Об использовании ЯЭУ утилизируемых подводных лодок

Я.Б Данилевич. академик РАН, Ю.Л.Бордученко, В.Г.Мурамович, В.В Петухов.старшие научные сотрудники Института проблем транспорта им. Н.С.Соломенко РАН


Во второй половине 80-х годов XX века начался интенсивный процесс снятия с эксплуатации и вывода из боевого состава ВМФ отечественных атомных подводных лодок (АПЛ), а также технических средств их обслуживания. Это  связано с истечением сроков службы, а также с выполнением Российской Федерацией международных обязательств по сокращению вооружений,



Основные результаты работ по утилизации АПЛ представлены в таблице 1.

В таблице 1 учтены атомные подводные лодки трех поколений. ЯЭУ кораблей первого поколения устарели морально, не соответствуют требованиями национальных и международных документов по обеспечению ядерной и радиационной безопасности. Поэтому с точки зрения дальнейшего использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ речь следует вести только об энергетических установках атомных подводных лодок второго и третьего поколений. Таких подводных лодок, утилизируется примерно 140 единиц [1].

Суммарная тепловая мощность реакторов этих АПЛ составляет примерно 25000 МВт, что эквивалентно по тепловой мощности восьми реакторам ВВЭР-1000.

Для решения проблем хранения реакторных отсеков, обращения с радиоактивными отходами (РАО) необходимо создание дополнительной инфраструктуры:  пунктов долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ), региональных центров по кондиционированию и хранению РАО, строительство 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.


Предполагается, что реакторные отсеки на ПДХ должны храниться в течение примерно 100 лет, после чего должен быть окончательно решен вопрос об  их утилизации. Учитывая, что массы реакторных отсеков АПЛ относительно не велики, а ПДХ расположены далеко от сталеплавильных предприятий, их окончательная утилизация (переплавка стали) экономически сомнительна.

Безусловно, что по окончании активного периода утилизация атомных подводных лодок утилизация кораблей и судов с ЯЭУ будет и далее продолжаться до тех пор, пока они существуют.    

В то же время планы развития атомной энергетики России предусматривают строительство значительного числа плавучих атомных станций тепло и электроснабжения (ПАТЭС). Очевидно, что построенные «сегодня» ПАТЭС «завтра» необходимо будет утилизировать.

В России сегодня для использования малой атомной энергетики нового поколения перспективны Северный морской путь, Чукотка, районы БАМа, Приполярный Урал, нефтегазовые месторождения Восточной Сибири и Дальнего Востока.  По заключению специалистов НТЦ «Курчатовский институт», необходимость строительства сети плавучих, наземных, подводных, подземных, передвижных и других типов АТЭС малой мощности (АТЭС ММ) уже сегодня расценивается как фактор национальной безопасности России, которым нельзя пренебречь. Энергоблоки плавучих АТЭС планируется создавать в частности на базе судовых реакторных установок КЛТ-40, хорошо зарекомендовавших себя при эксплуатации на атомных судах. Так, например, ЯЭУ атомного ледокола «Арктика» успешно эксплуатировалась с 1975 по 2008  годы.  3 октября 2008 года был заглушен реактор ледокола «Арктика», с наибольшей энерговыработкой, которая составила 11132456 МВт·часов за 176384 часа эксплуатации при средней мощности 63,1 МВт. Отметим, что реакторная установка этого ледокола  имела проектный ресурс 90000 часов при работе на номинальной мощности, т.е. энерговыработка реактора могла бы составить 15,5 миллиона МВт·часов. Известно, что мощность реактора пропорциональна плотности нейтронного потока. Поскольку мощность реакторов АПЛ 2-го поколения примерно в два раза меньше мощности реакторов ледокола «Арктика», то их ресурс по флюенсу быстрых нейтронов на корпус должен быть существенно больше.

Работа на парциальных нагрузках существенно снижает выработанный ресурс 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 средних мощностях меньше номинальной. 

Реакторные установки подводных лодок принципиально ничем не отличаются от таковых на ледоколах. Установка имеет четырех петлевую схему охлаждения реактора. В каждой петле установлен один циркуляционный насос и один парогенератор.  Общими элементами для всей установки являются: компенсаторы давления, насос расхолаживания, подпиточные насосы, холодильник фильтра 1 контура и фильтр 1 контура. Установка весьма компактна, так как перечисленное выше оборудование выполняет не только свои основные функции, но и функции элементов биологической защиты. 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 реакторных установках для АПЛ были использованы с самого начала такие технические решения, которые сегодня стали обязательными для большой атомной энергетики: активные зоны обладали обратными отрицательными связями по температурам топлива и замедлителя, а реакторные установки имели защитное ограждение в виде реакторного отсека, были заключены в контейнмент - прочный корпус.

