Перезарядка корабельных реакторов

В.А.Винокуров, к.т.н., научный руководитель специализации «Перезарядка ЯР» ВМИИ, Санкт-Петербург

Становление и развитие корабельной ядерной энергетики в 1950-1960 гг. потребовало создания нового вида базового обеспечения эксплуатации атомных подводных лодок (АПЛ) – перезарядки активных зон (аз) реакторов. Наряду с разработкой и производством технических средств перезарядки это потребовало также подготовки персонала по новой специальности – «Перезарядка корабельных ядерных реакторов».


Первые специалисты по перезарядке реакторов АПЛ были подготовлены на высших специальных офицерских классах (ВСОК) при ВВМИОЛУ им. Ф. Э. Дзержинского в ноябре 1958 г. - апреле 1959 г.

В двух  классах, составленных из офицеров, уже служивших на флоте в звании старших лейтенантов, и из лейтенантов-выпускников Пушкинского училища, было подготовлено около полусотни специалистов для перезарядки ЯР. По приказу ГК ВМФ № 0906 от 20.04.1959 г. слушателям ВСОК было выдано свидетельство об окончании курсов по специальности «Физика специального назначения».

Дата приказа почти совпала с датой подрыва (19.04.1959 г.) крышки носового реактора АПЛ пр. 627 «К-3», зав. № 254, осуществленной при перезарядке ЯР (16 апреля - 1 мая 1959 г.)  в корабельных условиях на Севмашпредприятии в Северодвинске. В этой операции были  задействованы: перегрузочное оборудование ПУ-1, кран плавдока грузоподъемностью 5 т и лихтер-4, оборудованный хранилищем отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС).

Дату 19 апреля 1959 г. можно считать днём рождения новой специальности – перезарядка корабельных ядерных реакторов. Отчёт о первой перезарядке составил сотрудник в/ч 27177 (ныне 1 ЦНИИ МО) С.Ф.Корякин, читавший на курсах лекции по теме «Перезарядка реакторов».

После окончания ВСОК выпускники Пушкинского училища были направлены на береговую техническую базу перезарядки в губе Андреева, а старшие лейтенанты вернулись на свои места службы. Двое из них: Л.Н.Новосельский и Б.М.Василенко были направлены во вновь созданный отдел эксплуатации АПЛ в 5 НИИ ВМФ.

Интенсивная эксплуатация кораблей с ЯЭУ в 1960-1980 гг. потребовала новых подготовленных кадров. С 1985 г. в Севастопольском Высшем военно-морском инженерном училище началась подготовка специалистов по специальности «Перезарядка корабельных ядерных реакторов», которая затем была продолжена в Высшем военно-морском инженерном ордена Ленина училище имени Ф. Э. Дзержинского в Ленинграде.

В связи с важностью проблемы в Главном техническом управлении ВМФ и ТУ флотов были созданы отделы, занимающиеся вопросами перезарядки ядерных реакторов (ЯР), а в 1-м ЦНИИ МО - лаборатория перезарядки. Наряду с подготовкой кадров для обеспечения качественной и безопасной перегрузки ядерного топлива создавались технические средства обеспечения перезарядки: от перегрузочного оборудования типа ПУ-1 для АПЛ 1-го поколения до универсальных ПО ОК-300 ПБМ и КН-3ПБ, от плавучей несамоходной технической базы перезарядки реакторов проекта 326, 326М до корабля 2-го ранга  - ПТБ ПР проекта 2020. Многолетняя эксплуатация технических средств перезарядки ЯР показала их работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность применения в самых разнообразных климатических условиях.

Перезарядка реакторов силами ВМФ

Первая плановая перезарядка реакторов силами ВМФ была произведена   в июне – июле 1961 г. на АПЛ «К-14» в Западной Лице. Береговая техническая база (569 БТБ) в губе Андреева находились ещё в стадии строительства и укомплектования персоналом.  Рабочими сменами  на первой перезарядке руководили недавние выпускники Пушкинского ВВМИУ [1]. Из двух вскрытых реакторов были выгружены 360 ОТВС, сформированы активных зоны из свежих тепловыделяющих сборок, на корпусы  реакторов установлены крышки и уплотнены оба реактора. После физико-нейтронных измерений произведен физический пуск реакторов. Отработанные ТВС были доставлены в хранилище ПТБ «ПМ-124» пр. 326, прибывшей из Северодвинска.

