Устройство ядерного реактора подводной лодки. Реакторы ядерных энергетических установок для атомных подводных лодок. Лодки, несущие службу в ВМФ США

На заре подводного судостроения, когда шел поиск оптимальных двигателей для субмарин, конструкторы экспериментировали, в том числе, с паросиловыми установками.

После того как в 1930-х годах дизель-электрические подлодки уже перешагнули 20-узловой рубеж, казалось, эра «паровых» субмарин завершилась навсегда. Но прошло всего полтора десятилетия, и о них вновь вспомнили. Разница состояла лишь в том, что пар для турбины должен вырабатывать не привычный котел, сжигающий органическое топливо, а котел атомный.

ФИЗИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ РАБОТЫ

В основе работы ядерной энергетической установки лежит управляемая цепная ядерная реакция. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц — нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра. При делении ядер образуются новые, более легкие ядра — осколки деления, испускаются нейтроны и освобождается большое количество энергии. Так, деление каждого ядра урана-235 сопровождается освобождением приблизительно 200 мегаэлектроновольт энергии. Из них примерно 83 % приходится на долю кинетической энергии осколков деления, которая в результате торможения осколков преобразуется в основном в тепловую энергию. Остальные 17 % ядерной энергии освобождаются в виде энергии свободных нейтронов и различных видов радиоактивного излучения. Вновь образованные нейтроны в свою очередь участвуют в делении других ядер.

ПЕРВЫЕ ШАГИ

Проработка вопросов создания ядерных силовых установок для подводных лодок началась в США в 1944 году, а уже через четыре года первая из них была спроектирована. Там же в июне 1952 года состоялась закладка первой атомной подводной лодки, получившей имя «Наутилус». На первый взгляд она была само воплощение человеческой мечты об истинной подводной лодке. Действительно, где, как только не в мечтах, можно было себе представить подводный корабль длиной почти 100 м способный более месяца, не всплывая, ходить скоростью более 20 узлов. Но, как это часто бывает, ощутимый качественный скачок в одной области технического прогресса повлек за собой целый букет сопутствующих проблем в смежных. Применительно к атомным силовым установкам — это прежде всего вопросы, связанные с ядерной безопасностью их эксплуатации и последующей утилизацией. Но в начале 1950-х годов об этом просто никто не задумывался.

ОБЩАЯ КОНСТРУКЦИЯ

Основной элемент ядерных энергетических установок — ядерный реактор — специальное устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция. В его состав входят активная зона, отражатель нейтронов, стержни управления и защиты, биологическая защита реактора. Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее и замедлитель нейтронов. В ней протекает управляемая реакция цепного деления ядерного горючего. Ядерное топливо размещается внутри так называемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), которые имеют форму цилиндров, стержней, пластин или трубчатых конструкций. Эти элементы образуют решетку, свободное пространство которой заполняется замедлителем. Основными материалами для оболочек тепловыделяющих элементов служат алюминий и цирконий. Нержавеющая сталь применяется в ограниченных количествах и только в реакторах на обогащенном уране, так как сильно поглощает тепловые нейтроны. Для отвода тепла через активную зону прокачивается жидкий теплоноситель.

В энергетических реакторах водо-водяного типа как замедлителем, так и теплоносителем систем является бидистиллят (дважды дистиллированная вода).

Чтобы сделать цепную реакцию возможной, размеры активной зоны реактора должны быть не меньше так называемых критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества (уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива ураном-235), от количества материалов, поглощающих нейтроны, вида и количества замедлителя, формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны назначаются больше критических, чтобы реактор располагал необходимым для нормальной работы запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону, должен сокращать утечку нейтронов. Он уменьшает критические размеры активной зоны, повышает равномерность нейтронного потока, увеличивает удельную мощность реактора, следовательно, уменьшает размеры реактора и обеспечивает экономию делящихся материалов. Обычно отражатель выполняется из графита, тяжелой воды или бериллия. Стержни управления и защиты содержат в себе материалы, интенсивно поглощающие нейтроны (например, бор, кадмий, гафний). К стержням управления и защиты относятся компенсирующие, регулирующие и аварийные стержни.

ОСНОВНЫЕ РАЗНОВИДНОСТИ

«Наутилус» имел силовую установку с водо-водяным реактором под давлением. Такие реакторы применены и на подавляющем большинстве других атомных субмарин.

В современных атомных установках ядерная энергия превращается в механическую только посредством тепловых циклов. Во всех механических установках атомных подводных лодок рабочим телом цикла является пар. Паровой цикл с промежуточным теплоносителем, передающим теплоту из активной зоны рабочему телу в парогенераторах, приводит к двухконтурной тепловой схеме энергетической установки. Такая тепловая схема с водо-водяным реактором получила самое широкое распространение на атомных подводных лодках. Первому контуру необходима защита, так как при прокачке теплоносителя через активную зону реактора содержащийся в воде кислород становится радиоактивным. Весь второй контур нерадиоактивен.

Для того чтобы получить во втором контуре пар заданных параметров, вода первого контура должна иметь достаточно высокую температуру, превышающую таковую производимого пара. Для исключения вскипания воды в первом контуре в нем необходимо поддерживать соответствующее избыточное давление, обеспечивающее так называемый «недогрев до кипения». Так, в первом контуре зарубежных корабельных ядерных силовых установок поддерживается давление 140-180 атмосфер, которое позволяет нагревать воду контура до 250-280° С. При этом во втором контуре генерируется насыщенный пар давлением 15-20 атмосфер при температуре 200-250° С. На советских подводных лодках первого поколения температура воды в первом контуре составляла 200° С, а параметры пара — 36 атмосфер и 335° С.

С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

В 1957 году в состав ВМС США вошла вторая атомная подводная лодка «Сивулф». Ее принципиальное отличие от «Наутилуса» заключалось в ядерной силовой установке, где применялся реактор с натрием в качестве теплоносителя. Теоретически это должно было снизить удельную массу установки за счет снижения веса биологической защиты, а главное — повышения параметров пара. Температура плавления натрия, составляющая всего 98° С, и высокая температура кипения — более 800° С, а также отличная теплопроводность, в которой натрий уступает только серебру, меди, золоту и алюминию, делает его очень привлекательным для использования в качестве теплоносителя. Нагревая жидкий натрий в реакторе до высокой температуры, при относительно небольшом давлении в первом контуре — порядка 6 атмосфер, во втором контуре получали пар давлением 40-48 атмосфер с температурой перегрева 410-420°С.

