Успехи в создании автономных космических реакторных термоэлектрических станций, с одной стороны, и возможность исключения «человеческого фактора», с другой, равно как и энергетические потребности отдаленных и сравнительно малонаселенных районов нашей страны, выдвинули задачу создания необслуживаемых саморегулируемых атомных термоэлектрических станций малой мощности (НС АТЭС).
Проект НС АТЭС «Елена» разработан коллективом ГП «Красная Звезда» совместно с РНЦ РФ «Курчатовский институт», ПО «Ижорские заводы» и рядом других организаций. Средства на разработку проекта были выделены Дальневосточным отделением РАН и Институтом океанологии. Научный руководитель проекта — Николай Сидорович Хлопкин (ИАЭ), главный конструктор проекта — кандидат технических наук Феликс Данилович Лисица (ГП «Красная Звезда»). В работу над проектом вложили свой ум и талант сотрудники ИАЭ Борис Андреевич Буйницкий, Евгений Петрович Каплар, Александр Константинович Полушкин, главный конструктор ГП «Красная Звезда» Виктор Иванович Сербии, доктор технических наук Исаак Моисеевич Вишнепольский, В.А. Ерёмин и другие.
В проекте реализуется новый концептуальный подход к конструкции атомного источника электрической и тепловой энергии для потребностей народного хозяйства. Обеспечивается надежность, максимальная ядерная и радиационная безопасность, экологическая чистота в сочетании с относительно малыми размерами энергоисточника и самой станции.
В конструкции ЯТЭУ типа «Елена» принята блочная структура с ограниченным весом каждого блока. Это дает возможность поэлементной доставки компонентов установки в любой труднодоступный район и последующее проведение сборочных операций при её монтаже на месте размещения. Конструкция также обеспечивает доступ к основным агрегатам ЯТЭУ (ТЭГ — термоэлектрический генератор, теплообменники, приводы системы регулирования и др.) при проведении ремонтно-профилактических работ в случае краткосрочного снижения мощности или остановки реактора.
НС АТЭС могут эксплуатироваться на номинальной мощности практически в необслуживаемом режиме (без участия персонала) в течение 25-летнего срока службы, обеспечивая теплофикационную мощность для потребителя порядка 3 МВт и электрическую — порядка 100 кВт.
Все основные технические решения, заложенные в проект НС АТЭС «Елена», отработаны на реакторном прототипе — ядерной термоэлектрической установке «Гамма» (РНЦ «Курчатовский институт»), работающей с 1981 г. по настоящее время.
Проект НС АТЭС «Елена» в 1992 г. был представлен на конкурс проектов атомных станций малой мощности (АСММ), проводимый Российским ядерным обществом. Он успешно прошел экспертизу и признан лучшим среди атомных станций теплоснабжения в классе до 10 МВт тепловой мощности реактора.
Использование ядерных установок типа «Елена» как источника энергии представляется весьма перспективным для целого ряда задач. Повторим, что наиболее важным преимуществом установки является возможность длительной эксплуатации без обслуживания. А надежность, безопасность, автономность успешно обеспечиваются применяемыми в ней принципами саморегулирования, естественной циркуляции (конвекции) теплоносителей и прямого (термоэлектрического) преобразования энергии.
В проекте рассматривались следующие области применения установки типа:
— автономная стационарная ЯТЭУ — источник электрической и тепловой энергии для децентрализованного энергоснабжения наземных объектов;
— транспортабельная, размещаемая на корабле ЯТЭУ, — источник электрической и тепловой энергии для энергоснабжения корабельных систем и объектов на берегу;
— автономная транспортируемая ЯТЭУ подводного (погружного) типа — источник электрической энергии в районах шельфовых разработок.
Наземное применение ЯТЭУ — это решение задачи обеспечения небольших поселков, жилых модулей и автономных промышленных комплексов энергией и теплом в отдаленных северных, таежных, пустынных, прибрежных районах. Энергетические потребности этих объектов хорошо согласуются с выходными показателями ЯТЭУ.
В подводном варианте ЯТЭУ может быть использована для поисковых работ на шельфе, бурения и эксплуатации скважин.
Выбранная концепция ЯТЭУ дает возможность предложить несколько вариантов применения ЯТЭУ. На рис. 1 представлены варианты использования ЯТЭУ в наземном расположении, при погружении в морскую среду и на плавучих средствах.