Из-за работы в стесненных условиях, больших физических нагрузок на персонал, неизбежного нахождения в зоне повышенной радиации, перезарядка лодочных реакторов является чрезвычайно трудоемкой  и опасной операцией. Активная зона корабельного реактора содержит от 180 до 300 сборок весом по 20 кг и длиной до 3 м. Для  доступа к реактору, находящемуся в нижней части реакторного отсека АПЛ, необходимо разобрать все, что находится над ЯР: корабельные конструкции, оборудование, трубопроводы, кабельные трассы, вырезать в районе реакторного отсека листы легкого и прочного корпусов размером 6 на 4 м.
 
Организация процесса

Перегрузку ОТВС активных зон ЯР изначально планировалось осуществлять силами ВМФ в местах его базирования. Система  перезарядки реакторов основывалась на следующих принципах:
- замену активных зон (АЗ) производить силами выездных команд БТБ и средствами ПТБ, включая прием и дальнейшее обращение с ОЯТ и РАО;
- сопутствующие работы на корпусе АПЛ выполнять на  судоремонтных заводах;
- перезарядку реакторов совмещать с ремонтом корабля на территории судоремонтного предприятия. 

Перезарядка реакторов АПЛ Северного флота производилась в акватории заводов «Звездочка» и «Севмаш» в Северодвинске, 10 СРЗ в Полярном, СРЗ «Нерпа» в Снежногорске, 35 СЗР в Мурманске, куда направлялись АПЛ, ПТБ и команда БТБ.
Завод должен был производить корпусные работы, демонтаж общекорабельных систем, ремонт ППУ. На ПТБ возлагалась доставка перегрузочного оборудования и свежих активных зон, прием ОЯТ и РАО; на БТБ– вскрытие ядерного реактора, выгрузка ОТВС, профилактика ЯР, загрузка свежих ТВС, уплотнение реактора, физический пуск.

Перегрузочное оборудование

 Замена ядерного топлива, выгрузка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из утилизируемых кораблей относятся к наиболее сложным этапам эксплуатации кораблей (АПЛ и НК) с ЯЭУ. Эти операции, проводимые на вскрытых реакторах при вырезанном легком и прочном корпусах АПЛ или вскрытой аппаратной выгородке НК, являются ядерно- и радиационно-опасными. Для их выполнения ОКБМ (г.Горький) создало специальное перегрузочное оборудование и другие средства обращения с ядерным топливом.

В конце 1950 гг. в ОКБМ были разработаны перегрузочные устройства ПУ‑1 и ПУ‑2 для перезарядки  ЯЭУ типа ВМ-А АПЛ первого поколения. Для перегрузки топлива носового ЯР первой АПЛ проекта 627 (зав. № 254) в 1958 г.  северодвинское предприятие № 1  заключило "трудовое соглашение" с  бригадой конструкторов ОКБ ГМЗ  на проектирование  и разработку рабочих чертежей перегрузочного устройства для заказа 254  (в срок до 20 февраля 1959 г.) [2]. В марте 1959 г. перегрузочное устройство ПУ-1 было принято межведомственной комиссией (МВК), а в апреле была проведена первая перегрузка каналов носового реактора АПЛ (зав. № 254).

С увеличением количества АПЛ с реакторами типа ВМ-А потребовалась обеспечить их плановую перезарядку. Для этого в 1959 г. было разработано перегрузочное оборудование ПУ-2 -- усовершенствованный вариант  ПУ-1 с учетом опыта первой перегрузки. Было изготовлено 12 комплектов ПУ-2, находившихся в эксплуатации до 1973 г.

Разработанная горьковским ОКБМ система « головка ТВС – цанговый захват – перезагрузочный контейнер» позволила  бригаде в 20 человек выгружать активную зону за 1–2 суток.

Этим оборудованием оснащались вводимые в строй плавучие и береговые технические базы, учебные центры. ПУ-2,  как и первое устройство, имело ряд недостатков:
- "мокрый" подрыв крышки реактора давлением теплоносителя 1 контура;
- способ затяжки и отвинчивания гаек основного разъема, приводящий к образованию надиров;
- частое образование дефектов на уплотнительных поверхностях корпусов аппаратов;
- заедания лебедки контейнера для выгрузки ОЯТ.