Практика показала, что, несмотря на все преимущества, ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем обладает рядом существенных недостатков. Чтобы сохранить натрий в расплавленном состоянии, в том числе и в период бездействия установки, на корабле необходимо иметь специальную постоянно действующую систему подогрева жидкометаллического теплоносителя и обеспечения его циркуляции. В противном случае натрий и сплав промежуточного контура «замерзнут» и энергетическая установка будет выведена из строя. В ходе эксплуатации «Сивулфа» обнаружилось, что жидкий натрий химически чрезмерно агрессивен, в результате чего трубопроводы первого контура и парогенератор быстро коррозировали, вплоть до появления свищей. А это очень опасно, так как натрий или его сплав с калием бурно реагируют с водой вплоть до теплового взрыва. Утечка радиоактивного натрия из контура вынудила сначала отключить пароперегревательные секции парогенератора, что привело к снижению мощности установки до 80 %, а потом, через год с небольшим после вступления в строй, и вообще вывести корабль из состава флота. Опыт «Сивулфа» заставил американских военных моряков окончательно сделать выбор в пользу водо-водяных реакторов. А вот в СССР эксперименты с жидкометаллическим теплоносителем продолжались гораздо дольше. Вместо натрия применялся сплав свинца с висмутом — гораздо менее пожаро- и взрывоопасный. В 1963 году вступает в строй подлодка проекта 645 с таким реактором (по сути — модификация первых советских атомных субмарин проекта 627, на которых применялись водо-водяные реакторы).

А в 1970-е годы состав флота пополнили семь подлодок проекта 705 с ядерной силовой установкой на жидкометаллическим носителе и титановым корпусом. Эти субмарины обладали уникальными характеристиками — они могли развивать скорость до 41 узла и погружаться на глубину 700 м. Но эксплуатация их была чрезвычайно дорогой, из-за чего лодки этого проекта прозвали «золотыми рыбками». В дальнейшем ни в СССР, ни в других странах реакторы с жидкометаллическим теплоносителем не применялись, а повсеместно принятыми стали водо-водяные реакторы.

Прошло более 15 лет, с тех пор как последняя из лодок проекта 705 была исключена из состава российского ВМФ, а в кругах военных моряков и кораблестроителей по сей день не утихают споры. Чем же на самом деле был проект 705 - прорывом в будущее, опередившим свое время, или дорогостоящей технической авантюрой?

Внешние обводы лодки отрабатывались в ЦАГИ, проверялись на многочисленных моделях в бассейнах ленинградского ЦНИИ им. Крылова. И, кроме технического совершенства и многочисленных новшеств, важных для боевого корабля, АПЛ получилась еще и необыкновенно красивой.

В 1959 году, когда уже вышла в море построенная по проекту ленинградского СКБ-143 (ныне СПМБМ «Малахит») первая советская атомная подводная лодка (АПЛ) «Ленинский Комсомол», а в Северодвинске разворачивалось строительство целой серии подобных кораблей, ведущий специалист этого же СКБ А.Б.?Петров выступил с предложением о создании «Малой скоростной подводной лодки-истребителя». Идея была весьма актуальна: подобные лодки нужны были для охоты на субмарины - носители баллистических ракет с ядерными зарядами, которые тогда начинали активно строиться на стапелях потенциального противника. 23 июня 1960 года ЦК и Совмин одобрили проект, которому был присвоен номер 705 («Лира»). В странах НАТО эта лодка стала известна как «Альфа» (Alfa). Научными руководителями проекта стали академики А.П.?Александров, В.А.?Трапезников, А.Г.?Иосифьян, а главным конструктором корабля - Михаил Георгиевич Русанов. Это был талантливый человек с очень нелегкой судьбой: семь лет пребывания в ГУЛАГе, а после освобождения - запрет на въезд в Ленинград. Опытный инженер-кораблестроитель работал в артели по изготовлению пуговиц в Малой Вишере и лишь в 1956 году смог вернуться в Ленинград, в СКБ-143. Начинал он с заместителя главного конструктора АПЛ проекта 645 (этот опыт оказался для Русанова очень полезен).

Битва с титаном

Предназначение новой подводной лодки определяло основные требования - высокие скорость и маневренность, совершенная гидроакустика, мощное вооружение. Для обеспечения двух первых требований лодка должна была иметь предельно малые габариты и массу, самые высокие гидродинамические характеристики корпуса и мощную энергетическую установку, вписывающуюся в ограниченные габариты. Выполнить подобное было невозможно без нестандартных решений. В качестве основного материала для корпуса корабля, а также многих его механизмов, трубопроводов и арматуры был выбран титан - металл почти вдвое легче и одновременно прочнее стали, к тому же абсолютно коррозионностойкий и маломагнитный. Однако он довольно капризен: сваривается только в среде инертного газа - аргона, резать его сложно, он имеет высокий коэффициент трения. К тому же титан нельзя было использовать в прямом контакте с деталями из иных металлов (стали, алюминия, латуни, бронзы): в морской воде он образует с ними электрохимическую пару, что вызывает разрушающую коррозию деталей из других металлов. Пришлось разработать специальные марки высоколегированной стали и бронзы, и специалистам ЦНИИ металлургии и сварки («Прометей») и ЦНИИ технологии судостроения удалось преодолеть эти титановые каверзы. В итоге был создан малогабаритный корпус корабля подводным водоизмещением 3000 т (хотя заказчик - ВМФ - настаивал на ограничении в 2000 т).

Надо сказать, что советское судостроение уже имело опыт создания ПЛ из титана. В 1965 году в Северодвинске была построена (в единственном экземпляре) АПЛ проекта 661 с титановым корпусом. Эта лодка, известная как «Золотая рыбка» (намек на ее фантастическую стоимость), по сей день остается рекордсменом по скорости под водой - на ходовых испытаниях она показала 44,7 узла (около 83 км/ч).

Сплошные новшества

Еще одним радикальным новшеством стала численность экипажа. На других АПЛ (как советских, так и американских) службу несут по 80−100 человек, а в техническом задании на 705-й проект была названа цифра 16, причем только офицеров. Однако в ходе проектирования численность будущего экипажа подрастала и в итоге достигла 30 человек, включая пять техников-мичманов и одного матроса, на которого возлагалась немаловажная роль кока, а по совместительству дневального-уборщика (изначально предполагалось, что обязанности кока будет выполнять корабельный доктор). Чтобы совместить такую малочисленность экипажа с огромным количеством и механизмов, лодку пришлось очень серьезно автоматизировать. Позднее моряки даже прозвали лодки 705-го проекта «автоматами».

Впервые в стране (а вероятно, и в мире) глобальная автоматизация охватывала все: управление движением корабля, применение оружия, главную энергетическую установку, все общекорабельные системы (погружение, всплытие, дифферентовку, выдвижные устройства, вентиляцию и т.?д.). Одним из ключевых и очень спорных вопросов при разработке систем автоматики (этим занимался целый ряд НИИ и КБ, в том числе ЦНИИ «Аврора», «Гранит», «Агат») был выбор частоты тока для корабельной электросети. Рассматривались варианты 50 и 400 Гц, каждый имел свои достоинства и недостатки. Окончательное решение в пользу 400 Гц было принято на трехдневном совещании руководителей нескольких причастных к теме организаций при участии трех академиков. Переход на повышенную частоту вызвал немало производственных проблем, но зато позволил заметно сократить габариты электрооборудования и приборов.

На АПЛ проекта 705 были впервые установлены пневмогидравлические торпедные аппараты, обеспечивающие стрельбу во всем диапазоне глубины погружения. Шесть торпедных аппаратов и 18 торпед с учетом скорости и маневренности лодки делали ее серьезным противником для подлодок стран НАТО.

