Энергетические блоки атомного подводного флота

В.М.Кузнецов, с.н.с., к.т.н., академик Академии промышленной экологии, Институт истории естествознания и техники, Москва

Атомные паропроизводящие установки для подводных лодок, как и сами лодочные проекты, делятся на четыре поколения.

Работой над созданием первого поколения АППУ занимались многие предприятия Советского Союза. Необходимо было решить ряд сложных инженерно-конструкторских задач. В первую очередь – создание энергетического блока атомного корабля – реакторной установки, систем и механизмов, обеспечивающих ее работу. Научным руководителем разработок был назначен академик А.П.Александров, главным конструктором по энергетике – академик Н.А.Доллежаль. Для АПЛ был выбран водо-водяной реактор (ВВР). Работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 г. При разработке ВВР возник целый ряд вопросов по оптимизации тепловой схемы ядерного реактора (ЯР) и его параметров; схеме регулирования нейтронных процессов в ЯР; методам нейтронно-физического расчета водо-водяных ЯР; проблемам глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления 235U, создания теплотехнической модели атомной установки; разработки схемы автоматического управления атомной установкой.

В результате была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворяющая требованиям подводной лодки. На основе этой атомной установки было создано четыре поколения атомных установок и их модификаций.

Создание транспортной атомной установки для того времени было огромным техническим прогрессом. Но с точки зрения ядерной и радиационной безопасности АППУ имела ряд недостатков, которые и стали причиной серии аварий и поломок. За период эксплуатации АППУ первого поколения произошло четыре аварии с водо-водяными реакторами (К-19 – 1961 г.; К-11 – 1965 г.; К-431 – 1985 г. и К-192 – 1989 г.). Основными недостатками атомных установок первого поколения с точки зрения их ядерной и радиационной безопасности были: большая пространственная распределенность и большой объем первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование, т.е. реактор, парогенераторы, насосы, теплообменники, компенсаторы объема и др. Это создавало серьезные проблемы в организации защиты при аварийной разгерметизации первого контура, а также при разрыве многочисленных импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами. Невысокая надежность оборудования и большие его массово-габаритные характеристики с одной стороны (особенно электрооборудования на постоянном токе), при высоких технологических и эксплуатационных параметрах, с другой, (температура первого контура 3000С, давление первого контура около 200 атм, температура пара около 2500С и т.д.); практически отсутствие автоматизации процесса управления атомной установкой, низкая надежность и недостоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора; недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной, парогенераторной, насосной выгородки и выгородки системы управления защиты АППУ), недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе, – могла стать причиной аварии.


Типы реакторов, обогащение ядерного топлива и тепловая мощность АППУ АПЛ

Проект

Кол-во реакторов

Тип реактора

Обогащение (%)

Тепловая мощность реактора (МВт)

1-е поколение
627А

2

ВВЭР, ВМ-А

21

70

658

2

ВВЭР, ВМ-А

21

70

659/675

2

ВВЭР, ВМ-А

21

70

2-е поколение
667А

2

ВВЭР ОК-700 ВМ-4

21

90

667 Б-БДРМ

2

ВВЭР, ОК-700 ВМ-4-2

21


670А

1

ВВЭР, ОК-350 ВМ-4

21

90

670М

1

ВВЭР, ОК-350 ВМ-4

21

75

671

1

ВВЭР, ОК-300 ВМ-4

21

75

671

2

ВВЭР, ОК-300 ВМ-4

21

75

3-е поколение
941

2

ВВЭР, ОК-650 ВВ

21–45

190

949

2

ВВЭР, ОК-650 Б

21–45

190

945

1

ВВЭР, ОК-650

21–45

190

971

1

ВВЭР, ОК-650 Б

21–45

190

АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем
645 ЖМТ

2

ЖМТ, ВТ-1

90

73

705

1

ЖМТ, ОК-550, МБ-40А

90

155

Надводные корабли
1144

2

ВВЭР, ОК-900 КН-3

Неизвестно

300

1941

2

ВВЭР, ОК-900 КН-3, БМ-16

55–90

171


Пусковая аппаратура позволяла контролировать ядерные процессы в реакторе во время пуска только при выходе на его минимально контролируемый уровень мощности. До этого уровня пуск ядерного реактора осуществлялся в слепую по специальной программе, рассчитанной оператором, которая могла быть ошибочной. Малое пусковое положение компенсирующих решеток в совокупности с несовершенным перегрузочным оборудованием и халатностью личного состава впоследствии привело к аварии на АПЛ «К-431» в бухте Чажма.