Эксперты из РНЦ "Курчатовский институт" 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".

Реакторные установки гражданского и военного назначения, по сути, различаются  мощностью реакторов и, вытекающими из этого массогабаритными характеристиками элементов основного оборудования. Материал корпусов реакторов гражданского и военного назначения одинаков – сталь типа 15Х2НМФАА. Критическая температура хрупкости материала корпуса реактора (Тк) является фактором, ограничивающим срок его службы, и определяется суммой

Этот результат удовлетворительно согласуется с зарегистрированным временем работы на мощности реактора ледокола «Арктика», значит сдвиг критической температуры вязко хрупкого перехода принят правильно. Таким образом, для судовых реакторов сдвиг критической температура вязко-хрупкого перехода на один градус происходит при увеличении энерговыработки примерно на 100 тысяч МВт·часов. Опираясь на эти данные и то, что плотности потоков быстрых нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ одного порядка, можно допустить, что реакторы утилизируемых АПЛ способны достигать энерговыработки 11 - 12 миллионов МВт·часов и больше. Это обусловлено тем, что критическая температура вязко-хрупкого перехода при расчетном ресурсе составит около 1200С. Такая температура достижима для разогрева судовой реакторной установки циркуляционными насосами первого контура.

Реакторные установки  утилизируемых АПЛ по мнению специалистов далеки от выработки ресурса. Специфика эксплуатации во второй половине ХХ века кораблей ВМФ, особенно крупных, заключалась в том, что доля режимов работы на нагрузках, близких к максимальным, была невелика [4].  Кроме того, их высокая надежность и живучесть 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.).

Учитывая, что номинальная  мощность этих реакторов АПЛ 2-го поколения составляет 90 МВт [5], средняя эксплуатационная мощность большинства из них не превышала 30%, т.е. 27 МВт, а время работы на мощности составляло не более 30000 часов, получим энерговыработку порядка 800 тысяч МВт·часов. Значит, критическая температура вязко-хрупкого перехода для материала корпусов реакторов АПЛ сместилась не более, чем на 100С, остаточный ресурс по энерговыработке составляет не менее 10 - 11 миллионов МВт·часов и более.  Если использовать реакторы АПЛ в составе энергетических модулей плавучих АТЭС, где коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) может составлять около 70%, то временной ресурс этих реакторов составит не менее 165000 часов  или 19 лет. Конечно, значения указанных величин достаточно условны. Они приняты на основании общих представлений об эксплуатации АПЛ. Поэтому, для решения вопроса о возможности использования каждой конкретной реакторной установки АПЛ в качестве энергомодуля для плавучей АТЭС, будет необходимо ответить на ряд важных вопросов, касающихся не только энерговыработки ее реакторов. Примерная методология решения этого вопроса может быть представлена схемой на рис.2.


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 1020см-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. Кроме того, было установлено, что максимальное восстановление  свойств облученной корпусной стали 15Х2МФА при температуре отжига 460 – 4700С происходит за время, равное 170 часам, что иллюстрируется рис.3.


Планируемый ресурс реакторов КЛТ-40С, которые будут устанавливаться на плавучих энергоблоках, составляет 40 лет. Предполагается, что один раз в 10 лет эти станции будут буксироваться на судостроительное предприятие для ремонта.   Если на плавучей АТЭС будут установлены энергомодули с реакторами утилизированных АПЛ отработавшими 19 лет, то во время ремонта может быть выполнен отжиг корпусов этих реакторов, после чего их временной ресурс будет удвоен и практически совпадет с ресурсом вновь построенных корпусов реакторов КЛТ-40С.

Корпуса реакторов и других элементов реакторной установки  относятся к оборудованию с длительным циклом производства и являются наиболее дорогостоящими частями ЯЭУ.      Единственным предприятием, которое в настоящее время  может производить такое оборудование, являются «Ижорские заводы». На них возлагается задача производства реакторного оборудования для эксплуатирующихся и строящихся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР. Учитывая не беспредельные производственные возможности «Ижорского завода», по мнению авторов не целесообразно загружать его дополнительно заказами для плавучих АТЭС. Для их строительства целесообразно использовать энергетические модули (рис.4) в виде реакторных отсеков утилизируемых АПЛ.