В процессе создания новых типов реакторов для АПЛ второго поколения в  ОКБМ было решено  разработать унифицированное перегрузочное оборудование (ОК-300ПБ) для поканальной перезарядки ЯР типа ВМ-А, ОК-300 и ОК-350, которое должно было "вписываться" в уже созданную инфраструктуру обращения с ЯТ. Вместо “мокрого” подрыва крышек реакторов был предложен более безопасный “сухой” способ с помощью гидродомкратов. Повышенная эксплуатационная надежность не только перегрузочного оборудования ОК‑300ПБ, но и самих ядерных реакторов, позволила исключить повреждение крышек и уплотнительных поверхностей корпусов ЯР, повысить ЯБ за счет исключения возможности неконтролируемого подъема компенсирующих органов.

В 1973 г. оборудование  прошло межведомственные испытания и было принято на вооружение, а старые устройства ПУ-2 вскоре выведены из эксплуатации.

С помощью ОК-300ПБ было выполнено более 1000 перезарядок, доказавших его работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность его использования  в качестве базового прототипа для создания перегрузочного оборудования других типов.

Для перезарядки реакторов ППУ АПЛ третьего поколения было создано перегрузочное оборудование ОК-300ПБМ/650Б-3. Кроме совершенствования конструкции отдельных узлов и деталей, в составе комплекта появились устройство для подрыва нажимного фланца гидродомкратами, устройство для отвинчивания (завинчивания) гаек с одновременной вытяжкой шести шпилек основного разъема ЯР и ряд других устройств.

В настоящее время на флоте эксплуатируются два комплекта этого оборудования. Всего на флот для перезарядки ЯР было поставлено более 30 комплектов различного перегрузочного оборудования (ПУ-1, ПУ-2, ОК-300ПБ, ОК-300ПБМ, КН-3ПБ, изд. 1006, изд. 234 (УПО) (табл. 1).

Табл. 1. Комплекты перегрузочного оборудования
ОбозначениеКол-воНазначениеПримечание
ПУ-212Перезарядка реакторов ВМ‑А АПЛ 1-го поколенияКомплекты списаны
ОК-300ПБ8Перезарядка реакторов ВМ‑А, ОК-300 и ОК-350 АПЛ 1-2-го поколенийКомплект №1 списан, остальные находятся в эксплуатации
ОК-300ПБМ2Перезарядка реакторов ОК‑650 АПЛ 3-го поколенияКомплекты находятся в эксплуатации
КН-3ПБ2Перезарядка реакторов КН-3 НК пр.1144Комплекты находятся в эксплуатации
Изд.234 (УПО)1Перезарядка реакторов с ЖМТКомплект в эксплуатации
Оборудование из состава изд.10061Выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ пр. 661 зав. № 501Комплект находится в стадии подготовки к работе
ЦПКУ. 503232.005 (АУПО)

1Перезарядка реакторов типа ОК-650 и КТП-6Оборудование в стадии разработки

Плавтехбазы для перезарядки ЯР АПЛ
В ноябре – декабре 1960 г. на СМП прошли госиспытания плавтехбазы «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410). С помощью перегрузочного оборудования ПУ-2, входящего в состав плавтехбазы, была выполнена проверка всех технологических процессов перезарядки реакторов с использованием макета реакторного отсека АПЛ и имитаторов ОТВС. Среди выявленных недостатков было отмечено отсутствие на ПТБ средств для удаления воды из реактора при его промывке.

В том же году была построена ПТБ «ПМ-133» пр. 326 (зав. № 94). Позднее были построены ещё ряд ПТБ (табл. 2).
Табл. 2

Динамика строительства, модернизации и вывода из эксплуатации плавучих

 технических баз перезарядки реакторов

№ п/п

Проект

Такт. №
зав. №

Год постройки

Год модернизации

Состояние на 01.01.07 г.

