Стартовал заключительный этап изготовления первого реактора "РИТМ-200" для ледокола "Урал"

3 фото виа

Сложнейшие работы по приварке 12 кассет парогенераторов в зоне фланца первого реактора силовой установки "РИТМ-200" завершены.

Сложнейшая операция по сборке интегрированного корпуса первого реактора силовой установки "РИТМ-200" для третьего ледокола проекта 22220 "Урал" завершилась в В ПАО "ЗиО-Подольск" (входит в машиностроительный дивизион Росатома – Атомэнергомаш). Об этом передает пресс-служба Атомэнергомаша.

Специалисты предприятия выполнили работы по приварке 12 кассет парогенераторов (ПГ) в зоне фланца. На этом изготовление первого реактора вышло на финишную прямую.

"Кассеты ПГ изготовило АО "ОКБМ Африкантова" (также входит в машиностроительный дивизион Росатома – Атомэнергомаш). Если ранее парогенераторы находились вне реактора, то теперь располагаются непосредственно в нем. Именно в этом и заключается уникальность реакторной установки "РИТМ-200", которая имеет максимально компактную и энергоэффективную интегральную компоновку оборудования", - говорится в сообщении.

Специалистам удалось совместить кассеты ПГ, каждая из которых весит почти полторы тонны, с ранее прошедшими механическую обработку посадочными местами ПГ с допуском в сотые доли миллиметра.

"Кассеты ПГ расположены внутри корпуса и предназначены для генерирования пара необходимых параметров. Монтаж кассет производился через главный разъем корпуса с использованием специальной оснастки, разработанной специалистами "ЗиО-Подольска". Коллектор кассеты ПГ установлен в боковое гнездо корпуса и приварен силовым сварным швом. Сварные соединения велись в неповоротном положении на глубине 120 мм в щелевом пространстве 50 мм", - отмечается в пресс-релизе.

В настоящее время на предприятии готовятся к гидравлическим испытаниям корпуса первого реактора, следующий этап - контрольная сборка с внутрикорпусными устройствами и крышкой. Ранее ПАО «ЗиО-Подольск» изготовил силовые установки "РИТМ-200" для ледоколов нового поколения "Арктика" и "Сибирь".

браво!

Параметры

Период непрерывной работы — 26 000 часов.
Срок между перегрузками — до 10 лет.
Назначенный срок службы — не заменяемого оборудования — 40 лет, заменяемого оборудования — 20 лет.
Назначенный ресурс — не заменяемого оборудования — 320 000 часов, заменяемого оборудования — 160 000 часов.
Обогащение топлива — не более 20%.
Коэффициент использования установленной мощности — 0,65.
Рабочее давление первого контура, МПа — 15,7;
Температура первого контура — 277 на вход, 313 на выход;
Расход теплоносителя первого контура через АЗ (активную зону), 3250 тонн в час;
Паропроизводительность — 248 тонн в час (295 C°, 3.82 МПа)
Размеры для двух РУ (реакторная установка) в пределах ЗО (защитной оболочки) — 6 * 13,2 * 15,5 метров.
Физический размер — 6×6 метров с полной массой около 1000 тонн. Интегрированный корпус ПГБ (паро-генерирующий блок), позволивший существенно снизить массу и габариты РУ в пределах ЗО.
Низкообогащенная кассетная активная зон, по конструктивному исполнению аналогичная активной зоне реактора КЛТ-40С РУ ПАТЭС, обеспечивающая высокую продолжительную работу без перезарядки и выполнение требований нераспространения.
Увеличенный ресурс и срок службы основного оборудования до заводского ремонта.
Увеличены резервы времени для принятия решений в аварийных ситуациях.

что хочешь можно от такого монстра запитать и обогреть на корабле, да что там на корабле, даже на причале.

а ПАТЭС 2 штуки КЛТ-40
город запитает легко.

РИТМ ЕМНИП 3-е поколение. КЛТ-40 2-е. Собственно могу понять почему на Ломоносова установили именно КЛТ, отработанный реактор с известными параметрами и технологией обслуживания.

Это сообщение отредактировал AidaharA - 5.09.2018 - 12:10

чуть поправлю.
4е и 3е поколение.

Спасибо, не имею отношения к корабельным установкам вот и не в курсе. Первое это ОК-150?

Нет, первым поколением, все же, является ВМ-А, по две штуки о 70МВт стояли на АПЛ пр. 658 и не только.

Бля. Надо было на сварщика идти учиться. ))))

Карсафчеги!
Пусть немоглики поперхнутся кофэ.

Рискну предположить, что ВМ-серия все-же сугубо военного направления.

А так же они являются папой первого официального гражданского ВВЭРа-210, откуда есть пошли всякие 440-ые, 1000-ые и 1200-ые

...

Реакторная установка «РИТМ-200» для атомного ледокола «Сибирь»
6 фото и текст

ПАО «ЗиО-Подольск», входящее в машиностроительный дивизион Росатома — «Атомэнергомаш», завершило поставку основного оборудования самой современной в мире судовой реакторной установки «РИТМ-200» для первого серийного универсального атомного ледокола ЛК-60Я проекта 22220 «Сибирь», который был спущен на воду 22 сентября. Предприятие изготовило и отгрузило на «Балтийский завод — Судостроение» интегрированный корпус второго парогенерирующего блока (ПГБ) реакторной установки «РИТМ-200».

Масса изделия составила 147,5 тонны, высота — 7,3 метра, диаметр — 3,3 метра. Первый интегрированный корпус ПГБ РУ «РИТМ-200» был отгружен в середине сентября.

Доставка интегрированного корпуса парогенерирующего блока заказчику осуществляется на специальном железнодорожном транспортёре сочленённого типа грузоподъёмностью 240 тонн, так как груз является негабаритным. Транспортёр будет включён в состав грузового поезда. По железной дороге реактор доедет до станции «Новый порт» Санкт-Петербурга, там его перегрузят на специальную баржу и уже по воде доставят на Балтийский завод.

Справка:

РИТМ-200 — водо-водяной ядерный реактор, разработанный в ОКБМ имени И. И. Африкантова. Предназначен для установки на ледоколах и перспективных плавучих атомных электростанциях.[1][2] Изготовитель ЗиО-Подольск.

В июне 2016 года первая энергетическая установка с двумя реакторами для головного ледокола ЛК-60Я (проект 22220) доставлена на строительную площадку ледокола.

Реакторная установка РИТМ-200 выполнена по двухконтурной схеме. Отличительной особенностью реактора являются 4 парогенератора, интегрированные в корпус активной зоны. Традиционно парогенераторы делают в отдельном корпусе, соединённом с корпусом активной зоны трубопроводами теплоносителя первого контура. Интегральная компоновка уменьшает материалоёмкость и габариты установки, снижает риск утечек из первого контура реактора, облегчает монтаж и демонтаж установки. 4 главных циркуляционных насоса расположены вокруг корпуса реактора.[1] Реактор будет обладать тепловой мощностью 175 МВт, обеспечивая мощность на валу двигательной установки 30 МВт (в транспортном варианте) или 55 МВт электрических (в энергетическом варианте). В целях соблюдения принципа нераспространения обогащение урана ограничено 20 %. Перезагрузка топлива от 7 до 10 лет, при запланированном сроке эксплуатации 40 лет[4].

Относится к 4-му поколению реакторных установок гражданского судового класса. В отличи от 3-го поколения (КЛТ-40С семейство) осуществлен переход от блочной компоновки к интегральной. В комплексе с примененными решениями достигается 2-кратное массовое (3800 т → 2200 т) и габаритное совершенство (12 × 17,2 × 12 → 6 × 13,2 × 15,5).

Параметры

Период непрерывной работы — 26 000 часов.
Срок между перегрузками — до 10 лет.
Назначенный срок службы — не заменяемого оборудования — 40 лет, заменяемого оборудования — 20 лет.
Назначенный ресурс — не заменяемого оборудования — 320 000 часов, заменяемого оборудования — 160 000 часов.
Обогащение топлива — не более 20%.
Коэффициент использования установленной мощности — 0,65.
Рабочее давление первого контура, МПа — 15,7;
Температура первого контура — 277 на вход, 313 на выход;
Расход теплоносителя первого контура через АЗ (активную зону), 3250 тонн в час;

Паропроизводительность — 248 тонн в час (295 C°, 3.82 МПа)
Размеры для двух РУ (реакторная установка) в пределах ЗО (защитной оболочки) — 6 * 13,2 * 15,5 метров.
Физический размер — 6×6 метров с полной массой около 1000 тонн. Интегрированный корпус ПГБ (паро-генерирующий блок), позволивший существенно снизить массу и габариты РУ в пределах ЗО.
Низкообогащенная кассетная активная зон, по конструктивному исполнению аналогичная активной зоне реактора КЛТ-40С РУ ПАТЭС, обеспечивающая высокую продолжительную работу без перезарядки и выполнение требований нераспространения.
Увеличенный ресурс и срок службы основного оборудования до заводского ремонта.
Увеличены резервы времени для принятия решений в аварийных ситуациях.

Основополагающие решения

Период непрерывной работы — 26 000 часов.
Срок между перегрузками — до 10 лет.
Назначенный срок службы — не заменяемого оборудования — 40 лет, заменяемого оборудования — 20 лет.
Назначенный ресурс — не заменяемого оборудования — 320 000 часов, заменяемого оборудования — 160 000 часов.
Обогащение топлива — не более 20%.
Коэффициент использования установленной мощности — 0,65.
Рабочее давление первого контура, МПа — 15,7;
Температура первого контура — 277 на вход, 313 на выход;
Расход теплоносителя первого контура через АЗ (активную зону), 3250 тонн в час;
Паропроизводительность — 248 тонн в час (295 C°, 3.82 МПа)
Размеры для двух РУ (реакторная установка) в пределах ЗО (защитной оболочки) — 6 * 13,2 * 15,5 метров.
Физический размер — 6×6 метров с полной массой около 1000 тонн. Интегрированный корпус ПГБ (паро-генерирующий блок), позволивший существенно снизить массу и габариты РУ в пределах ЗО.
Низкообогащенная кассетная активная зон, по конструктивному исполнению аналогичная активной зоне реактора КЛТ-40С РУ ПАТЭС, обеспечивающая высокую продолжительную работу без перезарядки и выполнение требований нераспространения.
Увеличенный ресурс и срок службы основного оборудования до заводского ремонта.
Увеличены резервы времени для принятия решений в аварийных ситуациях.

Основополагающие решения

ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) имеет в своем составе 2 РУ на базе водо-водяного реактора интегрированного типа тепловой мощность 175 МВт, расположенные в индивидуальных ЗО (защитных оболочках).
Выработка пара (248 т/ч каждой РУ) осуществляется по традиционной и отработанной двухконтурной схеме путем передачи тепла от 1 контура питательной воде и пару 2 контура в парогенераторе.
Обеспечение безопасности РУ РИТМ-200 базируется на следующих принципах:
Высокая тепло-аккумулирующая способность.
Естественная циркуляция теплоносителя 1 контура, достаточная для расхолаживания реактора.
Минимальная протяженность трубопроводов 1 контура
Применение ограничения истечения в малых патрубках.
Больший по сравнению с блочной схемой объем теплоносителя 1 контура в корпусе реактора увеличивают резерв времени до осушения АЗ при аварии с течью теплоносителя 1 контура.
Снижения флюенса нейтронов на корпус позволяет увеличить радиационный ресурс ПГБ и снизить температуру при гидравлических испытаниях.
Введение систем безопасности,Ю работающих по активному и пассивному принципу.

...

Есть вопрос
Написано тут "Период непрерывной работы — 26 000 часов."

26 000 /24 ч= 1 083 дня/30 = 36 месяцев или три года...

а в вашем посте дальше толкуется про 10, 20 и даже 40 лет...
Поясните зануде в чем тут цимес?

Это сообщение отредактировал Сяха - 6.09.2018 - 12:25