В первом варианте — наземном — ЯТЭУ располагается в заглубленном бункере. Комплексная система управления размещается в специальном помещении вблизи бункера. Отвод низкотемпературного тепла от ЯТЭУ и циркуляционный теплоотвод в окружающую среду осуществляется путем естественной циркуляции либо утилизации этого тепла для хозяйственных нужд. Высокотемпературное тепло промышленного назначения отводится от ЯТЭУ по специальным теплоизолированным магистралям. В обеих системах теплоотвода предусмотрены насосные станции для принудительной циркуляции теплоносителя (воды).
В подводном варианте ЯТЭУ может быть использована на глубине шельфа, т.е. 200-300 м. Ограничение по глубине погружения позволяет унифицировать конструкцию ЯТЭУ в подводном и наземном исполнении (без дополнительного оснащения ЯТЭУ специальной системой наддува и компенсации давления, которая делает возможным глубоководное использование ЯТЭУ). В качестве теплоносителя внешнего (третьего) контура теплоотвода в подводном варианте ЯТЭУ используется морская вода, которая циркулирует в результате естественной конвекции в межтрубном пространстве теплообменников промежуточного контура, охлаждая теплоноситель этого контура. Во внешнем контуре теплоотвода предусмотрены специальные меры защиты его тракта от морского обрастания.
В подводном варианте совместно с ЯТЭУ используются специальные средства, обеспечивающие ее постановку и удержание на шельфовом фунте на определенном расстоянии от фунта (исключающем заиливание внешнего контура теплоотвода) и подъем ЯТЭУ на поверхность.
ЯТЭУ размещается в промежуточной раме на полуосях с подшипниками, что обеспечивает вертикальное положение ЯТЭУ при эксплуатации под водой. Для комплексной системы управления предусмотрен приборный контейнер, располагающийся в верхней части ЯТЭУ. Эта же ЯТЭУ может также использоваться непосредственно в составе плавучих средств (морских однокорпусных судов, катамаранов и т.д.). Один из возможных вариантов размещения ЯТЭУ в отсеке судна показан на рис. 1. Требования по радиационной безопасности личного состава судна обеспечиваются наличием биологической защиты из легких и тяжелых компонентов, включающих съемные блоки и элементы конструкции энергетического отсека судна. Во внешнем контуре теплоотвода, как и в подводном варианте, используется забортная вода; входной и выходной коллекторы внешнего контура теплоотвода сообщены водоводами с забортным пространством. Тракт этого контура, как и в подводном варианте ЯТЭУ, оснащен устройствами защиты от морского обрастания. Теплообменники промежуточного контура соединяются с коллекторами внешнего клинкетными задвижками. Это позволяет отключить любой теплообменник от тракта забортной воды в случае нарушения его герметичности в целях предотвращения выхода активированного теплоносителя в окружающее пространство. На судне предусмотрены помещения в надстройках для размещения комплексной системы управления.
Проект «Елена» был хорошо воспринят на Дальнем Востоке, в Екатеринбургской области, Красноярском крае, Республике Саха. В Минатоме рассматривалось предложение о создании головного образца ЯТУ с размещением его, например, на «Маяке» для последующего тиражирования в заинтересованные регионы. Однако реализация проекта не состоялась из-за финансовых проблем.
Академик Николай Сидорович Хлопкин, очень много сделавший для экспериментального продвижения проекта «Елена», писал: «Трехконтурная ядерная термоэлектрическая установка (ЯТЭУ) «Елена» предназначена для выработки 3 МВт тепла и 100 кВт электрической мощности. Дальнейшее повышение выработки электричества трудновыполнимо. Поэтому это направление дальнейшего развития не получило, так как небольшие поселки, энергоснабжение которых она могла обеспечить, признаны, согласно новой концепции освоения Севера, экономически не целесообразными. Однако, — отмечает он далее — необходимо учитывать, что ряд месторождений полезных ископаемых невозможно освоить без атомных станций малой мощности. Установку «Гамма» посетил заместитель главного начальника надзорного управления США, тщательно с ней ознакомился и был весьма доволен решением вопросов безопасности» (Маяк Арктики. 1991. Июнь.). И позже: «Нашу установку посмотрели и японцы, которые к вопросам безопасности относятся весьма придирчиво. Мы сначала познакомили их с докладом в г. Мурманске. Затем этот доклад был отвезен в Японию, где вызвал большой интерес у специалистов. Доклад по этой установке был прочитан на двух международных симпозиумах (в Мурманске и в Бонне) и получил одобрение м участников» (Хлопкин Н.С. Страницы жизни. М.: ИздАТ, 2003. С. 174.). Это мнение научного руководителя проекта «Елена», компетентнейшего специалиста и ученого-ядерщика.