СФ

1     

326

«ПМ-124»
410

1960

1976

Обеспечивает приём ОТВС

2     

326

«ПМ-128»
411

1962

1972

Обеспечивает приём ОТВС

3     

326

«ПМ-78»
412

1963

1973

Выведена из эксплуатации

4     

326

«ПМ-50»
413

1964

1978

Выведена из эксплуатации

5     

2020

«ПМ-63»

1984


Обеспечивает перезарядку реакторов

6     

2020

«ПМ-12»

1990


Обеспечивает перезарядку реакторов

ТОФ

7     

326

«ПМ-125»
94

1960

1979

Выведена из эксплуатации

8     

326

«ПМ-133»
95

1963

1972

Выведена из эксплуатации

9     

326

«ПМ-80»
96

1964

Не модернизировалась

Выведена из эксплуатации

10  

326

«ПМ-32»
97

1966

Не модернизировалась

Выведена из эксплуатации

11  

2020

«ПМ-74»

1985


Обеспечивает перезарядку реакторов


Первая перезарядка ректоров АПЛ с использованием ПТБ «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410)  состоялась в марте-июне 1961 г. в Западной Лице. Воду из корпусов реакторов в процессе их промывки откачивали ручной пожарной помпой. По результатам исследований, проведённых в в/ч 27177 в 1962–1963 гг., были разработаны требования к перегрузочному оборудованию для перезарядки корабельных реакторов. Специалисты пришли к выводу, что извлекать активные зоны водо-водяных реакторов целиком (одной «корзиной») не целесообразно.
В июне 1963 г. в Северодвинске  были проведены межведомственные испытания перегрузочного оборудования (ПУНАП), разработанного ЦКБ «Айсберг», обеспечивающего перезарядку реакторов АПЛ на плаву при волнении моря до 3 баллов. Было принято решение о нецелесообразности использования этого перегрузочного оборудования. Кроме того, было дано указание перезарядку реакторов АПЛ выполнять на тихой воде в отсутствии качки.

Разработанное в  1983 г. «Руководство по организации перезарядки реакторов ядерных энергетических установок кораблей ВМФ. РОП-84» (с дополнениями от 10.01.1989 г.) стало основным руководящим документом по перезарядке реакторов кораблей ВМФ силами и средствами ВМФ.

Плавучие судоремонтные заводы
В апреле 1992 г. (директива ГШ ВМФ СССР № 730/1/00203 от 10.01.1991 г.) было принято решение о создании плавучего судоремонтного завода по перезарядке реакторов (ПСРЗ ПР)  для обеспечения перегрузки и утилизации ядерных реакторов атомных подводных лодок  и надводных кораблей Северного флота [3]. Были создано три плавучих судоремонтных завода. Два на Северном флоте и один на ТОФе. В состав ПСРЗ ПР № 422 в п.Оленья губа и г.Снежногорске (Мурманск.обл.)  вошли плавучая техническая база (ПТБ) пр.2020 (ПМ-12), три ПТБ пр.326М (ПМ-50, ПМ-78, ПМ-128), технический танкер пр.11510 (ТХТН «Амур»), два танкера пр.1783-А (ТНТ-12, ТНТ-19). Перезарядка производилась на территории СРЗ «Нерпа». В состав ПСРЗ ПР № 412 в Северодвинске входили ПМ-63 и -124, ТМТ-25 (перезарядка на территории ОАО «Звёздочка»). На ТОФЕ в г. Большой Камень (Приморский край) был создан  ПСРЗ ПР № 110 в составеПМ-74 и -133 и ТМТ (перезарядка на территории СРЗ ВМФ №30 б.Чажма, ДВЗ «Звезда» и СРЗ ВМФ №49 б.Сельдевая п/о Камчатка).
На ПСРЗ ПР возлагались следующие задачи:

- перезарядка реакторов кораблей ВМФ (ПЛА и НК)  с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) для их планового использования;

- выгрузка активных зон реакторов с кораблей, предназначенных к утилизации;
- обеспечение сопутствующих перезарядке работ, выполняемых СРЗ;
- сбор, временное хранение и передача отработанного ядерного топлива;    
- сбор, временное хранение жидких и твердых радиоактивных отходов, передача РАО на береговые пункты долговременного хранения и переработки.

   С 1992 г. по 2008 г. ПСРЗ ПР №422 произвел выгрузку активных зон 59 АПЛ СФ,  три полных перезарядки реакторов двух атомных подводных лодок СФ. Для утилизации  было выгружено 114 реакторов различных типов (ВМ-А, ОК-300, ОК-350), перезаряжено 2 реактора типа ОК-300, 1 реактор типа ОК-650.

Основная нагрузка пришлась на 1999-2003 гг., после выхода постановления Правительства РФ № 518 от 28.05.98 г. «О мерах по ускорению утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ, выведенных из состава ВМФ, и экологической реабилитации радиационно-опасных объектов ВМФ».

