Граждански ядрени плавателни съдове
Идеята за използване на атомни електроцентрали във флота се разглежда по принцип от първите години на практическото развитие на атомната енергия, тоест от 40-те години. Първите кораби с ядрено захранване се появяват в САЩ и СССР през 50-те години; през 1959 г. в Съветския съюз е пуснат в експлоатация първият в света надводен кораб с атомна електроцентрала - ледоразбивачът „Ленин“.
Предимствата на такива инсталации за флота включват, първо, най-високата автономност по отношение на горивото, несравнима с всеки друг източник на енергия. На второ място, има значително съотношение мощност/тегло и голяма свобода на избор на режими на шофиране, не ограничена от съображения за разхода на гориво. Специално предимство за подводниците стана независимостта от кислорода и следователно възможността да се прави без чести изплуване.
Използването на ядрена енергия в морето обаче е свързано с някои проблеми, включително: високи разходи за строителство, поддръжка и ремонт; повишени изисквания за дизайнерски решения и материали както в ядрената част, така и извън нея; необходимостта от специални мерки за сигурност, нетипични за гражданските съдилища. В допълнение, експлоатацията на ядрени кораби изисква изграждането или заемането от военноморските сили на специална инфраструктура, както и необичайно високи разходи за извеждане от експлоатация и обезвреждане.
За флота тези трудности са оправдани от огромните предимства на използването на ядрено задвижване. В същото време разходите във времето се компенсират частично от повече или по-малко масовото използване на тази технология и наличието на вече оборудвана военна инфраструктура за нея.
За цивилния флот предимствата на атомната енергия в повечето случаи не покриват недостатъците, поради което транспортните реакторни инсталации извън военната сфера са били използвани ограничено.
МОРСКИ СПЕЦИФИКАЦИИ
Използването на ядрена енергия във флота има специфични характеристики, свързани с условията на експлоатация. Тези типични условия включват, на първо място, ограничено пространство за разполагане на реакторно съоръжение (RU), неговата санитарна защитна зона, вторичен кръг, както и необходимостта да се сведе до минимум масата на атомната електроцентрала. На второ място, нестабилност в пространството и постоянни външни механични натоварвания поради търкаляне, накланяне, вибрации, понякога удари или експлозии, за които конструкцията трябва да бъде проектирана. Офшорно реакторно съоръжение редовно се подлага на хоризонтални и вертикални ускорения, понякога сравними или по-големи от силни земетресения. Повечето от наземните реакторни централи не изпитват подобни ефекти нито веднъж по време на своята експлоатация.
На трето място, това са повишените рискове от физическа повреда на реакторната централа отвън в случай на корабокрушение или разрушаване на носещи конструкции при нормални експлоатационни условия (имаше такива случаи, включително в историята на цивилния флот - с танкери и контейнерни кораби, работещи на изкопаеми горива). Четвърто, като правило външните източници на енергия, ресурси и оперативна помощ отвън не са налични - както при нормални експлоатационни условия, така и при аварийни ситуации. Пето, реакторната централа трябва да работи в изключително маневрени режими. Шесто, не е препоръчително зареждането с честота, типична за стационарни реактори (веднъж на 1-2 години или редовно по време на работа на реактора). И накрая, ако наземните реактори се изключат при най-малки отклонения от стандартните експлоатационни условия, тогава морските РП понякога трябва да работят извън стандартните режими, дори с частична повреда или физически повреди на елементите на електроцентралата.
Тези условия - и повечето от тях в една или друга степен са приложими не само за военни, но и за граждански кораби - определят характеристиките на техническите решения, използвани в морската ядрена енергетика, по-специално вида на реакторната централа. Повечето видове "наземни" електроцентрали не са подходящи за флота. Изборът се стеснява, първо, от ограниченията на масовите измерения, по-точно, първо на общото и второ от масата. Реакторите с графитни и тежки водни моделатори, при равни други условия, са по-обемисти от реакторите с лека вода. Това се дължи преди всичко на по-ниската способност за забавяне, по-голямата дължина на забавяне и дължината на миграция на неутрони в графит и тежка вода в сравнение с вода с естествен изотопен състав. По този начин дължината на забавяне за тежка вода и берилий е два пъти, а за графит е три пъти по-голяма, отколкото за лека вода; продължителност на миграция за берилий в
4 пъти, тежка вода - в
6 пъти, графит - в
10 пъти повече от естествената вода. Тези разлики изискват многократно увеличаване на размера на реактора и усложняват поставянето на реактор за термични неутрони с тежка вода и освен това графитен модератор в пространствата на реакторните отделения, налични на повечето кораби; те увеличават изискванията за размера и ефективността на биологичната защита.
Водата с естествен изотопен състав също има недостатъци в сравнение с други модератори, но те се преодоляват сравнително лесно чрез добре доказани методи. По този начин относително нисък коефициент на забавяне се компенсира от обогатяване на гориво (без което по принцип могат да се справят графитните и тежководните реактори, но в условията на флота уранът все пак ще трябва да бъде обогатен за тях).
Въпреки това, инсталациите за реактори с лека вода също не са подходящи за морски условия. По-специално, реакторите с вряща вода са противопоказани при периодични наклони (на военноморски език - ролки и облицовки), които дестабилизират силата на едноконтурната инсталация. Следователно в морето се използват главно реактори с вода под налягане.
Потенциално дори по-компактни от реакторите с лека вода са бързи и междинни реактори. В допълнение, те се сравняват благоприятно с водно-водните в някои други удобни свойства, включително по-ниско налягане в първичните вериги, много по-високи параметри на парата в последната верига и повишена ефективност. Използването им обаче изисква редица сложни, скъпи и по-малко сложни технически решения. Следователно, въпреки че във флота има прецеденти за работата на такива реактори, те не са широко разпространени. Като изключителни примери може да се посочи експериментален междинен неутронен реактор с берилиев модератор и натриев охладител, който се използва в САЩ през 1957-1958 г. на подводницата Seawolf (да не се бърка със съвременния клас подводници със същото име ), както и тези, инсталирани през 1960-1980-те години на няколко съветски подводници реактори със същия неутронен спектър и модератор, но с охлаждаща течност от оловно-бисмутовата евтектика. По отношение на гражданските ядрени кораби такива решения изобщо не се прилагат.