Тепловая схема паротурбинной установки (ПТУ) АПЛ отличается от таковой на плавучей АТЭС отсутствием термического деаэратора питательной воды, установить который дополнительно 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 ПАТЭС. Вспомогательные турбогенераторы заменяются дизельгенераторами, мощность которых обеспечивает расхолаживание обеих 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 АТЭС.

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 [4].  Это позволяет подобрать для использования на плавучих АТЭС требуемые мощности главного энергетического оборудования.

Стоимость строительства плавучей АТЭС «под ключ» оценивается примерно в $150 миллионов [6] при этом она на 80% определяется стоимостью ядерной энергетической установки [7]. Эту стоимость можно заметно уменьшить. Масса реакторного отсека двух реакторной установки утилизируемых АПЛ второго поколения составляет около 1500 тонн, а третьего поколения – около 2500 тонн [6]. Это позволяет  использовать реакторные и турбинные отсеки в качестве единого энергетического модуля, монтируемого на плавучем энергоблоке. В этом случае мы получим  ранее построенную и оплаченную ядерную энергетическую установку с реакторной установкой в защитной оболочке, функцию которой с успехом выполнит прочный корпус АПЛ. Один из возможных вариантов такой конструкции плавучей АТЭС показан на рис.5.

Таким образом, материальные, трудовые и финансовые затраты на строительство плавучих АТЭС могут быть существенно уменьшены, а так же сокращено время их строительства и окупаемости.

      Литература:
1. В.Е. Ильин, А.И. Колесников. Подводные лодки России. Иллюстрированный справочник. Изд-во АСТ, 2002.
2. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86).
3. Митенков Ф.М. Судовая ядерная энергетика // Вестник РАН. – 2003. - Том 73, № 6, с. 488-495.
4. Кувайцева И.Р., Сизова С.Х., Соколов Б.Г., Юрочкин В.М.. Использование конвертируемой техники ВМФ для нужд малой энергетики. Судостроение –2001.- № 6.
5. Ильин В., Колесников А.//Отечественные атомные подводные лодки.//Техника и вооружение: вчера, сегодня, завтра.-2000 г.- Май-июль. № 5-6.- 80 с.    
6. Миронова Н.И.. Плавучие АЭС усиливают риски и угрозы распространения. Атомная стратегия. Апрель 2005.
7. Баранов И.Л., Новохацкий В.А., Фролов А.А., Чихалов С.В. Перспективный проект конверсионного использования энергетических установок выведенных из состава ВМФ атомных подводных лодок // Оборонный заказ. - 2008.- № 20.

назад

Материалы из архива

5.2008 Японский физик заявил о проведенной реакции холодного ядерного синтеза

Ещё одна группа учёных заявила о том, что ей удалось провести в лабораторных условиях реакцию холодного ядерного синтеза. Заслуженный профессор в отставке Йосиаки Арата из Университета Осаки и его китайский коллега Юэчан Чжан из Шанхайского университета представили результаты эксперимента, в ходе которого было зафиксировано не предусмотренное известными законами выделение энергии.

1.2006 Есть ли будущее у взрывной дейтериевой энергетики?

Б.В.Литвинов, академик, ВНИИТФ, г. Снежинск Вынесенный нами для обсуждения в этой статье вопрос, скорее всего, будет встречен с недоумением. Во-первых, термин «взрывная дейтериевая энергетика» был введен в употребление сравнительно недавно группой исследователей – физиков Российского Федерального Ядерного Центра – ВНИИ технической физики им. академика Е.И.Забабахина (г.Снежинск, Челябинской области), издавших в 1996 г. в нашем институте небольшую книгу под названием «Взрывная дейтериевая энергетики».

2.2006 Энергетика России: проблемы и перспективы

Ф.М.Митенков, академик РАН, научный руководитель ФГУП «ОКБМ» В конце минувшего года состоялась научная секция общего собрания Российской Академии наук, посвященная состоянию энергетики России, ее проблемам и перспективам развития. Актуальность и важность этой темы подчеркивается уже тем, что чуть ли не впервые сессия Академии наук носила столь целенаправленный и достаточно полный конкретизированный характер обсуждения вопросов энергетического обеспечения страны.