В 1999 г. была осуществлена выгрузка аварийных активных зон реакторов АПЛ «Б-192». Из-за температурных деформаций конструктивных элементов активных зон,  возникших при ядерной аварии, выгрузка штатным способом оказалась невозможной. Для выгрузки деформированных гильз была применена нештатная технология, согласованная с НИКИЭТ и утвержденная начальником ТУ СФ.        Благодаря плотному взаимодействию с ОКБМ оперативно была произведена модернизация необходимых приспособлений, что позволило избежать аварийной ситуации и в срок осуществить выгрузку аварийных активных зон.

В январе-феврале 2003 г. в закрытом сооружении СРЗ «Нерпа» личным составом ПСРЗ №422 совместно с ПТБ «Имандра» ММП были выгружены реакторы АПРК «Курск» (зав.№ 662). В процессе выгрузки было установлено, что режим естественной циркуляции  при полностью опущенных органах регулирования и компенсации и остановленных насосах не позволяет нормально расхолодить реактор без дополнительного внешнего теплосъёма. Из-за превышения температуры теплоносителя после холодильника ФА произошло спекание шихты фильтра и вымывание сгоревшей смолы в активную зону. Из-за температурных деформаций не удалось демонтировать удлинитель тяги КГ. Пришлось пилить его вручную, стоя на верхней плите экранной сборки. Кормовой реактор, находившийся в затопленной забортной водой аппаратной, расхолодился нормально, и был выгружен по штатной технологии [3].

Перезарядка реакторов на АПЛ пр. 670, 659, 627А, 675
Самой сложной по радиационному риску является операция по   вскрытию реактора. Для  отрыва крышки от корпуса ЯР требуется приложить немалые усилия. Крышки весом 5 т и диаметром более 1,5 м первоначально подрывались давлением I контура.  При этом требовалось не допустить перекоса крышки, обеспечить ее стопорение на безопасной высоте, сохранить при дальнейшем подъеме нахождение органов компенсации реактивности на нижних концевиках. Тяга компенсирующей решетки в ядерных реакторах I поколения проходила через крышку ЯР. Без её фиксации специальным упором крышка при подъеме могла захватить КР и вызвать несанкционированное высвобождение реактивности, что и произошло при перезарядке реакторов  на АПЛ «К-11» и «К-431». 
В феврале 1965 г. на СРЗ «Звездочка» в Северодвинске при перезарядке реактора АПЛ I поколения «К-11» (зав. № 285) в результате подъема компенсирующей решетки (КР) при извлечении крышки ЯР возникла неуправляемая цепная реакция. Межведомственной комиссией было установлено, что неконтролируемый разгон реактора произошел из-за ошибок персонала, производившего перезарядку. Первый взрыв был вызван отступлением от технологического процесса перезарядки: упор для тяги КР перед извлечением крышки реактора не был установлен, контроль над извлечением крышки реактора производился визуально по мерной линейке, установленной на тяге КР. Нарушения привели к подъему крышки вместе с КР, что привело к возникновению самопроизвольной цепной реакции (СЦР). Затем произошел второй взрыв из-за ошибки в монтаже упора для тяги КР: вместо упора для тяги КР реактора ВМ-А был установлен упор для тяги КР реактора ВМ, длина которого меньше. Взрыв привел к возникновению пожара в реакторном отсеке и значительному радиоактивному его загрязнению, в результате чего было принято решение о замене отсека. Работы по замене отсека закончились только в 1966 г. Для обеспечения ядерной безопасности при выполнении работ, перед извлечением крышки в аварийный реактор был введен раствор кадмия. Заливка произвели представители ЦКБ «Малахит» и в/ч 27177.

В январе-августе 1973 г. при проведении второго этапа межведомственных испытаний перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при перезарядке реактора АПЛ пр. 670 зав. № 703 (на береговой технической базе 928-III в губе Андреева с использованием плавучей технической базы пр. 326М зав. № 411 «ПМ-128») было оформлено особое мнение о невозможности допуска к  использованию этого перегрузочного оборудования для перезарядки реакторов ВМ-А, так как утвержденные программой испытания этого оборудования при перезарядке реакторов ВМ-А не были проведены. Это особое мнение позднее предотвратило обвинение МВК в допуске к эксплуатации перегрузочного оборудования ОК-300ПБ с реакторами ВМ-А, что могло являться одной из причин аварии при перезарядке реакторов АПЛ «К-431» пр. 675 (зав. № 175) на СРЗ-30 в бухте Чажма в августе 1985 г.