Николай Сидорович Хлопкин академик РАН, научный руководитель НС АТЭС «Елена» и ее прототипа- установки «Гамма» (ИАЭ им. И.В. Курчатова)
В газете «Атом-пресса», вып. 26 (172) за июль 1995 г., Ф.Д. Лисица писал: «Главная задача разработчиков проекта сегодня та же — найти деньги. Чтобы продать установку за рубеж, заказчикам надо показать действующий головной образец. А чтобы создать головной образец, стоимость которого оценивается в 12 млн долларов, необходимо найти инвесторов. У нас разработано несколько вариантов бизнес-плана, в том числе по созданию регионального комплекса, состоящего из нескольких АСТ «Елена». Мы готовы создать головной образец за 4-5 лет. На создание регионального комплекса в 7-8 станций с диспетчерским центром потребуется не более 10 лет.
Я считаю, что на строительство первого головного образца деньги должно выделить государство. Имея головной образец, больше денег мы просить не будем. У нас есть письма из нескольких регионов России, которые просят установить у них наши станции, есть конкретные заказчики и за рубежом…»
В статье «Модульно-ядерная революция», опубликованной в журнале «Атомная стратегия XXI», ноябрь 2004 г., Ю.В. Крупнов приводит следующие факты: «В США малые АЭС сегодня рассматривают вполне конкурентоспособными с энергоустановками на углеводородах, и в настоящее время начинается строительство одной станции на Аляске, а также заявлено о начале строительства семи реакторов… Южноафриканская компания «Escom», получившая право на производство реактора PBMR, заявила в 1999 году, что к 2016 году она произведет 216 мини-реакторов, значительная часть которых пойдет на экспорт, а основная часть будет использована для программ развития плохо освоенных территорий… Конгресс США, — пишет Ю.В. Крупнов, — финансирует одновременно несколько программ по разработке модульных малых ядерных реакторов разных типов для их размещения в различных регионах США к 2010 году, выделив для этих целей из бюджета около 3 млрд долларов. Что же касается России, то Россия, которая 10 лет назад уже была по факту здесь абсолютным лидером, похоже, почти упустила свою фору и пятнадцать последних лет попусту потратила зря».
Проект «Елена» и на сегодня не потерял своих достоинств, привлекательности актуальности. Надежда на возрождение темы «Елена» пришла с концепцией новых взглядов руководства страны на востребованность развития атомной энергетики. XXI век только начался. Решение за будущим.
Считаю целесообразным сохранить для будущих поколений краткое описание конструкции и принципа действия этого, на мой взгляд, важнейшего источника энергии XXI века. В состав ЯТЭУ входят следующие агрегаты и системы:
— реактор, заключенный в прочный корпус и кессон;
— приводы органов СУЗ;
— термоэлектрический генератор, состоящий из 8 термоэлектрических блоков (вместо части этих блоков могут быть установлены блоки отбора тепла для теплофикационных или промышленных целей);
— теплообменники промежуточного контура;
— агрегаты системы поддержания давления теплоносителей в реакторном и промежуточном контурах, включающие компенсаторы объема и давления реакторного контура и компенсаторы объема промежуточного контура;
— баки с раствором борной кислоты дублирующей системы останова реактора;
— арматура, включающая заправочно-дренажные отсечные клапаны и шлюзовые камеры;
— датчики комплексной системы управления;
— защитная оболочка;
— элементы радиационной защиты.
Основные функциональные части ЯТЭУ, их расположение и направления циркулирующих потоков теплоносителей в контурах охлаждения представлены на пневмогидравлической схеме (рис. 2.).