Атомное сердце

И все же основным новшеством, определившим судьбу всего проекта, стал выбор главной энергетической установки корабля. Ею стал компактный атомный реактор на быстрых нейтронах (БН) с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). Это позволило сэкономить около 300 т водоизмещения за счет большей температуры пара и, следовательно, лучшей эффективности турбины.

Первой в мире подлодкой с реактором такого типа стала американская АПЛ Seawolf (1957). Конструкция оказалась не слишком удачной, во время ходовых испытаний произошла разгерметизация первого контура с выбросом натрия. Поэтому в 1958 году реакторы были заменены на водо-водяные, а с реакторами на ЖМТ военные в США более связываться не стали. В СССР предпочли использовать в качестве теплоносителя расплав свинец-висмут, значительно менее химически агрессивный, чем натрий. Но построенной в 1963 году АПЛ К-27 тоже не повезло: в мае 1968 года во время похода произошел разрыв первого контура одного из двух реакторов. Экипаж получил огромные дозы облучения, девять человек погибли, и лодку окрестили «Нагасаки» (кличка «Хиросима» уже была занята К-19 в 1961 году). АПЛ была столь радиоактивна, что не подлежала ремонту, и в итоге в сентябре 1982 года она была затоплена у северо-восточных берегов Новой Земли. К ее «титулам» флотские остряки добавили «вечно подводная». Но и после трагедии К-27 в СССР решили не отказываться от заманчивой идеи использования реакторов с ЖМТ на АПЛ, над их совершенствованием продолжали работать инженеры и ученые под руководством академика Лейпунского.

За разработку главной энергетической установки для 705-го проекта взялись две организации. Подольское ОКБ «Гидропресс» создало блочную двухсекционную установку БМ-40/А с двумя циркуляционными насосами. Горьковское ОКБМ выдало установку ОК-550, тоже блочную, но с разветвленным первым контуром и тремя циркуляционными насосами. В дальнейшем обе установки нашли применение на АПЛ 705-го проекта: ОК-550 устанавливалась на лодки, строящиеся в Ленинграде (четыре корабля), а на три лодки, построенные в Северодвинске по варианту проекта 705К, установили БМ-40/А. Обе установки обеспечивали мощность на валу турбины до 40??000 л.с., что позволяло развивать предусмотренную техническим заданием скорость в 40 узлов.

Самая длинная лодка

Всего АПЛ проекта 705 было построено семь штук, они стали первыми в мире серийными лодками, оснащенными реакторами с ЖМТ. Первая лодка, К-64, заложенная в июне 1968 года в том же старинном эллинге, где за 70 лет до этого строился знаменитый крейсер «Аврора», в декабре 1971 года была передана ВМФ. Основные проблемы опытной эксплуатации были связаны с реактором, который принципиально отличался от хорошо знакомых водо-водяных. Дело в том, что сплав свинец-висмут кристаллизуется при +145°С, и при эксплуатации реактора с таким ЖМТ ни в коем случае нельзя допускать снижения температуры в первом контуре до этого значения. Именно в результате несоблюдения этого условия в трубопроводах одной, а затем и второй петли первого контура стали возникать пробки из застывшего расплава, вернуть который в жидкое состояние было уже невозможно. Произошло «закозление» паропроизводительной установки, сопровождаемое разгерметизацией первого контура и радиоактивным загрязнением лодки, которая в это время стояла у причала на своей базе. Вскоре стало ясно, что реактор безвозвратно загублен, и лодка уже не могла выходить в море. В результате в августе 1974 года она была выведена из состава флота и после долгих дебатов разрезана на две части, каждую из которых было решено использовать для тренировок экипажей и отработки новых технологий. Носовую часть лодки отбуксировали в Ленинград, а кормовая с реакторным отсеком осталась в Северодвинске на судоремонтном заводе «Звездочка». Там же скорбным памятником остался стоять черный крест отрезанного кормового стабилизатора К-64 с горизонтальными и вертикальными рулями. В среде военных моряков и кораблестроителей еще долго ходила шутка-загадка о «самой длинной в мире лодке».

Реальная жизнь

Строительство серии, которое уже активно велось в Ленинграде и Северодвинске, было приостановлено, но через пару лет возобновлено, и с 1977 по 1981 год флоту было передано шесть АПЛ 705-го проекта. Эти корабли довольно интенсивно и успешно несли службу в составе Северного флота, вызывая серьезную озабоченность у стран НАТО. Учитывая печальный опыт К-64, на всех серийных АПЛ этого проекта был дополнительно установлен «электрокотел», задачей которого было поддерживать необходимую температуру в первом контуре реактора, когда тот при стоянке АПЛ на базе был выведен на минимальную мощность. Для работы котла требовалось подавать электроэнергию c берега. С этим случались перебои, а поскольку экипажи лодок отчаянно боялись погубить реактор, он поддерживался не на минимальном уровне мощности, что ускоряло выработку ядерного топлива. Кроме того, неудовольствие флотского базового начальства вызывала необходимость организации специальных лабораторий для периодических проверок, регулировок и ремонта автоматики, которой были нашпигованы лодки этого типа. Так что забот береговым службам ВМФ добавилось немало. Все чаще возникали разговоры на тему, что новые корабли, несмотря на уникальные боевые качества, опережают свое время и излишне сложны в обслуживании. Седьмую серийную лодку не стали достраивать, а разрезали прямо на стапеле. К 1990 году все (кроме одной) АПЛ 705-го проекта были выведены из состава флота, прослужив существенно меньше того срока, на который были рассчитаны.

Последняя «Альфа»

Ставшая исключением К-123 задержалась в строю до 1997 года вследствие непомерно затянувшегося ремонта после серьезной аварии в 1982 году. Когда лодка находилась в подводном положении в Баренцевом море, на пульте управления в центральном посту АПЛ неожиданно загорелся сигнал «Неисправность реактора». На разведку в необитаемый реакторный отсек отправился лейтенант Логинов, который через минуту доложил, что наблюдает серебристый металл, растекающийся по палубе: это был вырвавшийся из первого контура реактора высокоактивный ЖМТ. Одновременно включился сигнал «Загрязнение реакторного отсека. Покинуть отсек!», и, как вспоминал позже один из членов экипажа, переживший аварию, «о Логинове подумали уже в прошедшем времени». Но Логинов выжил. Выйдя в шлюз, через который реакторный отсек сообщается с остальными помещениями лодки, он оставил там всю одежду и прошел основательную помывку. Реактор был заглушен, АПЛ всплыла, продув свои балластные цистерны. Как установили позже, из первого контура успело вытечь порядка 2? т ЖМТ. Лодка была так загрязнена, что пришедший на помощь крейсер не решался приблизиться к ней, чтобы передать буксирный трос. В итоге трос все же завели при помощи палубного вертолета с того же крейсера. Ремонт К-123, в ходе которого был полностью заменен реакторный отсек, закончился в 1992 году, АПЛ вернулась в строй и благополучно прослужила до 1997 года. С ее списанием бесславно закончилась проекта 705.

