alex_leshy (alex_leshy) wrote,
alex_leshy
alex_leshy

Categories:

Про атомный реактор и корабли

В качестве моего предисловия: Атомный реактор это не только АЭС, это еще мощные двигатели для кораблей. Например, для ледоколов. У России в этой области не только самые большие потребности, но и самые лидирующие позиции в мире. В том числе - в научно-техническом и инженерном смысле. Может быть мы пока и не умеем делать лучшие в мире айфоны, однако атомные ледоколы мы совершенно точно умеем строить лучше всех на планете.



О новой АЭС вы замолвите слово


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:

Полный текст статьи можно прочитать на сайте ГЕОЭНЕРГЕТИКА



Tags: Россия, атом, передовые технологии, флот, энергетика
Subscribe

  • Post a new comment

    Error

    Anonymous comments are disabled in this journal

    default userpic

    Your reply will be screened

    Your IP address will be recorded 

  • 5 comments