В процессе нормальной эксплуатации ЯТЭУ работает в следующих основных режимах: подготовки, ввода в действие, рабочем, вывода из действия и расхолаживания. В режиме подготовки проводится комплексный контроль исходных значений параметров, проверка правильности функционирования основных систем ЯТЭУ, послемонтажная технологическая промывка, загрузка активной зоны, заправка теплоносителем и рабочими телами контуров ЯТЭУ, физический пуск установки. Согласно ОСТ 95.306-75, промывка оборудования реакторного контура должна проводиться водой с температурой 40-100°С при условии ее циркуляции с расходом, превышающим не менее чем в два раза расход при номинальном рабочем режиме. Промывка продолжается до получения качества воды, соответствующего качеству воды первоначального заполнения согласно ОСТ 95.3060-75. По окончании промывки и дренирования полостей реакторного контура эти полости продуваются азотом; при этом объем продуваемого азота должен быть не менее пятикратного объема реакторного контура. По окончании продувки реакторный контур консервируется путем заполнения его азотом. Аналогичные технологические операции по промывке и продувке выполняются и для промежуточного контура.
Рис. 2. Пневмогидравлическая схема ЯТЭУ: 1 — защитная оболочка; 2 — компенсатор объема реакторного контура; 3 — компенсатор давления реакторного контура; 4 — блок термоэлектрический; 5 — теплообменник промежуточного контура; 6 — компенсатор объема промежуточного контура; 7 — кессон; 8 — привод СУЗ; 9 — компенсаторы объема реакторного контура (с уровнемерами); 10 — блок отбора тепла; 11 — прочный корпус; 12 — промежуточный контур; 13 — ядерный реактор
Далее проводится заполнение реакторного контура (в него входят внутренние полости активной зоны, приводов, термоэлектрических блоков, водоводов и монтажных узлов, а также полости соединяющих их трубопроводов) дистиллятом воды специальной подготовки. По окончании заполнения водой выполняется накачка газа (азот с содержанием кислорода менее 0,1% объема) в полости реакторного контура до заданного давления наддува; при этом часть дистиллята стравливается (в случае надобности) до необходимого уровня в первом компенсаторе объема (фиксируется по уровнемеру). Качество дистиллята воды в заполненном реакторном контуре должно соответствовать заданным требованиям. Поддержание качества дистиллята осуществляется методом разбавления и ввода корректирующих добавок аммиака.
Так как конструктивно реакторный контур не имеет в своем составе системы очистки теплоносителя, то выбран слабощелочной аммиачный водно-химический режим, обеспечивающий низкую скорость общей коррозии конструкционных материалов и незначительный вынос продуктов коррозии в теплоноситель. После заправки азотом теплоизоляционной полости кессона проводится операция загрузки активной зоны и физический пуск реактора.
Энергетический пуск реактора производится с использованием дистанционного управления по сигналам, поступающим на приводы трех групп органов СУЗ, обеспечивающих подъем поглощающих стержней в соответствии с программой разогрева, в результате чего реактор из состояния глубокой подкритичности переводится на критический уровень и далее на номинальную мощность с разогревом теплоносителя (до 330 °С). По мере прогрева теплоноситель реакторного контура расширяется во внутренние полости компенсаторов объема, сжимая газ, находящийся над ним. При этом увеличивается давление теплоносителя в реакторном контуре до рабочего (аналогичные процессы происходят и в промежуточном контуре). В реакторном и промежуточном контурах начинаются процессы естественной циркуляции теплоносителей: теплоноситель реакторного контура, нагреваясь в активной зоне, поднимается вверх, омывая горячие теплопроводы термоэлектрических модулей, и возвращается назад на вход в активную зону. Теплоноситель же промежуточного контура, нагреваясь от «холодных» теплопроводов термоэлектрических модулей, поднимается вверх, омывая трубные пучки теплообменников, и возвращается вниз к холодным трубопроводам.
На номинальном режиме реактор работает в режиме саморегулирования, так что после ввода в действие исполнительные органы СУЗ стопорятся и в течение всего периода непрерывной эксплуатации остаются неподвижными. Возможность компенсации эффекта выгорания автоматически, без перемещения исполнительных органов СУЗ, обеспечивается оптимальным выбором конструктивных и технологических параметров активной зоны. Это происходит за счет отрицательного эффекта коэффициента реактивности при незначительном снижении температуры теплоносителя реакторного контура. При этом внешние возмущения (в том числе изменения условий теплоотвода, температуры воды в промежуточном контуре и т.д.) отрабатываются автоматически, без перемещения исполнительных органов СУЗ.
Стабилизация температуры и мощности реактора при выгорании ядерного топлива обеспечивается путем использования выгорающего поглотителя в стержневых элементах тепловыделяющих сборок. Вместе с тем происходит некоторое падение температуры и мощности реактора за ресурс. Штатные параметры теплоносителя реакторного контура на номинальном режиме — температуре около 330 °С и давлении порядка 19,6 Па в условиях его естественной циркуляции — являются оптимальными для ЯТЭУ с водо-водяным реактором под давлением и термоэлектрическими блоками на основе низкотемпературных тройных сплавов.