Запасной парашют

Из шести отсеков АПЛ обитаемых было только два, над одним из которых размещалась созданная впервые в мире всплывающая спасательная рубка-камера, рассчитанная на спасение всего экипажа (30 человек) даже с предельной глубины погружения (400 м).

Опередившие время

Атомные подводные лодки проекта 705 могли похвастаться фантастическими скоростными и маневренными характеристиками и множеством новшеств: титановый корпус, реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и полностью автоматизированное управление всеми системами корабля.

Жидкий металл

Атомные корабли - по сути пароходы, поскольку их гребные винты приводятся в движение паровыми турбинами. Но пар образуется не в обычных котлах с топками, а в атомных реакторах. Тепло радиоактивного распада передается от ядерного топлива в первом контуре охлаждения теплоносителю, обычно воде под давлением (чтобы поднять температуру до 200 °C и более), которая одновременно служит и замедлителем нейтронов. А теплоноситель уже передает тепло воде второго контура, испаряя ее. Но вода под давлением имеет свои недостатки. Высокое давление означает, что стенки труб системы охлаждения первого контура реактора должны быть толстыми и прочными, а при разгерметизации первого контура радиоактивный пар проникает в самые труднодоступные места. Одной из альтернатив является использование реакторов на быстрых нейтронах с теплоносителем из легкоплавких металлов в их жидкой фазе - например, натрия или свинцово-висмутового сплава. Теплопроводность и теплоемкость их значительно выше, чем у воды, их можно нагревать до более высоких температур без высокого давления в первом контуре, что позволяет создавать очень компактные реакторы.

Атомная энергетика в России с момента своего появления оставалась прерогативой государства, особенно в части развития новых технологий. Частные инвесторы в последние годы не раз предпринимали попытки войти на этот рынок, и успеха пока удалось добиться только En+ Group, управляющей активами Олега Дерипаски. Паритетное СП Росатома и En+ будет адаптировать реакторы атомных подводных лодок к гражданским нуждам. О деталях будущего проекта и его перспективах в интервью «Интерфаксу» рассказала гендиректор СП Анна Кудрявцева.

- Вы достаточно давно прорабатывали этот проект. Когда была зарегистрирована компания? Каковы будут вклады сторон: инвестиции со стороны Евросибэнерго и доля Росатома?

СП зарегистрировано 10 декабря, вклады сторон - 50 на 50. Вносим не только инвестиции, но и интеллектуальную собственность тоже.
У нас есть базовая технология реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР (свинцово-висмутовый быстрый реактор - ИФ), которая была отработана отраслевыми организациями - «Гидропрессом» и Обнинским Физико-энергетическим институтом. Установки СВБР, только меньшей мощности, эксплуатировались на атомных подводных лодках. Так что СВБР - апробированная технология, и Россия - единственная страна в мире, которая имеет данную работоспособную технологию.

- А за рубежом кто-то занимается аналогичными проектами реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем?

- Какие-то страны находятся на стадии НИОКР, кто-то имеет только предварительные заделы и концепции.

- На каких заказчиков ориентированы АЭС с реакторами СВБР?

Такие станции предназначены для нужд региональной энергетики, где есть потребность в генерации средней и малой мощности с повышенным уровнем безопасности. Я имею в виду в первую очередь труднодоступные районы, где ведут добычу металлургические компании, или нефтегазовые.
Кроме того, у проекта большой экспортный потенциал, в первую очередь в Африке и Азии, где по объемам потребления не нужны реакторы-тысячники (мощностью 1000 МВт - ИФ), или они не подходят из-за сетевых ограничений. Но им при этом нужен повышенный уровень безопасности, такой, чтобы если что-то случается, установка самозаглушилась. А у нас как раз сам принцип реактора нацелен на то, чтобы обеспечить максимальную безопасность даже в не слишком умелых руках.

- Раньше приводилась оценка суммарной стоимости проекта - до $1 млрд. Подтверждаете эту сумму?

- Весной мы оценивали необходимые инвестиции примерно в 14 -16 млрд рублей (на срок до 2019 г.), но это в докризисных ценах. С учетом кризиса понятно, что данная сумма будет корректироваться. С одной стороны, мы видим удешевление рабочей силы, и по некоторым позициям - оборудования, подготовительных работ. С другой стороны мы понимаем, что есть инфляция.
Подчеркну, что мы в рамках СП закладываем четкий принцип: использование всех классических канонов проектного управления. То есть будет идти строгий контроль за расходами с обеих сторон.

- Росатом и частный инвестор имеют паритетные доли. А как будет осуществляться разрешение спорных вопросов?

Международный арбитраж.

Оценку интеллектуальной собственности вы уже провели? Когда «Росатом» внесет ее в СП, и как это будет осуществляться?

Предварительные переговоры с партнером по этому вопросу прошли. Однако остаются вопросы по процедуре оценки этих активов по их реальной стоимости. Дело в том, что сейчас разработки по проекту СВБР являются собственностью предприятий отрасли. И, как правило, их оценка по балансу довольно низкая. Для того чтоб нам внести данную интеллектуальную собственность в СП по коммерческой стоимости, нужна будет переоценка. Но при этом возникают вопросы законодательного характера, ведь переоценка вызовет для предприятий последствия налогового характера. Проще говоря, у них возникает налог на прибыль. Это проблемная точка не только нашего проекта, она характерна для страны в целом.
В связи с этим Госкорпорация «Росатом» создала межотраслевую рабочую группу, которая пока находится в стадии становления. Туда, как мы ожидаем, войдут все ведущие технологические корпорации. Например, уже подтвердили свое участие Ростехнологии. Также привлекаем к этой деятельности Роснано, РЖД и Газпром. В рамках рабочей группы будут отрабатываться предложения по совершенствованию законодательства РФ в части научно-технической и инновационной деятельности, и, в частности, того, что касается учета в активах интеллектуальной собственности. В 2010 году мы планируем подготовить пакет соответствующих законодательных инициатив.

- А когда, в таком случае, вы ожидаете корректировки законов?

Скорее всего, как мы надеемся, эти предложения могут быть утверждены в 2011 году. Но торопиться мы не будем.

- Можете оценить, какова будет доля интеллектуальной собственности в общей стоимости проекта?

- У нас есть предварительная цифра, но это конфиденциальная информация.

- Какие приоритетные задачи СП определило для себя на ближайшие годы?

Первая стадия нашей работы - НИОКР и подготовка гражданского проекта. Закладываем на это примерно 3,5-4 года. Управление НИОКРами с обеспечением результативности - задача номер один.
Вторая точка приложения наших усилий - определение места размещения пилотной установки. Мы выбираем сейчас из трех площадок, все это - отраслевые предприятия, где сосредоточены кадровые и технические ресурсы. Не хотелось бы пока их называть. В начале 2010 года, думаю, будет сделан выбор в пользу одной из площадок.
Выбирать будем по набору критериев, среди которых технико-геологические характеристики, кадровый потенциал, экономика проекта, а также энергодефицитность региона. Несмотря на то, что мощность пилотной установки будет маленькая, мы рассматриваем ее не только как площадку для отработки технологий, но и как экономический объект.