В настоящее время все подводные лодки первого поколения выведены в отстой с целью их дальнейшей утилизации.


АППУ второго поколения

АППУ второго поколения создавалась на опыте эксплуатации первого поколения и с учетом ее недостатков. На первом этапе предполагалось, что за счет обеспечения высокого качества трубопроводов, оборудования и других компонентов АППУ можно избежать серьезных аварий. Исходя из этого, для АППУ первого и второго поколений в качестве максимальной проектной аварии рассматривалась течь теплоносителя конечного размера, поэтому жестких требований к системам локализации аварий не предъявлялось. Также не предусматривалась возможность расхолаживания атомной установки в условиях полного обесточивания подводной лодки. Из опыта эксплуатации первого поколения, где главные «неприятности» приносили течи воды из первого контура во второй (в основном через парогенераторы) и течи наружу (в насосные, аппаратные и парогенераторные выгородки), для второго поколения была изменена компоновочная схема атомной установки. Она оставалась петлевой, однако были существенно сокращены пространственная распределенность и объемы первого контура.

Применены схема «труба в трубе» и схемы навешанных насосов первого контура на парогенераторы. Сокращено количество трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование (фильтр первого контура, компенсаторы объема и т.д.). Практически все трубопроводы первого контура (малого и большого диаметров) были размещены в необитаемых помещениях под биологической защитой. Существенно изменились системы контрольно-измерительных приборов и автоматики АЭУ. Увеличилось количество дистанционно-управляемой арматуры. Подводные лодки второго поколения перешли на источники переменного тока. Турбогенераторы (основные источники электроэнергии) стали автономными. Однако вопросы ядерной и радиационной безопасности до конца решены не были. За период с 1967 г. произошло три ядерные аварии на АПЛ с водо-водяным ядерным реактором (АПЛ «К-140» – 1968 г.; «К-320» – 1970 г.; «К-314» – 1983 г.). Основным недостатком АППУ второго поколения являлась ненадежность основного оборудования (активных зон, парогенераторов, систем автоматики). Аварии и поломки были связаны в основном с разгерметизацией оболочек тепловыделяющего элемента, с течами воды из первого контура во второй через парогенераторы, а также с выходом из строя систем автоматики или с возможностью ее работы в таком режиме, когда происходил несанкционированный пуск ядерного реактора (авария на «К-140»). Остались нерешенные проблемы ядерной безопасности, связанные с аварийным расхолаживанием ядерного реактора при полном обесточивании корабля; с обеспечением контроля за ядерными процессами в реакторе, когда он находится в подкритическом состоянии (за исключением заказов, где была установлена импульсная пусковая аппаратура); с предотвращением полного осушения активной зоны при разрыве первого контура.


АППУ третьего поколения

Проектирование АППУ третьего поколения осуществлялось с начала 1970-х гг. Этот период в развитии ядерной энергетики характеризуется формированием нового отношения к атомным установкам как к объекту повышенной опасности. Была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания и локализации аварии. Эти системы рассчитывались на максимальную проектную аварию, в качестве которой принимался мгновенный разрыв трубопровода теплоносителя на участке максимального диаметра.

Для кораблей третьего поколения применили блочную схему компоновки. С точки зрения безопасности с ее помощью решили ряд важных задач. Такая схема позволила иметь режим естественной циркуляции по первому контуру на достаточно высоких уровнях мощности реактора, что важно для организации теплоносителя с активной зоны при полном или частичном обесточивании корабля. Эта компоновка практически заменила трубопроводы первого контура на короткие трубы большого диаметра (патрубки), соединяющие основное оборудование (реактор, парогенератор, насосы). Атомные установки оборудуются системой безбатарейного расхолаживания (ББР), она автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания.