Вывод ЯТЭУ из действия осуществляется с помощью исполнительных органов СУЗ. При этом после прохождения сигналов аварийной защиты или в случае обесточивания приводов происходит ввод в активную зону реактора поглощающих стержней из любого положения. Темп расхолаживания определяется динамической постоянной; максимальное время расхолаживания до уровня 103 °С оценено величиной около 5500 с.
Концепция безопасности реализуется благодаря широкому использованию в конструкции ЯТЭУ принципов самозащищенности и глубоко эшелонированной изоляции.
На рис. 3 представлена интегральная компоновка ЯТЭУ «Елена». Активная зона с тяговым участком размещается в прочном корпусе с крышкой и окружена железоводной защитой. Реактор размещается в страховочном корпусе, образующим теплоизоляционную газовую полость в районе прочного корпуса и кессонную полость над крышкой реактора для размещения приводов СУЗ и предотвращающим выход радиоактивных веществ в случае нарушения герметичности первого контура.
В свою очередь, страховочный корпус окружен защитной оболочкой, служащей следующим барьером распространения радиоактивности. Вода, заполняющая объем защитной оболочки, является теплоносителем второго контура, охлаждающим внешние поверхности ТЭГ, и обеспечивает биологическую защиту реактора.
Компенсатор давления первого контура располагается в кессоне над приводами СУЗ, компенсаторы давления второго контура вынесены за пределы защитной оболочки. Внешняя оболочка ЯТЭУ является очередным барьером распространения радиоактивности и имеет следующие размеры: высота 12 м, диаметр 4,45 м. Воздушный зазор между защитной и внешней оболочками служит тепловой изоляцией. В качестве топлива используется диоксид урана. Загрузка урана — около 150 кг при обогащении 10 и 17% по 235U.
Благодаря оснащенности ЯТЭУ средствами ранней диагностики, она с высокой надежностью противостоит возникновению аварийных ситуаций. Эти аварийные ситуации, а также и запроектные аварии не приводят к выходу радиоактивных веществ за пределы станции. Из этого следует, что население, проживающее вблизи атомной станции типа «Елена», не подвергается радиации при использовании средств, установленных действующими нормативами (таких как укрытие, йодная профилактика, эвакуация).
Предлагаемая технология обеспечивает производство тепловой и электрической энергии и возможность безопасного вывода станции из эксплуатации, не требуя захоронения радиоактивных отходов на месте ее расположения. В реакторной установке не предусматривается применение высокообогащенного топлива (выше 21%).
Технология и средства управления атомной станцией ни при каких нарушениях пределов и условий безопасной эксплуатации не требуют вмешательства оперативного персонала для предотвращения опасного развития ситуации и ее стабилизации.
Еще раз подчеркнем. Саморегулируемость реактора, работа в течение всего срока службы без перегрузки топлива, необслуживаемость ЯТЭУ в течение всего времени работы в энергетическом режиме функционирования (без участия человека) и ее изолированность от окружающей среды (экологическая «чистота») — вот основные достоинства АТЭС этого типа. АТЭС «Елена» имеет высокий уровень ядерной самозащищенности, достигаемый за счет:
— использования саморегулирования мощности водо-водяного реактора, имеющего значительный отрицательный температурный коэффициент реактивности в рабочей точке;
— организации теплосъема с активной зоны и в промежуточных контурах естественной (путем конвекции) циркуляцией водяного теплоносителя;
— компенсации эффектов выгорания топлива температурным эффектом реактивности;
— использования однорежимной модели эксплуатации, при которой реактор работает на номинальном уровне мощности, а изменение нагрузки в теплофикационных сетях компенсируется системами сброса избыточного тепла;
— использования термоэлектрического метода преобразования энергии;
— использования интегральной конструкции с относительно небольшими габаритами, допускающими заглубление в землю, высокую сейсмостойкость и локализацию радиоактивных продуктов при авариях;
— применения дистанционной системы контроля;
— обеспечения пуска и остановки станции, проведения регламентных и ремонтных работ на АТЭС вахтовым методом специализированной выездной бригадой.
Грязнов Г. М. Космическая атомная энергетика и новые технологии. — 2007