Основой атомной энергетики сейчас являются АЭС с реакторами ВВЭР, которые несут базовую нагрузку в ЕЭС России. То есть они не могут маневрировать в течение суток вслед за изменением потребления. А станции с реакторами СВБР тоже будут работать в базе?

Маневренность - это одна из характеристик, которую мы закладываем в проект. Еще одно преимущество СВБР - модульность. Реактор на 100 МВт не будет монтироваться на месте, он будет собираться на заводе-изготовителе и доставляться затем на площадку. Это удешевляет проект.

- Уже понятно, кто будет заводом-изготовителем?

Есть целый ряд предприятий, отраслевых и не отраслевых, которые мы рассматриваем. Готовы также смотреть на зарубежных поставщиков оборудования. Кроме того, у самого СП стоит задача по развитию компетенций не только в сфере инжиниринга атомных станций, но и в части реакторостроения.
Отмечу, что сейчас в связи с кризисом у машиностроителей меньше заказов от традиционной энергетики, и активной борьбы за их мощности не происходит, так что в этом смысле мы стартуем в удачное время.

- Стоимость 1 кВт мощности станции с реактором СВБР будет сопоставима с ценой ВВЭР?

На опытно-промышленной установке экономики никогда не получается. Дальше весь вопрос - в конфигурации серийного блока. Мы сейчас ведем проработку этого вопроса, оцениваем рынок, в том числе зарубежный. Чем больше мощность АЭС, тем станция экономичнее, и, в конечном счете, возможно, оптимально было бы строить станции с реакторами СВБР сразу на 1000 МВт. Мы и это можем делать. Другой вопрос, что у атомной отрасли в этой мощностной линейке есть и «быстрые» натриевые реакторы (проект БН-800 - ИФ), и ВВЭР. Поэтому в эту нишу мы вряд ли будем заходить, а скорее сосредоточимся на региональной энергетике.
Предварительная оценка показывает, что оптимальная мощность АЭС с СВБР будет в пределах 200-400 МВт. Но в результате все будет зависеть от рынка, от того, сколько рынок сможет съесть.
Более отчетливо экономические параметры проекта будут видны, когда пилотная установка заработает. Хотя, безусловно, все базовые расчеты и прогнозы мы делаем уже сейчас.

- Как будут решаться вопросы по радиоактивным отходам СВБР?

В части отходов особых проблем у нас нет. Понятны и очевидны какие-то рисковые технические точки, но неразрешимой критики нет, только чисто инженерные вопросы.
В целом в отрасли сейчас создается единая система обращения с РАО и ОЯТ, и мы туда просто вписываемся, будем потребителями услуг национальных операторов в этой сфере. Также и с топливом будет.

- Какое кстати топливо использует СВБР?

Пока будем использовать традиционное топливо - обогащенный уран. Далее будет, по всей видимости, уран-плутониевое топливо (МОКС), и на следующем этапе - плотное топливо, когда оно появится. Геометрия активной зоны СВБР позволяет использовать любые виды топлива.

- Если я правильно понимаю, СВБР может быть и наработчиком ядерных материалов, так называемым «бридером»?

Да, это так. Хотя у нас нет самоцели заниматься наработкой плутония. Наоборот, с точки зрения нераспространения лучше «бридерами» эти установки не делать. К тому же есть «быстрые» натриевые реакторы, которые могут наработать все, что нужно отрасли для производства МОКС-топлива, в частности. И потом, должна быть определенная пропорция реакторов - потребителей МОКСа, и наработчиков плутония для этих целей. И эта доля не один к одному.

Насколько нам известно, ранее обсуждалась возможность использования СВБР для размещения на площадках АЭС, выведенных из эксплуатации. Например, на Нововоронежской станции, где уже отработали свой ресурс 1-й и 2-й энергоблоки. Эта идея еще актуальна?

Как опция такой вариант рассматривается, но детальной проработки мы пока не делали. Впрочем, также мы пониманием, что на рынке могут быть востребованы дополнительные услуги СВБР, такие как перегретый пар, тепло, установки по опреснению воды.

- Проект рассчитан на достаточно длинный период реализации, а сейчас, в условиях кризиса, многие частные инвесторы сталкиваются с финансовыми трудностями. Допускаете вариант, что ваш партнер по каким-то причинам может выйти из проекта или сократить свое участие в нем?

- Наш партнер, Евросибэнерго, подтвердил свою заинтересованность, в том числе на уровне руководства, и предоставил определенные гарантии. Мы работаем уже полтора года, и финансирование в течение 2009 года, в частности, идет и со стороны Евросибэнерго.

- Сколько денег уже вложено?

Точную сумму назвать невозможно, потому что нет ясности, как корректно оценить по затратному принципу то, что было вложено в советские годы, и в частности по линии министерства обороны, ведь реакторы СВБР эксплуатировались на АПЛ.
В целом по проектам такого рода со стороны затрат оценку сделать невозможно. Поэтому если оценивать, то только по доходному принципу.

- Вы рассчитываете и на поддержку государства. В чем она будет выражаться?

У этого вопроса есть два аспекта, как две стороны одной медали. Во-первых, есть отраслевая ФЦП по ядерным технологиям нового поколения, где отдельной статьей прописано развитие «быстрой» энергетики, то есть реакторов с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями. Финансирование по направлению СВБР там предусмотрено, и мы рассматриваем это как вклад государства в дело госкорпорации. И вторая сторона - в рамках президентской комиссии по модернизации наш проект еще в июле был утвержден, с пометкой «без дополнительного финансирования». Там есть такой формат, подтверждающий приоритетный статус проекта.

Атомные подлодки и прочие суда с ядерными энергоустановками используют радиоактивное топливо - главным образом уран - для превращения воды в пар. Полученный пар вращает турбогенераторы, а те производят электроэнергию для движения судна и питания различного бортового оборудования.

Радиоактивные материалы, подобные урану, выделяют тепловую энергию в процессе ядерного распада, когда неустойчивое ядро атома расщепляется на две части. При этом выделяется огромное количество энергии. На атомной подлодке такой процесс осуществляется в толстостенном реакторе, который непрерывно охлаждается проточной водой, чтобы избежать перегрева, а то и расплавления стенок. Ядерное топливо пользуется особой популярностью у военных на подлодках и авианосцах благодаря своей необычайной эффективности. На одном куске урана размером с мяч для гольфа подлодка может семь раз обогнуть земной шар. Однако ядерная энергия таит в себе опасность не только для экипажа, который может пострадать, если на борту произойдет радиоактивный выброс. В этой энергии заложена потенциальная угроза всей жизни в море, которая может быть отравлена радиоактивными отходами.