В июле 1979 - июне 1980 г. МВК провела второй этап испытаний перегрузочного оборудования (сб. 1006) при перезарядке реакторов АПЛ пр. 661 (зав. № 501) на МП «Звездочка» с использованием берегового портального крана МП «Звездочка» и двух плавтехбаз пр. 326М. Из-за отказа электродвигателей перегрузочного устройства из трех предусмотренных конструкцией режимов работы (автоматического, полуавтоматического и ручного) работоспособным оказался только ручной режим. В процессе перезарядки из направляющей (на головку ОТВС) трубы перегрузочного контейнера в реактор выпали шарики, с помощью которых обеспечивалось передвижение этой трубы. Извлечь их было невозможно. На завод-изготовитель доставили новые ТВС для установки на них специальных сеток, гарантированно обеспечивающих проток теплоносителя через ТВС. Все это привело к значительному увеличению сроков второго этапа испытаний.

В мае-июне 1986 г. межведомственной комиссией были проведены испытания перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при выгрузке ОТВС из реакторов ВМА АПЛ пр. 659 (зав. № 143) на «ДВЗ «Звезда» с использованием ПТБ «ПМ-74» пр. 2020.
Комиссией, назначенной по результатам расследования аварии при перезарядке реакторов АПЛ «К-431» в бухте Чажма,  была разработана особая технология извлечения крышки реактора ВМ-А. С целью контроля над возможным увеличением нагрузки при извлечении крышки (из-за возможной кривизны штока КР реактора ВМ-А) было предложено траверсу для подъема крышки навешивать на крюк крана плавтехбазы пр. 2020 через динамометр с максимальной нагрузкой 20 т.
В ходе испытаний было установлено, что причиной «заневоливания» тяги КР при установке её упора послужило несоответствие диаметра выреза (2100 мм)  в крышке герметичной выгородки реактора и длины балки (2300 мм) устройства стопорения тяги КР реактора ВМ-А у перегрузочного оборудования ОК-300ПБ. Пришлось сделать дополнительные вырезы в крышке,  обеспечившие соосность установки упора с тягой КР.


Выгрузка ОТВС из реакторов утилизируемых АПЛ
С 1988 г. начался процесс выгрузки ОТВС из реакторов утилизируемых АПЛ.

Динамика вывода АПЛ из состава ВМФ

Год                                  количество выведенных АПЛ

1986                                                                      6

1987                                                                      5

1988                                                                      8

1989                                                                      17

1990                                                                      29

1991                                                                      15

1992                                                                      14

1993                                                                      16

1994                                                                      15

1995                                                                      17

1996                                                                      10

1997                                                                      3

1998                                                                      20

1999                                                                      4

2000                                                                      2

2001                                                                      5

2002                                                                      4

2003                                                                      1

2004                                                                      -

2005                                                                      1

2006                                                                      3


В августе-октябре 1994 г. работники ПСРЗ ПР № 422 произвели выгрузку ОТВС из реакторов ВМА и ОК-350 Учебного центра ВМФ № 93 в г. Палдиски. Впервые была применена технология выгрузки ОТВС непосредственно в чехлы, установленные в корпусе защитного контейнера ТК-18.

В 1998-2002 гг. на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» были построены береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ с использованием технологии поканальной загрузки ОТВС в чехлы  защитных контейнеров ТК-18 в посту загрузки контейнеров. После этой операции контейнер на передаточной тележке вывозится из здания загрузки. Портальным краном грузоподъёмностью 80 т контейнер устанавливается на автомобильный контейнеровоз, транспортирующий ТК-18 на площадку для их временного хранения.  Козловым краном контейнер загружается в сооружение для временного хранения, откуда впоследствии в вагонах-контейнерах ТК-ВГ-18 транспортируется на «ПО «Маяк».

В августе 2000 г. в Северодвинске на ПТБ пр. 2020 был испытан упаковочный комплект ТУК-108/1, состоящий из металлобетонного контейнера, дистанционирующей решетки и комплекта чехлов. Комплект разработан для безопасного хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива атомных подводных лодок, надводных кораблей с ЯЭУ.

В октябре-ноябре 2002 г. в эксплуатацию был  принят береговой комплекс выгрузки ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка». Были выгружены ОТВС из реакторов АПЛ пр. 941 (зав. № 712).

