реактора из-за прекращения подачи питательной воды в парогенераторы, вызванной сбоем автоматики и человеческим фактором.

При проходе атомохода через экватор температура забортной воды составила 30 град, что было выше проектной для ядерной энергетической установки. Из-за падения вакуума в главном конденсаторе прошел сигнал экстренного снижения мощности реакторной установки, из-за чего пришлось снизить скорость хода корабля.

В феврале, после вторичного попадания во второй контур реактора морской воды, был объявлен набор добровольцев для поиска источника протечек, но найти его не удалось.

3 марта корабль встал на дальнем рейде порта Владивосток.

В течение всего рейса иностранными лицами неоднократно производился как удаленный анализ радиационной обстановки и отбор проб у корабля, так и инспекционные визиты на борт, но никаких претензий по радиационной обстановке не последовало.

Многолетний опыт эксплуатации судна на международных линиях и в Арктике продемонстрировал широкие возможности использования АЛВ в любых регионах мирового океана.

Введение за Полярным кругом круглогодичной навигации потребовало создания принципиально нового поколения ледокольных судов, с возможностью плавания в устьях северных рек. Уже первые регулярные рейсы в устье Енисея показали: начиная с января дизельные ледоколы работают здесь на пределе своих технических возможностей. Их мощности в двадцать с лишним тысяч лошадиных сил не хватало для быстрой и надежной проводки судов. Именно тогда специалисты впервые заговорили о том, что для сибирских рек необходимо построить новые ледоколы с малой осадкой и атомной энергетической установкой. В результате в СССР начали постройку атомных ледоколов проекта 10580 с ограниченной осадкой, предназначенных для проводки судов в устья сибирских рек.

12 ноября 1984 года был подписан контракт с финской фирмой «Вяртсиля-Марине» на строительство двух атомоходов «Таймыр» и «Вайгач». Свои названия новые машины получили в честь легендарных ледоколов, работавших в Арктике в начале XX века.

Контракт предусматривал, что в Финляндии будут построены корпуса ледоколов, а энергодвигательная установка и оборудование на суднах устанавливались советские. Закладка киля ледокола «Таймыр» состоялась в январе 1985 года. В 1988 году корпус судна был спущен на воду и отбуксирован в Ленинград на Балтийский завод им. Серго Орджоникидзе для монтажа ЯППУ.

На новых ледоколах была установлена ЯЭУ КЛТ-40М мощностью в 50 тыс. л.с., что позволяет ледоколу идти через лёд толщиной в два метра. При толщине льда в 1,77 метра скорость ледокола составляет 2 узла. Ледокол может действовать при температурах до -50 °C.

30 июня 1989 года ледокол «Таймыр» был принят в эксплуатацию и вошел в состав флота Мурманского морского пароходства.

25 июля 1990 года был принят в эксплуатацию и вошел в состав флота Мурманского морского пароходства ледокол «Вайгач». Его корпус также в 1989 году был отбуксирован в СССР для достройки в Ленинград, где произведен монтаж атомной энергетической установки на основе реактора КЛТ-40М.

Дальнейшая эксплуатация атомных ледоколов «Таймыр» и «Вайгач» в устье Енисея убедительно продемонстрировала своевременность их постройки, эффективность работы ледоколов в северном регионе и их экологические преимущества.

Ледокол «Вайгач» в декабре 2015 года установил скоростной рекорд самого позднего прохода от мыса Дежнева по Северному морскому пути до острова Белый. Он преодолел расстояние в 2250 миль за 185 часов со средней скоростью 12,5 узлов.

В 2017 году специалисты Росатомфлота совместно с конструкторским бюро АО «ОКБМ Африкантов» завершили работы по модернизации ядерных энергетических установок атомных ледоколов «Вайгач» и «Таймыр», их ресурс был продлен до 200 тысяч часов.

16 февраля 2018 года ледокол «Вайгач» побил рекорд по длительности эксплуатации ядерной энергетической установки, установленный атомным ледоколом «Арктика» в августе 2008 года. Новый рекорд составил 177,205 тыс. часов (прежнее значение – 177,204 тыс. часов).

18 мая 2009 года на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге стартовала стапельная сборка головного блока плавучей атомной электростанции, строящейся по проекту ЦКБ «Айсберг». Плавучий энергоблок стал еще одной ипостасью реактора КЛТ-40 в модификации КЛТ-40С.

Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) – энергоисточник нового поколения, созданный на базе российских технологий атомного судостроения. Основной элемент станции – плавучий энергоблок (ПЭБ) проекта 20870. Это несамоходное судно, на котором размещено энергетическое оборудование для генерации электрической и тепловой энергии. ПЭБ сооружается на судостроительном заводе и морем доставляется к месту размещения ПАТЭС. На месте же строятся только вспомогательные сооружения.

Размеры ПАТЭС, получившей имя «Академик Ломоносов», достаточно велики и составляют 140 метров длины и 30 ширины, его водоизмещение 21,5 тыс. тонн. Корпус ПАТЭС цельносварной, разделен перегородками на отсеки, которые формируют два блока – жилой и технологический. В технологическом расположены реакторы и турбины, отсек обращения с ядерным топливом и все необходимые вспомогательные системы и оборудование.

«Академик Ломоносов» оснащен двумя реакторными установками КЛТ-40С, надежность которых подтверждают тысячи реакторочасов, наработанных реакторами этого типа. Реакторы КЛТ-40С оснащены современными системами безопасности, в том числе основанными на пассивных, не зависящих от участия человека и автоматики, принципах срабатывания. Электрическая мощность ПАТЭС составляет 70 МВт плюс 50 Гкал/ч тепловой энергии, что достаточно для поддержания жизнедеятельности города с населением около 100 тыс. человек. ПАТЭС может эксплуатироваться без выгрузки топлива 12 лет, а назначенный срок службы станции составляет 40 лет. ПАТЭС разработана с большим запасом прочности, который превышает все возможные угрозы и делает ядерные реакторы неуязвимыми для цунами и других природных катастроф. Ядерные процессы на плавучем энергоблоке отвечают всем требованиям МАГАТЭ и не угрожают окружающей среде. На ПАТЭС используется ядерное топливо более низкого обогащения – менее 20 %.

На номинальной тепловой мощности каждый блок реакторной установки КЛТ-40С обеспечивает выработку 240 тонн в час пара с температурой 290 градусов. Электроэнергия выдается напряжением 10 кВ, что наиболее целесообразно для создания линий электропередач.

В 2019 году наступает время для вывода из эксплуатации Билибинской АЭС, и планируется, что ПАТЭС станет новой основой изолированной Чаун-Билибинской энергосистемы.