Принципиальная схема машинного отсека с ядерным реактором

В типичном двигателе с ядерным реактором (слева) охлажденная вода под давлением попадает внутрь корпуса реактора, содержащего ядерное топливо. Нагретая вода выходит из реактора и используется для превращения другой воды в пар, а затем, остывая, вновь возвращается в реактор. Пар вращает лопасти турбинного двигателя. Редуктор переводит быстрое вращение вала турбины в более медленное вращение вала электродвигателя. Вал электродвигателя при помощи механизма сцепления соединяется с гребным валом. Кроме того, что электродвигатель передает вращение гребному валу, он вырабатывает электроэнергию, которая запасасется в бортовых аккумуляторах.

Ядерная реакция

В полости реактора атомное ядро, состоящее из протонов и нейтронов, подвергается удару свободного нейтрона (рисунок ниже). От удара ядро расщепляется, и при этом, в частности, освобождаются нейтроны, которые бомбардируют другие атомы. Так возникает цепная реакция деления ядер. При этом освобождается огромное количество тепловой энергии, то есть тепла.

Атомная подлодка курсирует вдоль побережья в надводном положении. Таким кораблям надо пополнять топливо лишь один раз в два-три года.

Группа управления в боевой рубке наблюдает за прилегающей акваторией в перископ. Радиолокатор, гидролокатор, средства радиосвязи и фотокамеры со сканирующей системой также помогают вождению этого судна.

Во второй половине 80-х годов XX века начался интенсивный процесс снятия с эксплуатации и вывода из состава ВМФ России атомных подводных лодок (АПЛ). Это было связано как с истечением сроков службы, так и с выполнением Российской Федерацией международных обязательств по сокращению вооружений. Основные результаты работ по утилизации трех поколений АПЛ представлены в таблице.

В настоящее время период активной утилизации АПЛ, когда ежегодно утилизировалось с формированием одно - или трехотсечных блоков более 10 АПЛ в год, закончился. АПЛ 1-го поколения практически полностью утилизированы (за исключением аварийных АПЛ). Второе поколение также в основном выведено из эксплуатации и утилизировано по принятой схеме. В течение последующих нескольких лет будет происходить вывод из эксплуатации и утилизация 2 – 5 АПЛ 2-го и 3-го поколений в год.

В настоящее время для решения проблем хранения реакторных отсеков (РО), обращения с радиоактивными отходами (РАО), образующимися при утилизации, необходимо создание дополнительной инфраструктуры, включающей строительство пунктов долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ), региональных центров по кондиционированию и хранению РАО, причальных стенок, реконструкция железнодорожных коммуникаций и т.д. Все это требует привлечения значительных финансовых и трудовых ресурсов. Масштаб решаемых задач иллюстрирует рис.1, на котором показана одна из площадок долговременного хранения реакторных отсеков утилизированных АПЛ.

Общая сумма затрат на строительство наземного хранилища на 120 РО в Сайда-губе превышает 300 млн. евро.

Рисунок 1. Площадка долговременного хранения реакторных отсеков.

Предполагается, что РО в ПДХ должны храниться в течение 75-100 лет, после чего должен быть окончательно решен вопрос об их утилизации. Учитывая, что массы РО АПЛ относительно не велики (около 1000 тонн), а ПДХ расположены далеко от сталеплавильных предприятий, их окончательная утилизация (окончательная разделка и переплавка стали) экономически сомнительна.
При решении вопроса об окончательной утилизации следует также учитывать, что в РО загружаются твердые радиоактивные отходы, образующиеся при утилизации АПЛ.

Значительная часть ядерных энергетических установок (ЯЭУ) выводимых из эксплуатации АПЛ 2-го и 3-го поколений не выработали назначенные ресурсные показатели и в основном находятся в хорошем состоянии.
В настоящее время в России развертывается программа строительства плавучих атомных электростанций малой мощности. Энергоблоки плавучих АЭС планируется создавать на базе судовых реакторных установок типа КЛТ-40 (прототипом являлся реактор ОК-900), хорошо зарекомендовавших себя при эксплуатации на атомных судах. Так, например, ЯЭУ атомного ледокола «Арктика» (реактор ОК-900) успешно эксплуатировалась с 1975 по 3 октября 2008 годы; за 176384 часа эксплуатации при средней мощности 63,1 МВт энерговыработка составила 11132456 МВт*часов. Следует отметить, что реакторная установка ледокола имела проектный ресурс 90000 часов при работе на номинальной мощности 170 МВт, и, следовательно, энерговыработка реактора могла бы составить 15,5 млн. МВт*часов.

ЯЭУ АПЛ принципиально ничем не отличаются от ледокольных установок. По существу, технология лодочных реакторов с водой под давлением создала основу и для атомных станций с корпусными реакторами.
«Мы всегда стремились создать атомные энергетические установки двойного назначения, ибо создание военной и гражданской техники на основе единой технологии очень эффективно для совершенствования и той и другой» – так считает академик Н.С. Хлопкин. Именно в ЯЭУ АПЛ были использованы технические решения, которые сегодня стали обязательными для большой атомной энергетики: активные зоны обладали обратными отрицательными связями по температурам топлива и замедлителя, а сами ЯЭУ имели защитное ограждение в виде прочного корпуса РО.

Эксперты из РНЦ «Курчатовский институт» при разработке концепции строительства подземных АЭС еще в 1993 году отмечали, что «благодаря малым габаритам и массе можно использовать корабельные решения по энергетическим установкам и в подземных атомных электростанциях. Комплексная автоматизация, герметичное исполнение оборудования, сведение к минимуму жидких и газообразных отходов, отработанность технологии и высокое качество изготовления благодаря выполнению большей части монтажных работ на машиностроительных заводах - все эти свойства очень хорошо вписываются в концепцию подземной АЭС».

Корпуса реакторов относятся к оборудованию с длительным циклом производства и являются наиболее дорогостоящими частями ЯЭУ. Единственным предприятием, которое в настоящее время производит подобное оборудование, являются «Ижорские заводы». Технологический цикл изготовление корпуса реактора в зависимости от типа реактора составляет 2-3 года. Учитывая не беспредельные производственные возможности «Ижорского завода», по мнению авторов не целесообразно загружать его дополнительными заказами для плавучих АЭС.
Также следует учитывать, что стоимость изготовления реакторов для плавучей АЭС составляет по разным оценкам от 40 до 60 % общей стоимости станции. Таким образом, при строительстве плавучих АЭС представляется экономически целесообразным использовать готовые РО выводимых из эксплуатации АПЛ.

Для данных целей в полной мере подходят эксплуатируемые или находящиеся на этапах вывода из эксплуатации и временного хранения на плаву АПЛ 2-го - 3-го поколений (общее количество таких АПЛ составляет примерно 140 единиц ). Использование уже сформированных в процессе утилизации АПЛ 1-3 отсечных РО подлежит отдельному рассмотрению в каждом конкретном случае.
ЯЭУ гражданского и военного назначения имеют незначительные конструктивные различия. Предполагаемые к утилизации АПЛ 2-го поколения имеют по 2 реактора тепловой мощностью 90 МВт, АПЛ 3-го поколения − по 1-2 реактора тепловой мощностью 180 МВт.

В докладе будет рассмотрена одна из составляющих, оказывающая существенное влияние на безопасность использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ – охрупчивание корпусной стали реактора под воздействием потока быстрых нейтронов. Материал корпусов реакторов гражданского и военного назначения одинаков – сталь типа 15Х2МФАА.

Работа ЯЭУ на парциальных нагрузках существенно уменьшает выработку ресурса корпуса реактора, который определяется сдвигом критической температуры хрупкости материала корпуса, обусловленной, главным образом, флюенсом быстрых нейтронов. Исследования основного металла и металла сварных швов корпусов реакторов атомного ледокола «Ленин», выполненные после снятия его с эксплуатации при выработке ресурса 106700 часов, подтвердили возможность продления проектного часового ресурса корпусов реакторов, работавших на мощностях меньше номинальной.

Для исследования возможности применения ЯЭУ утилизируемых АПЛ авторами была проведена оценка охрупчивания корпусов реакторов АПЛ с использованием стандартных методик и эксплуатационных параметров, достигнутых реакторами ледокола «Арктика».
Критическая температура хрупкости материала корпуса реактора (Тк) является фактором, ограничивающим срок его службы, и определяется суммой

ТК = ТК0 + ΔТТ + ΔТN + ΔТF, (1)

где ТК0 – критическая температура хрупкости материала в исходном состоянии,
ΔТТ – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие температурного старения;
ΔТN – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие циклической повреждаемости (для судовых ЯЭУ ΔТN не является определяющим фактором, и может быть принят равным нулю);
ΔТF – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие нейтронного облучения.

Используя стандартные зависимости, рассчитаем величину флюенса быстрых нейтронов Fn на корпусе реактора ледокола «Арктика»:

Fn = F0*(ТF/AF)3 = 1018*(110/23)3 = 1,1 1020 см - 2 , (2)

где AF – коэффициент охрупчивания нижнего сварного шва;
F0 = 1018 см - 2 – пороговое значение флюенса;
ТF = 110 0С – сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода в результате облучения.

В этом случае средняя плотность потока быстрых нейтронов на корпусе реактора за время эксплуатации τ составит

φб = Fn/τ = 1,1 1020/176384 3600 = 1,73 1011см – 2c – 1, (3)

и, следовательно, время работы реактора на средней за время эксплуатации мощности составляет

τ = Fn/φб 3600 = 1,1 1020/1,73 1011 3600 = 176622 часа. (4)

Полученный результат хорошо согласуется с зарегистрированным временем работы реактора ледокола «Арктика», что означает – сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода был принят правильно. Опираясь на эти данные и учитывая, что плотности потоков быстрых нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ примерно одинаковы, можно предположить, что реакторы утилизируемых АПЛ способны достигать энерговыработки 11 – 12 миллионов МВт*часов и больше.

ЯЭУ утилизируемых АПЛ, по мнению специалистов, далеки от выработки ресурсных показателей. Специфика эксплуатации АПЛ заключается в том, что доля режимов работы ЯЭУ на нагрузках, близких к максимальным, невелика. Кроме этого, начиная с 90-х годов ХХ столетия, АПЛ не так часто выходили в море.
Учитывая, что номинальная мощность реакторов АПЛ 2-го поколения составляет 90 МВт, средняя мощность за время эксплуатации большинства из них не превышала 30%, т.е. 27 МВт, а время работы на мощности составляло около 40000 часов, получим энерговыработку порядка 1,08 млн. МВт*часов.

Считая плотности потоков нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ близкими по значению, и также полагая, что значения плотностей нейтронных потоков пропорциональны мощности реакторов, а, следовательно, флюенс быстрых нейтронов на корпус реактора пропорционален его энерговыработке, имеем значение флюенса при энерговыработке 1,08 млн. МВт*часов Fn = 1,07∙1019 см – 2. При этом сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода для материала корпусов реакторов АПЛ составит

ТF = Aw*(Fn/F0)1/3 = 23*(1,07∙1019/1018)1/3 ≈ 49,5 0С. (5)

Следовательно, остаточный ресурс корпуса реактора АПЛ по флюенсу быстрых нейтронов на корпусе составляет 10 - 11 миллионов МВт*часов, а возможно, и более.

Расчет флюенса быстрых нейтронов на корпусе реактора сопряжен с определенными трудностями:
− в конце кампании активной зоны происходит увеличение плотности потока нейтронов;
− нет точной информации о плотности потока нейтронов в реакторе (особенно быстрых нейтронов);
− за время эксплуатации реактора в нем «сжигается» несколько активных зон, что приводит к накоплению ошибки в определении флюенса;
− в судовые реакторы не загружаются образцы-свидетели, позволяющие судить об изменении физико-механических свойств корпусной стали.

Точнее чем флюенс быстрых нейтронов, в результате эксплуатации определяется энерговыработка реактора. Поэтому значительный интерес представляет зависимость сдвига критической температуры в результате нейтронного облучения от энерговыработки реактора. Очевидно, что эта зависимость будет иметь такой же вид

ТF = Aw*(W/W0)1/3, (6)

где Aw – коэффициент охрупчивания, обусловленный энерговыработкой,
W – достигнутая энерговыработка,
W0 – пороговая энерговыработка.

Данная зависимость справедлива в диапазоне изменения энерговыработки от 1*106 МВт*час до 3*107 МВт*час. Так как ректоры всех судовых ЯЭУ изготавливаются по одинаковой технологии из стали 15Х2МФАА и имеют примерно одинаковую толщину железо-водной защиты корпуса, то при проведении расчета принималось, что Aw = 49,5.

Полученная зависимость позволяет прогнозировать сдвиг критической температуры хрупкости в результате нейтронного облучения материала корпусов судовых реакторов от энерговыработки (рис. 2). Анализ кривой показывает, что судовые реакторы способны достигать энерговыработки 15,5*106 МВт*часов, при этом сдвиг критической температуры хрупкости не превысит 125 0 С.

Рисунок 2. Прогноз сдвига критической температуры хрупкости от нейтронного облучения для судовых реакторов.

Таким образом, остаточный ресурс ЯЭУ 2-го поколения может достигать максимальной величины 14,4 106 МВт*часов (реально около 10*106 МВт*часов). Отсюда следует, что при использовании ЯЭУ утилизируемых АПЛ 2-го поколения в составе энергомодулей плавучих АЭС, работающих с КИУМ (коэффициент использования установленной мощности) = 0,7, они смогут работать около 25 лет до утилизации.

Если считать, что для АПЛ 3-го поколения средний уровень мощности составляет как на АПЛ 2-го поколения приблизительно 30 % или 54 МВт, а время работы на этой мощности около 30000 часов, то получим энерговыработку 1,62*106 МВт*часов. Тогда остаточный ресурс корпусов этих реакторов по энерговыработке составит около 13,9*106 МВт*часов. При работе на плавучих АЭС с КИУМ = 0,7 возможное время эксплуатации этих реакторов составит примерно 110 тысяч часов или примерно12,5 лет.