Существенно изменилась система управления и защиты реактора. Импульсная пусковая аппаратура позволяет контролировать состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе и в подкритическом состоянии. На компенсирующие органы установлен механизм «самохода», который при исчезновении электропитания обеспечивает опускание решеток на нижние концевики. При этом происходит полное «глушение» реактора, даже при опрокидывании корабля. Установлен дополнительный ряд других технических новшеств, повышающих безопасность эксплуатации АЭУ. Блочная компоновка АППУ позволила уменьшить габариты, увеличив при этом ее мощность и другие эксплуатационные параметры.

Главными проблемами ЯЭУ третьего поколения с точки зрения безопасности являются проблемы надежности основного оборудования, в первую очередь активных зон, блоков очистки и расхолаживания. Они связаны с высокой цикличностью процессов, происходящих в атомной установке при ее эксплуатации. Было учтено, что при блочной компоновке патрубки и многие элементы основного оборудования по качеству и надежности должны в полной мере соответствовать корпусу реактора.


АППУ четвертого поколения

АППУ четвертого поколения представляет собой моноблок (или интегральную схему компоновки). Очевидное ее преимущество – локализация теплоносителя первого контура в одном объеме и отсутствие патрубков и трубопроводов большого диаметра. Эта установка создавалась с учетом всех современных требований ядерной безопасности. В связи с труднодоступностью к оборудованию, размещенному в реакторе, подобная схема компоновки предполагает использование высоконадежного оборудования.


АППУ с жидкометаллическим теплоносителем

В особую категорию атомных установок следует выделить АППУ с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). Первая из них «К-27», на которой произошла ядерная авария. Причиной ее было засорение технологических каналов продуктами окисления сплава, в результате чего произошел пережог активной зоны.

Первая подводная лодка во время заводских испытаний и непродолжительной опытной эксплуатации показала низкую надежность и из-за ряда крупных поломок была разрезана. Реактор с невыгруженной активной зоной, залитой фурфуролом и битумом, находится на заводе «Звездочка» в Северодвинске. Остальные шесть кораблей этой серии эксплуатировались в течение 10 лет. За это время корабельные АППУ с ЖМТ наработали около 70 реакторо-лет.

Ядерный реактор на промежуточных нейтронах с теплоносителем свинец-висмут разрабатывался в Особом конструкторском бюро «Гидропресс» в Подольске и Особом конструкторском бюро машиностроения в Нижнем Новгороде. Главное достоинство этой установки – ее динамичность. Основная силовая сеть создана на частоте 400 Гц, что позволило практически вдвое сократить массо-габаритные показатели оборудования, но в то же время эксплуатация этого оборудования усложнилась.

Освоение кораблей с атомными паропроизводящими установками на жидкометаллическом теплоносителе было трудным. Специфика заключалась в том, что существовала опасность затвердевания сплава, что приводило бы к выводу из строя атомной установки. В Западной Лице, где базировались корабли этого класса, был создан специальный береговой комплекс для кораблей этого проекта. Построена котельная для подачи пара на корабли, к пирсам поставлены плавказарма и эсминец, которые давали пар от своих котлов. Но в связи с низкой надежностью берегового комплекса подводные лодки «грелись» от своего ядерного реактора, который работал на минимально контролируемом уровне мощности.

