«Памир», «Памир-630Д» — передвижная атомная электростанция, размещённая на автомобильном шасси. Была разработана в Институте ядерной энергетики АН БССР (ИЯЭ АН БССР), генеральный конструктор В. Б. Нестеренко).
Памир | |
---|---|
«Памир-630Д» | |
Страна | СССР |
Эксплуатирующая организация | Институт ядерной энергетики АН БССР (ИЯЭ АН БССР) |
Основные характеристики | |
Электрическая мощность, МВт | 630 кВт |
Характеристики оборудования | |
Эксплуатируемых реакторов | 1 |
Закрытых реакторов | 1 |
Работы по созданию передвижных атомных электростанции (ПАЭС) в БССР начались в 1973 году, когда в составе ИЯЭ АН БССР было создано специальное конструкторское бюро (СКБ) с опытным производством. Тогда же начались научно-исследовательские и проектные работы по созданию будущего реактора для ПАЭС. Проектируемая институтом ПАЭС «Памир» предназначалась в первую очередь для использования в качестве автономного источника электрической энергии передвижных и стационарных объектов, находящихся в труднодоступных районах. В результате многолетней работы в 1985 году была создана и пущена 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.
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.
Установка была оснащена реактором типа «Памир-630Д» с диссоциирующим теплоносителем на основе тетраоксида диазота. Тетраоксиду диазота 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 испытаниях погиб один из сотрудников КБ, случайно вдохнувший пары ядовитой жидкости.
Тепловая мощность реакторной установки составляла 5 МВт, электрическая мощность — 630 кВт[1].
Реакторный и турбогенераторные блоки размещались на двух специальных полуприцепах, в качестве основного тягача для установки использовался автомобиль МАЗ-7960, специально разработанный на основе тягача МАЗ-537.
Реакторный блок, являющийся самым тяжелым элементом всей установки, был смонтирован на специальном полуприцепе МАЗ-9994 грузоподъемностью 65 тонн. Помимо реактора с биозащитой в реакторном блоке размещались система аварийного расхолаживания, шкаф распределительного устройства собственных нужд и два автономных дизель-генератора по 16 кВт.
Турбогенераторный блок, в котором размещалось оборудование электростанции, также был смонтирован на аналогичном полуприцепе.
Элементы системы автоматизированного управления защиты и контроля, а также вспомогательный энергоблок с двумя резервными дизель-генераторами по 100 кВт, располагались в кузовах двух вспомогательных автомобилей.
Всего станцию обслуживало порядка 28 человек.
Установка была рассчитана на перевозку железнодорожным, морским и авиационным транспортом. По прибытии ПАЭС на место дислокации реакторный и турбогенераторный блоки устанавливались рядом и соединялись трубопроводами с герметичными сочленениями. Реакторный и турбогенераторный блоки устанавливались на домкратах, колеса с прицепов снимались и отвозились в безопасную зону. Блоки управления и резервная энергоустановка ставились не ближе 150 метров от реакторного блока, чтобы обеспечить радиационную безопасность персонала.
Характеристика | Памир-630Д |
---|---|
Электрическая мощность, кВт | 630 |
Тепловая мощность, кВт | 4950 |
Материал замедлителя и отражателя | Гидрид циркония (ZrН1.9) |
Топливо | UO2, обогащенный по изотопу U235 до 45% |
Материал поглощающих стержней | Оксид европия(III) (Eu2O3) |
Количество ТВС, шт: | |
типа 1 | 84 |
типа 2 | 3 |
типа 3 | 19 |
Загрузка активной зоны по U235, кг | 18,7 |
Количество стержней СУЗ, шт | 12 |
Высота активной зоны, мм | 500 |
Диаметр активной зоны, мм | 505,7 |
Теплоноситель | «Нитрин» (на основе N2O4) |
Расход теплоносителя, кг/c | 5,68 |
Температура теплоносителя, °C: | |
на входе в реактор | 189,5 |
на выходе из реактора | 503 |
Максимальная температура, °C: | |
оболочки ТВЭЛ | 700 |
замедлителя | 570 |
топлива | 1150 |
Масса активной зоны, кг | 5700 |
В 1986 году, после Чернобыльской аварии, безопасность использования данных комплексов была подвергнута критике. В феврале 1988 года по решению Совмина СССР и президиума Академии наук БССР работы по проекту «Памир-630Д» были прекращены. В качестве одной из главных причин остановки работ по проекту была названа «недостаточная научная обоснованность выбора теплоносителя». Научно-исследовательский реактор был ликвидирован: обе установки были выведены из эксплуатации и утилизированы в конце 1986 года; все тягачи с оборудованием демонтировали.
Одна из сохранившихся деталей — металлическая конструкция активной зоны реактора — установлена на территории института в виде части декоративного фонтана. Вторая — часть труб из нержавеющей стали парогенератора, была установлена в качестве декорации в ночном клубе «Реактор» в Минске; по состоянию на сентябрь 2013 года этот клуб закрыт.
Впоследствии в некоторых источниках (научные журналы и т. д.) сообщалось, что вопрос с применением мобильных ядерных установок не закрыт[источник не указан 875 дней].
Ядерные реакторы СССР и России | |||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Исследовательские |
| ||||||||||
Промышленные и двухцелевые |
| ||||||||||
Энергетические |
| ||||||||||
Транспортные |
| ||||||||||
§ — имеются строящиеся реакторы, ‡ — существует только в виде проекта
|
Атомные электростанции, построенные по советским и российским проектам | |||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| |||||||||||||||
| |||||||||||||||
§ — имеются строящиеся энергоблоки, ‡ — планируются новые энергоблоки, × — имеются закрытые энергоблоки |