Таким образом, основной фактор, определяющий ресурс работы материала корпуса реактора – сдвиг критической температуры хрупкости в результате нейтронного облучения реакторов АПЛ, не является основанием для отказа от использования реакторных установок утилизированных АПЛ в качестве энергетических модулей для плавучих АЭС.
Примерная методология решения этого вопроса может быть представлена схемой на рисунке 3.

Рис. 3. Методологическая схема решения вопроса об использовании ЯЭУ АПЛ в качестве энергетического модуля на плавучей АЭС.

Кроме того, высокая надежность и живучесть ЯЭУ подтверждена как многолетним опытом эксплуатации, так и имевшей место гибелью подводных лодок. Реакторы всех затонувших АПЛ были надежно заглушены, при этом ни разу не было зарегистрировано радиационного загрязнения акватории. Последним примером тому служит катастрофа АПЛ «Курск» (август 2000г.).

По достижении предельной энерговыработки характеристики ударной вязкости металла корпусов реакторов могут быть восстановлены путем сухого низкотемпературного отжига, технология которого разработана и используется в нашей стране уже многие годы. C 1987 по 1992 годы был выполнен восстановительный отжиг 12 корпусов реакторов ВВЭР-440 в России, Германии, Болгарии и Чехословакии. При одном из первых отжигов на материале сварного шва, облученном до флюенса 1020 см-2 была исследована зависимость восстановления критической температуры (Тк) от температуры отжига при времени отжига 150 часов. В ходе экспериментов было установлено, что практически во всех случаях ударная вязкость восстанавливалась до значений, соответствующих необлученному материалу, и максимальное восстановление свойств облученной корпусной стали 15Х2МФАА при температуре отжига 460 – 4700С происходит за время, равное 170 часам.

Планируемый ресурс реакторов КЛТ-40С, которые планируется устанавливать на плавучих АЭС, составляет 40 лет, причем один раз в 10 лет станции должны буксироваться на судостроительные предприятия для ремонта. Если на плавучей АЭС будут применены РО утилизированных АПЛ, то во время планового ремонта может быть выполнен отжиг корпусов реакторов, в результате чего временной ресурс будет удвоен и практически совпадет с ресурсом вновь построенных корпусов реакторов КЛТ-40С.

Отдельный вопрос – это возможность использования паротурбинной установки (ПТУ) утилизируемой АПЛ. Тепловая схема ПТУ АПЛ отличается от проектируемых на плавучей АЭС отсутствием термического деаэратора питательной воды (установка которого не представляет затруднений) и большей частотой вращения главной турбины. Вопрос о варианте использования главной турбины может решаться двояко. Во-первых, уменьшение частоты вращения главной турбины до 3000 оборотов в минуту несколько снизит ее мощность, но позволит ей работать совместно с турбогенератором, вырабатывающим ток частотой 50 Герц. Избыток пара при этом можно использовать для передачи на берег тепловой энергии через промежуточный теплообменник.

Во-вторых, использование главной турбины во всем диапазоне частот вращения потребует применения статических преобразователей частоты для выдачи в сеть электроэнергии требуемого качества. В обоих вариантах использования главной турбины можно отказаться от использования вспомогательных турбогенераторов, заменив их трансформаторами собственных нужд плавучих АЭС. Вспомогательные турбогенераторы заменяются дизельгенераторами, мощность которых обеспечивает расхолаживание обеих установок и ввод в работу одной из ЯЭУ. Это позволит использовать излишки пара для выработки тепловой энергии. Кроме того, при использовании ЯЭУ АПЛ на плавучем энергоблоке не будет необходимости в применении паровых холодильных машин, в результате чего образуются излишки пара, который можно использовать как в деаэраторе, так и для выработки тепловой энергии с передачей ее на берег. Таким образом, оборудование ПТУ утилизируемых АПЛ также может быть использовано в составе энергетического модуля на плавучих АЭС.

Утилизируемые атомные подводные лодки 2-го и 3-го поколений имеют широкий диапазон мощностей реакторов от 70 до 190 МВт и главных турбин от 15 до 37 МВт. Это позволяет подобрать для использования на плавучих АЭС требуемые мощности главного энергетического оборудования.

Стоимость строительства плавучей АЭС «под ключ» оценивается более чем в $150 миллионов , при этом она, приблизительно на 80% определяется стоимостью ЯЭУ и ПТУ . Использование ЯЭУ утилизируемых АПЛ позволит заметно уменьшить эту стоимость.

Масса РО двух реакторной установки утилизируемых АПЛ 2-го поколения составляет около 1200 тонн, а 3-го – около 1600 тонн. Это позволяет использовать реакторные и турбинные отсеки в качестве единого энергетического модуля, монтируемого на плавучей АЭС. В этом случае мы получим ранее построенную и оплаченную ЯЭУ в защитной оболочке, функцию которой выполняет прочный корпус АПЛ. Один из возможных вариантов такой конструкции плавучей АЭС показан на рис. 4.

Рисунок 4. Вариант размещения энергетического модуля (реакторного отсека АПЛ) на плавучих АЭС.

Использование предлагаемой технологии неизбежно столкнется с рядом проблем, которые необходимо решать уже в ближайшее время. К таким проблемам можно отнести:
− отсутствие процедуры перевода ЯЭУ военного назначения в ЯЭУ мирного использования атомной энергии;
− отсутствие анализа соответствия ЯЭУ АПЛ 2-3 поколений требованиям нормативных документов Ростехнадзора и Минздравсоцразвития по плавучим АЭС;
− необходимость обоснования остаточного ресурса, а также возможность продления назначенных ресурсных показателей основного оборудования ЯЭУ по каждой выведенной из эксплуатации АПЛ;
− необходимость изменения конструкции строящихся или проектируемых плавучих АЭС.

Для решения указанных проблем необходимо проведение значительного комплекса НИОКР.
Также следует отметить, что использование РО утилизируемых АПЛ не исчерпывается их применением для плавучих АЭС. Возможными вариантами применения может быть их использование при строительстве подземных АЭС.

Выводы:
1. Предлагаемая инновационная технология использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ позволит:
− значительно сократить затраты на строительство плавучих АЭС и сократить время их строительства и окупаемости;
− снизить затраты на утилизацию АПЛ;
− значительно уменьшить количество радиоактивных отходов и затраты на обращение с ними;
− в полной мере использовать потенциал ЯЭУ АПЛ:
− в процессе эксплуатации ЯЭУ утилизируемых АПЛ в составе плавучей АЭС осуществить финансирование будущей утилизации РО.
2. Для внедрения указанной технологии необходимо уже в ближайшее время развернуть комплекс НИОКР, позволяющий научно обосновать техническую возможность использования РО утилизируемых АПЛ для проектируемых плавучих АЭС.

Рекомендуем почитать

Мосты 

Механизация крыла самолета

Музеи-усадьбы 

Монтего-Бей, город в Ямайке: описание, достопримечательности

Интересное 

Откуда получили свое название кремлевские башни?

Блог

Аляска в литературе Какими морями омывается аляска

Ответы 

Карта франции с прилежащими странами

Достопримечательности

Сатурн дом отдыха. База отдыха сатурн. Мы гарантируем лучшие цены