Сложность эксплуатации создавала еще и высокая автоматизация этих кораблей. Все отсеки (за исключением двух) были необитаемы. Операции по управлению системами и оборудованием выполнялись с пультов, размещенных в центральном посту. Несмотря на то, что на подводных лодках с АППУ на ЖМТ имели место две ядерные аварии, эти реакторные установки считаются более безопасными, чем ЯЭУ с водой под давлением (водо-водяные реакторы). Безопасность реакторов на жидкометаллическом теплоносителе обеспечивается: высокой температурой кипения теплоносителя (16790С) при низком давлении в первом контуре, что исключает его переопрессовку, тепловой взрыв ядерного реактора и выброс активности наружу; быстрым затвердеванием сплава при разгерметизации (температура плавления сплава около 1250С), благодаря чему исключается возможность тяжелой аварии с потерей теплоносителя; небольшой долгоживущей наведенной альфа-активностью собственно теплоносителя; отсутствием выхода аэрозолей Po210 (период полураспада – 138 суток); способностью жидкометаллических теплоносителей при повреждении оболочек тепловыделяющих элементов и разгерметизации первого контура удерживать значительную активность радиоактивного йода, представляющего основную радиационную опасность для обслуживающего персонала; небольшим запасом реактивности, исключающим в энергетических режимах неконтролируемый разгон ЯР на мгновенных нейтронах, а также его способностью самопроизвольно уменьшать мощность в аварийных ситуациях; градиент давления между контурами энергетической установки направлен от второго контура к первому, что позволяет предотвратить выход радиоактивного теплоносителя за пределы контура.

Эти и другие аргументы говорят о перспективности этого направления. В настоящий момент конструкторы АППУ решили проблему «замораживания» и «размораживания» сплава в установке, однако корабли с жидкометаллическим теплоносителем в настоящее время не строятся.


АППУ для надводных кораблей

АППу для надводных кораблей «КН-3»  (активная зона типа ВМ-16) создавалась на опыте строительства и эксплуатации паропроизводящих установок ледоколов. По своей конструкции она практически ничем не отличается от атомной установки типа ОК-900 атомных ледоколов класса «Россия». Недостатки в конструкции этих установок с точки зрения безопасности такие же, как и для АПЛ третьего поколения. В настоящее время атомные надводные корабли (АНК) имеют не меньше проблем, чем атомные подводные лодки. В основном это обусловлено тем, что при создании атомных надводных кораблей не был решен вопрос о создании комплекса для их базирования. В результате атомные установки АНК «Нахимов» и «Ушаков» длительное время эксплуатировались без капитальных ремонтов, так как базовые комплексы не могли обеспечить корабли необходимым электропитанием, паром и т.д.  Ресурс оборудования был выработан очень быстро, средств для ремонта не выделялось, и корабли были выведены из эксплуатации.

Потребности в освоении новых месторождений полезных ископаемых и углеводородного сырья в труднодоступных районах Севера и других точках Мирового океана для обеспечения энергобезопасности России и других стран мирового сообщества, настоятельно диктуют необходимость развития атомного кораблестроения с учетом опыта предыдущих лет.

Журнал "Атомная стратегия", № 27, январь 2007 года

назад

Материалы из архива

10.2009 Чернобыль и Саяно-Шушенская ГЭС: что ведет к катастрофе

О.М.Ковалевич, доктор технических наук, профессор  Авария на Саяно-Шушенской ГЭС (СШ ГЭС) всколыхнуло воспоминания о Чернобыльской катастрофе, в том числе среди тех, кто был её свидетелем  не со стороны. Много общего, несмотря на возможность извлечь уроки за более чем двадцатилетний разрыв по времени. Толчком к созданию этих заметок послужила статья Б.И.Нигматулина [1] и  дальнейшие публикации в СМИ, где особо впечатлил анализ возможных причин и путей развитий аварии  в [2].

5.2007 Новости РНЦ «Курчатовский институт»

18 апреля 2007 г. Президент РФ В.В.Путин посетил Российский научный центр «Курчатовский институт». Это первое посещение Главой государства Курчатовского института за всю его историю. Генеральная схема размещения АЭС Правительство РФ 19 апреля приняло за основу генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 г. Генеральная схема предполагает максимальное увеличение доли атомной генерации, гидрогенерации и угольной энергетики в общем объеме выработки электроэнергии в стране и сокращение доли газовой генерации.

9.2006 Решения должны быть разные

(Послесловие к колонтаевскому семинару) Т.Д.Щепетина, к.т.н., в.н.с. Курчатовского института, e-mail: tds@dbtp.kiae.ru Участие в семинаре по малой энергетике в подмосковном Колонтаево многое прояснило и потребовало еще более расширить горизонт отражения «науки» на «практику», и если уж не поменять точку зрения, то главным образом сменить акценты в нашей «разъяснительной деятельности» относительно судьбы и роли АСММ.