УДАРНАЯ СИЛА. ПЕРЕДВИЖНАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ ПАМИР 630-Д. РЕАКТОР СУДНОГО ДНЯ ДЛЯ США И ДРУГИХ

Работы по созданию передвижных атомных электростанций (ПАЭС) в БССР начались ещё в 1963 году, но только к 1973 году, когда в составе Института ядерной энергетики Академии наук (ныне Объединенный институт энергетических и ядерных исследований «Сосны» НАН), было создано специальное конструкторское бюро с опытным производством. Научным руководителем проекта назначили директора этого учреждения Андрея Капитоновича Красина, одного из создателей первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Тогда же начались научно-исследовательские и проектные работы по созданию будущего реактора для ПАЭС. Наибольший интерес к такого рода энергоустановке проявляли военные: им требовался компактный и автономный источник электричества для объектов, находящихся в отдаленных и отличающихся суровым климатом районах страны – там, где нет ни железных дорог, ни ЛЭП и куда довольно сложно доставить большое количество обычного топлива. Речь могла идти об электропитании радиолокаторных станций или пусковых установок ракет. Кроме того, её планировали использовать в случае нанесения ударов по основным объектам советской инфраструктуры. В этом случае мобильная АЭС, выжившая после удара, могла быть развернута в любом удобном месте для выживания. В результате многолетней работы в 1985 году была создана и запущена первая в мире передвижная атомная электростанция «Памир-630Д» Для испытания установки было изготовлено два комплекта ПАЭС. Первый из них предназначался для ходовых испытаний в полевых условиях, второй комплект использовался для энергетических испытаний на стендах. С учетом предстоящего использования в экстремальных климатических условиях к проекту предъявлялись особые требования. Станция должна была работать при большом разбросе температур (от –50 до 35°С), а также при высокой влажности. Заказчик требовал, чтобы управление энергоустановкой было максимально автоматизировано. При этом станция должна была вписываться в железнодорожные габариты О-2Т и в габариты грузовых кабин самолетов и вертолетов с размерами 30х4,4х4,4 м. Продолжительность работы АЭС определялась в не менее чем 10 000 часов при времени непрерывной работы не более 2000 часов. Время развертывания станции должно было составлять не более шести часов, а демонтаж необходимо было уложить в 30 часов. Электрический пуск первого реактора ПАЭС «Памир» состоялся 24 ноября 1985 года, испытания продолжались до сентября 1986 года. Экспериментальный образец отработал в общей сложности на разных режимах нагрузки порядка 3500 часов. Установку дважды выводили на проектную мощность. Модули оснастили одноконтурным реактором типа «Памир-630Д» с диссоциирующим теплоносителем на основе тетраоксида диазота. Тетраоксиду диазота (N2O4) свойственна крайне высокая коррозийная агрессивность, особенно при кипении и конденсации, что повышало шанс прорыва контура турбогенератора. Добавление в теплоноситель монооксида азота позволило несколько снизить коррозийность; такой раствор получил название «нитрин». Тем не менее, проблема оставалась актуальной. Более того, в случае нарушения герметичности контура с теплоносителем, его утечка представляла высокую опасность для персонала. Тетраоксид диазота моментально реагировал с водой (например, в легких при вдыхании) и превращался в азотную кислоту. Вследствие прорыва трубопровода с теплоносителем при испытания погиб один из сотрудников КБ, случайно вдохнувший оранжевые пары ядовитой жидкости. Впрочем, проектировщики «Памира-630Д» внедрили в свой проект ряд конструктивных решений, которые были призваны повысить безопасность всей системы. Во-первых, все процессы внутри установки, начиная от пуска реактора, управлялись и контролировались с помощью бортовых ЭВМ. Два компьютера работали параллельно, а третий находился в «горячем» резерве. Во-вторых, была реализована система аварийного охлаждения реактора за счет пассивного перетекания пара через реактор из части высокого давления в часть конденсатора. Наличие большого количества жидкого теплоносителя в технологическом контуре позволяло в случае, например, обесточивания эффективно отводить тепло от реактора. В-третьих, важным «страховочным» элементом конструкции стал материал замедлителя, в качестве которого был выбран гидрид циркония. При аварийном повышении температуры гидрид циркония разлагается, и выделяемый водород переводит реактор в глубоко подкритичное состояние. Реакция деления прекращается. Тепловая мощность реакторной установки составляла 5 МВт, электрическая мощность — 630 кВт. Скачать мои книги можно здесь: Донат: