Реакторные установки Печать


Меню раздела:

В этом разделе доступны для скачивания буклеты по реакторным установкам

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

В структуре крупномасштабной атомной энергетики будущего доминирующая роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и тем самым снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.

bn13

География размещения быстрых реакторов в мире

Работы АО "ОКБМ Африкантов" в области быстрых реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350 в г. Шевченко (ныне г. Актау, Республика Казахстан). Энергопуск реактора состоялся в 1973 г., завершение эксплуатации - 1999 г.

Разработка реактора БН-350 велась на основе опыта создания и эксплуатации экспериментального реактора БР-5, сооружённого в 1959 г. на территории Физико-энергетического институте (ФЭИ, г. Обнинск Калужской обл.), и опыта разработки исследовательского реактора БОР-60, введённого в строй в НИИАР (г. Мелекесс, ныне г. Димитровград Ульяновской обл.). Разработки всех энергетических реакторов проводились под научным руководством ФЭИ.

Эксплуатация энергоблока БН-350 подтвердила надёжность и безопасность быстрых натриевых реакторов большой мощности. Длительная работа реактора позволила собрать обширную информацию по работоспособности активной зоны, оборудования и систем безопасности, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих проектов быстрых натриевых реакторов.

Ключевой установкой, демонстрирующей достигнутые результаты и возможности дальнейшего усовершенствования реакторов на быстрых нейтронах, является энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт (энергоблок №3 Белоярской АЭС, г. Заречный Свердловской обл.).

В этом проекте было принято принципиальное решение по переходу от петлевой компоновки первого контура к интегральной, в которой всё оборудование первого контура размещается внутри корпуса реактора, что позволило повысить его безопасность и надёжность работы. Энергопуск энергоблока №3 состоялся в апреле 1980 г.

БН-600 единственный в мире быстрый реактор промышленного уровня мощности, который успешно эксплуатируется длительное время в коммерческом режиме.

bn14

Центральный зал БН-600 на Белоярской АЭС

В течение длительного периода эксплуатации коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне – в диапазоне 75 – 80%. Внеплановые потери составляют менее 2,2%. Выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов в окружающую среду отсутствует. Выход инертных радиоактивных газов в настоящее время пренебрежимо мал и составляет <1% от допустимого по санитарным нормам.

В процессе эксплуатации энергоблок №3 демонстрирует высокие эксплуатационные показатели и тем самым успешно решает поставленную задачу — обоснование надежности и безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем на промышленном уровне. БН-600 трижды признавался лучшим среди энергоблоков страны по показателям надежности и безопасности.

В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет. Конструкция РУ сохранила достаточную работоспособность, что позволило получить лицензию на продление срока эксплуатации на 10 лет с перспективой дальнейшего увеличения.

АО «ОКБМ Африкантов», являясь главным конструктором реактора БН-600, сопровождает его эксплуатацию на Белоярской АЭС, решая совместно с БАЭС и другими организациями вопросы обеспечения его надежной и безопасной работы на протяжении всего жизненного цикла.

Основываясь на опыте проектирования реактора БН-600, в 1983 г. предприятием был подготовлен проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока электрической мощностью 880 МВт. В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью улучшения технико-экономических показателей и дальнейшего повышения уровня безопасности. Так, практически в тех же габаритах корпуса реактора БН-600, тепловая мощность увеличена на 42% и, соответственно, электрическая мощность доведена до 880 МВт.

В проекте БН-800 принят ряд новых технических решений, обеспечивающих повышение уровня безопасности реакторной установки. Введённые усовершенствования позволили довести проект БН-800 по уровню безопасности до требований, предъявляемых к перспективным ядерным энергоблокам поколения 3+.

Значительно улучшены и экономические показатели энергоблока по сравнению с БН-600. Это достигнуто за счёт того, что мощность реактора увеличена в 1,4 раза без изменения диаметра корпуса, а также в связи с применением в проекте одной турбомашины вместо трёх в БН-600. Переход на одну турбоустановку, наряду со снижением удельной стоимости энергоблока, обеспечивает также повышение КИУМ, ориентировочно до 85%.

Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г., а в 2015 г. состоялся его энергопуск. АО «ОКБМ Африкантов», благодаря накопленному опыту и созданной производственной базе, обеспечивало организацию изготовления и поставки всего оборудования при сооружении энергоблока, выполняя функцию комплектного поставщика, при этом значительная часть оборудования была изготовлена на самом предприятии.

bn15 bn16 bn17

2010 г.

bn18

2014 г.

Этапы строительства БН-800

БН-800 призван обеспечить окончательную отработку элементов замкнутого ядерно-топливного цикла для перехода к новой технологической платформе. Это позволит:

  • вовлечь в полезный производственный цикл неиспользуемый сегодня изотоп U-238, составляющий основную часть природного урана, и таким образом многократно увеличить топливную базу атомной энергетики;
  • повторно использовать отработавшее ядерное топливо других АЭС с реакторами на тепловых нейтронах;
  • минимизировать радиоактивные отходы, «дожигая» из них долгоживущие изотопы.

28 января 2016 г. энергоблок был выведен на мощность 50% от номинального уровня. При достижении проектной мощности и переходе на промышленную эксплуатацию, что запланировано в 2016 г., БН-800 станет самым мощным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах.

Разработка и реализация проектов БН-350, БН-600 и БН-800 позволили создать эффективную проектно-конструкторскую и производственную инфраструктуру, которая явилась базой для дальнейшего развития технологии БН.

В настоящее время АО «ОКБМ Африкантов» является главным конструктором реакторной установки БН-1200, обеспечивает координацию необходимых НИОКР, включая определение оптимальных проектных решений по энергоблоку.

В 2016 г. будут завершены разработка технического проекта реакторной установки и выполнение программы научно-исследовательских и конструкторских работ, а также разработка материалов проекта энергоблока.

Оптимальное сочетание референтных и новых решений и возможность расширенного воспроизводства топлива позволяют отнести данный проект к ядерным технологиям IV поколения.

БН-1200 призван достичь экономических показателей, которые обеспечат его конкурентоспособность по сравнению с серийными ВВЭР, сопоставимыми по уровню мощности.

Эволюция основных технических характеристик реакторов БН, по мере разработки их проектов и накопления опыта эксплуатации, представлена в нижеследующей таблице.

Реактор БН-350 БН-600 БН-800 БН-1200
Вид компоновки петлевая интегральная интегральная интегральная
Вид топлива Двуокись урана (UO2) Двуокись урана (UO2) Двуокись урана и плутония
(UPuO2)
Двуокись урана и плутония /Нитрид урана и плутония (UPuO2/UPuN)
Номинальная тепловая мощность, МВт 750 1470 2100 2800
Электрическая мощность, брутто, МВт До 150* 600 880 1220

*Кроме выработки электроэнергии, установка с реактором БН-350 обеспечивала опреснение морской воды

АО "ОКБМ Африкантов" активно участвует в международном сотрудничестве по быстрым реакторам. Предприятие является разработчиком технических решений проекта китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR, введённого в строй в 2011 г., и главным подрядчиком по изготовлению основного оборудования реактора, из других зарубежных стран наиболее тесное сотрудничество имеется с Францией.

См. также: Белоярская АЭС и "быстрые" реакторы БН

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

В настоящее время атомная энергетика на основе технологии водо-водяных реакторов занимает достойное место в сфере производства электроэнергии. Развитие быстрых реакторов обеспечивает более устойчивое положение атомной энергетики в этой сфере. Между тем более 60 % всех топливных ресурсов используется в промышленности для получения технологического тепла, на транспорте в качестве топлива для двигателей и для коммунального теплоснабжения.

Расширение рынка атомной энергетики в «неэлектрической сфере» возможно путем внедрения высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Конструктивные особенности этих реакторов позволяют получить температуры гелиевого теплоносителя до 950°С, что было доказано опытом эксплуатации зарубежных газоохлаждаемых реакторов.

Эта особенность позволяет использовать это тепло в различных отраслях промышленности (химия, нефтехимия, нефтепереработка, интенсификация добычи вязкой нефти, металлургия и т.д.).

Высокая температура позволяет реализовать производство водорода, как топливо для транспорта и как химического реагента в промышленности из воды.

Перспективным представляется реализация прямого газотурбинного цикла с высоким КПД (~50%) с одновременным использованием сбросного тепла для коммунального теплоснабжения.

Разработками в области высокотемпературных реакторов АО «ОКБМ Африкантов» занимается более 40 лет. На предприятии выполнен значительный объем НИР и ОКР, в кооперации было создано более 70 стендов в обоснование проектов ВТГР.

Совместно с Российскими предприятиями разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: атомная станция для комбинированой выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле ВГ-400, модульный реактор для производства технологического тепла с температурой до 900°С и электроэнергии ВГМ, атомная станция для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината ВГМ-П, высокотемпературный модульный реактор с замкнутым газотурбинным циклом для производства электроэнергии ГТ-МГР, модульный ВТГР для технологического применения МГР-Т. Научным руководителем проектов является НИЦ "Курчатовский институт". Современные проекты высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов модульного типа имеют единичную мощность до ~ 600 МВт.

Безопасность

Безопасность и достижение высоких температур на выходе из реактора реализуются за счет использования:

  • инертного, неактивируемого гелиевого теплоносителя;
  • топлива на основе сферических микрочастиц с многослойными термо- и радиационностойкими покрытиями, которые надежно удерживают продукты деления во всех режимах работы, включая аварийные;
  • отрицательных обратных связей по температуре топлива и мощности;
  • термостойких конструкционных материалов активной зоны и отражателей на основе графита.

Гибкий топливный цикл технологии ВТГР позволяет использовать топливо на основе урана, плутония, тория, включая МОХ без изменения конструкции активной зоны и обеспечивать его глубокое выгорание. Глубокое выгорание исключает возможность использования начинки твэл в военных целях.

ВТГР может иметь активную зону на основе призматических тепловыделяющих сборок с остановками на перегрузку или шаровых, которые можно перегружать без снижения мощности реактора.

 vtgr01 Сферический микротвэл

Области применения ВТГР

  • Энерготехнологическое применение
    Cнабжение теплом технологических производств в различных энергоемких отраслях промышленности. Переход к экологически чистой водородной энергетике и «водородной экономике». Атомно-водородная концепция на базе ВТГР эффективнее других технологий решит задачи крупномасштабного производства пресной воды. Исключительные свойства водорода обеспечивают ему широкую перспективу применения в различных областях энергетики, на транспорте и в промышленности.
  • Электрогенерация
    Высокоэффективное производство электроэнергии - объединение ВТГР с газотурбинным или паротурбинным циклом сверхкритических параметров с температурой пара до ~600°С. КПД производства электроэнергии до 50% для потребителей малой и средней мощности.
  • Когенерация
    Совместная выработка электро- и теплогенерации. Широкий диапазон возможностей генерирования и утилизации энергии приближают коэффициент использования тепла ВТГР к 100%.

 vtgr02
Варианты применения ВТГР

Варианты применения ВТГР малой мощности

Размещение в едином блоке реактора и газотурбинной установки с гелиевой турбиной может использоваться в качестве компактных автономных энергоисточников для надводных, подводных и труднодоступных наземных объектов, отделенных от внешней инфраструктуры.

vtgr03 vtgr04Автономный энергоисточник для подводных и труднодоступных наземных объектов

Основные технические характеристики подледной ЯЭУ с ВТГР для Арктики:

Характеристики Значения
Полезная единичная электрическая мощность, МВт 8-25
Глубина размещения, м до 400
Назначенный срок службы (полный), лет 30
Назначенный срок службы до заводского ремонта, лет 15

 vtgr05
Пример компоновки блока подледной буровой установки для электроснабжения в условиях Арктики

Главными конкурентными преимуществами ЯЭУ с ВТГР являются эффективность электрогенерации, полная автономность, длительная эксплуатация без персонала и перегрузки топлива.

Опыт ОКБМ по направлению ВТГР

Характеристики / Проекты Госпрограмма по атомно-водородной энергетике ОКБМ
НИЦ “КИ”
ВНИПИНЕФТЬ
Росэнергоатом  Соглашение 2000-РФ/США
  ВГ-400 ВГМ (модульный тип) ВГМ-П (модульный тип) МГР-Т (модульный тип) ГТ-МГР
(модульный тип)
Год 1987 1989 1996 2004 2002
2014
Назначение Выработка тепла для промышленных производств и эл/энергии Выработка тепла для промыш-ленных производств и эл/энергии Выработка тепла для нефтепере-рабатывающего завода Выработка водорода и эл/энергии Выработка электроэнергии и коммунального тепла
Тепловая мощность, МВт 1060 200 215 600 600
Теплоноситель промконтура Гелий Гелий Гелий Гелий -
Температура гелия на выходе из активной зоны, °С 950 950 750 950 850
Статус Технический проект Технический проект Техническое предложение Техническое предложение Эскизный проект,
Разработка ключевых технологий

См. также: Высокотемпературные ядерные реакторы и водородная энергетика

Промышленные ядерные реакторы. Исследовательские установки

altРазработка промышленных реакторов была вызвана потребностями в специальных ядерных оружейных материалах: плутонии и тритии для реализации программы производства атомного оружия. Первый промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР) "А" был создан и введен в эксплуатацию в 1948 году на «ПО «Маяк» (г.Озерск, Челябинской обл.). Для него АО «ОКБМ Африкантов» разрабатывал механизм разгрузки топлива.

Далее, начиная с 1948 г., АО «ОКБМ Африкантов», уже как Главный конструктор, разрабатывает серию проектов промышленных реакторов - ПУГР и тяжеловодных (ТВР). В 1950-х и в начале 1960-х годов по этим проектам на предприятиях в г.г. Северск, Железногорск и Озерск было построено 5 ПУГР и 2 ТВР. В этот же период были спроектированы и введены в эксплуатацию 3 экспериментальных ТВР - по одному в ФГУП «ГНЦ РФ - ИТЭФ» (г. Москва) и в атомных исследовательских центрах Югославии и Китая.

В 1960-х годах АО «ОКБМ Африкантов» были разработаны проекты более совершенных ПУГР нового поколения, которые наряду с производством оружейного плутония обеспечивали выработку электрической энергии и тепла для промышленных и гражданских объектов, став одними из первых атомных ТЭЦ в мире. Всего было построено 4 таких реактора. В настоящее время все промышленные уран-графитовые реакторы остановлены.

В соответствии с существующими межправительственными соглашениями между США и Россией в последнее время наработка оружейного плутония не осуществлялась. Однако отсутствие в Железногорске и Томске достаточных энергетических мощностей требовало продолжения эксплуатации реакторов АДЭ-2, АДЭ-4 и АДЭ-5.

Работа по продлению срока эксплуатации и повышению безопасности этих трех реакторов планомерно проводилась начиная с 1984 года. Реализованные мероприятия были в первую очередь направлены на повышение надежности и эффективности СУЗ, систем аварийного расхолаживания и электроснабжения реакторов, совершенствование технических мер по стабилизации графитовой кладки, повышение теплотехнической надежности реакторов, оптимизацию загрузки и подъема их мощности.

Выполненные мероприятия, хорошая организация работы, высокая квалификация и инициатива работников комбината позволили обеспечить эксплуатацию ПУГР АДЭ-2, АДЭ-4 и АДЭ-5 в течение срока, превышающего проектный более чем в два раза. Продолжительность эксплуатации этих реакторов является уникальной за всю историю существования атомной энергетики. По существу они являются одними из немногих полигонов для отработки технологий повышения безопасности и управления ресурсом, востребованных в атомной энергетике. В настоящее время ведутся уникальные работы по выводу ПУГР из эксплуатации.

Качественно новым шагом в развитии тяжеловодного направления стало создание в 1988 г. усовершенствованного тяжеловодного реактора Л-2 взамен выведенных из эксплуатации 3-х ранее построенных промышленных ТВР. При этом успешно решена задача по переводу его в коммерческий режим работы с организацией крупномасштабного производства радиоактивных изотопов производственного, медицинского и научного назначения для удовлетворения потребностей внутреннего и мирового рынков.

АО «ОКБМ Африкантов» активно участвует в разработке инновационных реакторных технологий. В 1993-2004 г.г. выполнен проект, изготовлено и поставлено заказчику - ФГУП «ГНЦ РФ ИТЭФ» - оборудование для сооружения экспериментального подкритического реактора "Генератор нейтронов электроядерный", на котором будет отрабатываться технология ведения электроядерных процессов с целью последующего создания для атомной энергетики будущего нового направления реакторов подкритических электроядерных.

alt

Электроядерный генератор нейтронов, принципиальная схема
И - инжектор, НЧУ, ОЧУ - резонаторы ускорителя, ОС - облучательная станция

Опыт, накопленный АО «ОКБМ Африкантов» более чем за полувековой период работы в области технологий промышленных реакторов, широко используется при создании реакторных установок различного типа и назначения.

Судовые ядерные реакторные установки

Россия - единственная страна в мире, обладающая флотом гражданских атомных судов. Ледоколы с ядерными энергетическими установками больше чем полвека успешно работают в Арктике, обеспечивая надёжную и безопасную проводку транспортных судов на всех участках Северного Морского пути.

АО «ОКБМ Африкантов» - главный конструктор всех судовых реакторных установок для атомного ледокольного флота.

Первый советский атомный ледокол (а/л) «Ленин» был введен в эксплуатацию в 1959 году. Это первое в мире надводное судно с атомной энергетической установкой, по мощности не имевшее равных среди ледоколов всего мира. В качестве энергоисточника была принята атомная паропроизводящая установка АППУ ОК-150. Это реакторная установка (РУ) с петлевой компоновкой, т.е. основное оборудование контура располагалось в отдельных корпусах, соединённых между собой трубопроводами. В 1970 г. на ледокол была установлена АППУ ОК-900 нового поколения блочного типа, т.е. реактор, насосы и парогенераторы имели отдельные корпуса и соединены друг с другом короткими патрубками типа «труба в трубе». За время эксплуатации а/л «Ленин», продолжавшейся вплоть до 1989 г., ледоколом было проведено во льдах 3700 судов. Работа ледокола подтвердила высокую эффективность использования ядерной энергии на судах ледокольного флота.

а/л «Ленин»

Успешная эксплуатация первого атомного ледокола положила начало развитию новой отрасли – гражданскому атомному судостроению. В период 1975-2006 гг. в стране было построено ещё 8 атомных ледоколов: "Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Таймыр", "Вайгач", "Ямал", "50 лет Победы" и океанский лихтеровоз-контейнеровоз усиленного ледового класса "Севморпуть".

а/л «50 лет Победы»

а/л «50 лет Победы»

а/л «Вайгач»

а/л «Вайгач»

алв «Севморпуть»

алв «Севморпуть»

Всего по проектам АО «ОКБМ Африкантов» изготовлено и успешно эксплуатировалось 20 атомных реакторов на 10 судах.

Для этих атомных судов в АО "ОКБМ Африкантов" были разработаны 3 модификации реакторных установок: ОК-900А, КЛТ-40, КЛТ-40М.

Тип АППУ, название судна ОК-150 «Ленин» ОК-900 «Ленин» ОК-900А «Арктика»,
«Сибирь», «Россия»,
«Советский Союз»,
«Ямал»,
«50-лет Победы»
КЛТ-40 «Севморпуть» КЛТ-40М «Таймыр» «Вайгач»
Тепловая мощность реактора, МВт 3х90 2х159 2х171 1х135 1х171

Весь комплекс систем и оборудования этих установок создавался и сдавался в эксплуатацию с участием специалистов предприятия. Часть оборудования РУ была изготовлена на производственной базе АО «ОКБМ Африкантов». Предприятие обеспечивает авторское сопровождение эксплуатации энергоустановок ледокольных судов.

Действующая до настоящего времени практика работы ледокольного флота подразумевает проводку караванов судов на глубоководных участках линейными ледоколами. На мелководных участках используются ледоколы с ограниченной осадкой. При этом необходима передача караванов от линейного ледокола - мелкосидящему и наоборот, что приводит к простоям судов и негативно отражается на экономической эффективности грузоперевозок.

С целью оптимизации работы атомного ледокольного флота в настоящее время реализуется проект строительства универсальных двухосадочных атомных ледоколов нового поколения, способных объединить функции и линейных ледоколов, и ледоколов с ограниченной осадкой. Для них в АО "ОКБМ Африкантов" созданы реакторы нового поколения типа РИТМ.

РИТМ-200 новейшая реакторная установка, разработанная АО «ОКБМ Африкантов» для головного атомного ледокола «Арктика». Установка включает в себя два реактора тепловой мощностью 175 МВт каждый.

Транспортировка ПГБ РИТМ-200Транспортировка ПГБ РИТМ-200

Длина а/л «Арктика» составляет 173 метра, ширина – 34 метра, минимальная рабочая осадка - 8,5 метра, водоизмещение - 33,5 тысячи тонн. Планируется, что ледокол сможет проводить караваны судов в арктических условиях, пробивая по ходу движения лед толщиной до 3 метров.

Строительство ледокола ведётся на верфях «Балтийского завода» в Санкт-Петербурге.

а/л «Арктика»2015 года/л «Арктика» 2015 год а/л «Арктика» 2016 года/л «Арктика» 2016 год

16 июня 2016 года состоялась торжественная церемония спуска на воду корпуса головного атомного ледокола «Арктика». К концу 2017 года ледокол планируется отправить на швартовные испытания и передать заказчику.

Корпус головного а/л «Арктика»Корпус головного а/л «Арктика»

К 2020 году российский флот должен пополниться двумя новыми серийными универсальными атомными ледоколами «Урал» и Сибирь» с РУ РИТМ-200.

В АО "ОКБМ Африкантов" решается задача создания реакторной установки РИТМ-400 мощностью на винтах 110-130 МВт для атомного ледокола «Лидер», который сможет обеспечить круглогодичную навигацию на Северном морском пути.

Разработанные проекты реакторных установок могут использоваться не только для атомных ледоколов, но и для гражданских судов и АСММ плавучего и наземного базирования в единичном и модульном исполнении.

См. также: Универсальный атомный ледокол нового поколения

Корабельные ядерные реакторные установки

alt Реакторы для атомных станций малой и средней мощности

На основе опыта создания и эксплуатации судовых и корабельных реакторов в АО «ОКБМ Африкантов» разработан ряд проектов реакторных установок для автономных атомных энергоисточников малой мощности в диапазоне от 6 до 100 МВт(эл.): АБВ-6Э, КЛТ-40С. Они предназначены для комплексного электро- и теплоснабжения (как бытового, так и промышленного) изолированных потребителей в удаленных районах, не имеющих централизованного энергоснабжения, с дорогим дальнепривозным топливом. В России это крупные населенные пункты и порты вдоль Северного Морского пути и побережья Дальнего Востока, месторождения полезных ископаемых, военные базы; за рубежом - прибрежные районы развивающихся стран. Обоснована целесообразность использования энергоисточников данного типа и для целей опреснения морской воды в регионах с дефицитом пресной воды.
Наиболее готовые к реализации проекты энергоисточников малой мощности АБВ-6Э и КЛТ-40С предполагают размещение атомной энергетической установки на суше и на несамоходных плавучих средствах.

alt

Такой «плавучий энергоблок» (ПЭБ) целиком создается на судостроительном предприятии с использованием освоенной технологии строительства атомных ледоколов и кораблей ВМФ. После комплексных испытаний и сдачи заказчику ПЭБ транспортируется к месту стоянки, где подключается к береговым сетям и начинает работать. Плавучее исполнение ПЭБ сводит к минимуму объемы и стоимость капитального строительства в районе размещения атомной станции. Заказчик получает экологически чистую электрическую и тепловую энергию, в то время как вопросы хранения радиоактивных отходов, квалифицированного обслуживания станции и снятия станции с эксплуатации после выработки технического ресурса решаются эксплуатирующей организацией с использованием существующей технологической базы атомного флота.

С целью практической демонстрации данной технологии ведутся работы по сооружению для тепло и электроснабжения г. Певек головного ПЭБ с реакторной установкой КЛТ-40С, прототипом которой является установка действующих атомных судов.

См. также: ПЭБ "Академик Ломоносов"

altДля обеспечения электроэнергией и потребностей в теплоснабжении коммунально-бытовых и промышленных объектов ряда регионов страны (в Европейской части, Урала, Сибири, Дальнего Востока) в АО «ОКБМ Африкантов» разработан проект реакторной установки средней мощности ВБЭР-300 с водо-водяным реактором блочного типа и развитыми системами пассивной безопасности.

Реакторная установка ВБЭР-300 оптимально сочетает в себе последние достижения в области судовых технологий, включая реакторный блок и герметичный первый контур с традиционными для атомной энергетики (ВВЭР-1000) решениями по активной зоне, и топливному циклу. В проекте выполняются все принципиальные требования безопасности, надежности и экономичности, предъявляемые к перспективным атомным станциям нового поколения.

Заложенные в проекте принципы компоновки реакторного блока позволяют обеспечить минимальные масштабы отчуждения земель при строительстве стационарных энергоисточников.
Важной особенностью РУ ВБЭР-300 является возможность создания на ее базе ряда АС различной мощности от 100 до 600 МВт (эл.) при использовании унифицированных решений по основному оборудованию. Это улучшает экономические показатели энергоблоков, уменьшает затраты на их сооружение и эксплуатацию.

См. также:Региональная атомная энергетика