На 1 января 2007 г. в Северном и Дальневосточном регионах России из эксплуатации было выведено около 197 АПЛ, из них:

- 35 АПЛ с водо-водяными реакторами  с не выгруженным ядерным топливом (в Северном регионе – 17 АПЛ, в Дальневосточном регионе – 18 АПЛ);
- 2 АПЛ с ЖМТ  с не выгруженным ядерным топливом.

Всего за период 1959-2006 гг. были выгружены ОТВС с 406 АПЛ, в том числе, за период 1994-2006 гг. – со  137 АПЛ.

Максимальное количество выгрузок ОТВС из реакторов АПЛ (17 - 19)  пришлось на 2000-2002 гг. Минатом РФ в качестве государственного заказчика-координатора работ по комплексной утилизации АПЛ приступил к практической реализации постановления Правительства РФ (от 28 мая 1998 г. № 518) об ускорении утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ в 1999 г.  Для ускорения выгрузки ОТВС из реакторов АПЛ были сосредоточены основные ресурсы (в том числе, бюджетное финансирование и средства Минобороны США по программе «Совместного уменьшения угрозы (СУУ)».

 Начиная с 1961 г., все результаты перезарядок, а также образующиеся при эксплуатации и ремонте АПЛ твердые РАО  и отслужившее оборудование ППУ переправлялись и складировались на БТБ в гб. Андреева и п. Гремиха (Кольский п-в), в бх. Сысоева (Приморский край), в бх. Горбушечья (Камчатка).

В 2000 г. все 4 береговые базы перезарядок реакторов были расформированы, а их территория и сооружения перешли в ведение вновь созданных структур Росатома – ФГУП «СевРАО» и ФГУП «ДальРАО». Плавучие технические базы исчерпали установленные показатели надежности. Проблему перезарядки реакторов, включая утилизацию РАО, образующихся при эксплуатации ядерных реакторов ВМФ, необходимо срочно решать.

Для оптимизации состава ВМФ, улучшения качества перезарядок и проверки нейтронно-физических параметров (НФП) ядерных реакторов руководство ПСРЗ ПР [3] предлагает в составе ВМФ создать научно-производственную организацию НПО «ВоенАтом»,  основной целью которой будет налаживание и поддержание прямых связей между разработчиками (НИИ, КБ), производителями и персоналом ВМФ, эксплуатирующим ядерные реакторы.

НПО будет решать следующие задачи:
-выполнять перезарядки ЯР военного назначения на Северном  и Тихоокеанском флотах;
-выполнять НФИ и  ТТП ЯР военного назначения на СФ и ТОФ;
-обобщать учетные сведения по ЯТ военного назначения для предоставления информации НТУ ВМФ, «Росатому» и другим государственным организациям;
-обрабатывать и анализировать результаты эксплуатации АЗ;
-систематизировать результаты перезарядок, эксплуатации оборудования и спецсистем ПТБ;
- совместно с НИИ участвовать в разработках и испытаниях новых АЗ, экранных сборок и реакторов;
- совместно с КБ участвовать в разработках, модернизациях и испытаниях сборок и приспособлений перегрузочного оборудования;
-участвовать в разработках и корректурах нормативно-технической и организационной документации по вопросам перезарядки реакторов и измерений НФХ АЗ;
-заниматься переподготовкой и доподготовкой, повышением квалификации персонала ВМФ, занятого в хранении ЯТ, обслуживании ПО и спецсистем.

НПО предлагается разместить на территории одного из учебных центров ВМФ в Обнинске или Сосновом Бору с предоставлением возможности пользования материально-технической и документальной базой центров. Работы по перезарядке реакторов, измерения НФХ реакторов будут выполняться командированными специалистами НПО.

 

Эта реорганизация позволит освободить военнослужащих ВМФ от не свойственных им производственных обязанностей, значительно повысит качество и безопасность перезарядки реакторов, контроль НФХ в процессе эксплуатации, позволит организовать учет и контроль ЯТ в виде единой системы, отслеживающей перемещения активных зон от производителя до эксплуатирующего органа и окончательной их утилизации.

 

Вывоз ОТВС в  «ПО «Маяк»


Для обеспечения плановой перезарядки АПЛ важным  вопросом являлась организация вывоза ОТВС на переработку в «ПО «Маяк», так как при заполненных хранилищах на ПТБ и БТБ выполнять перезарядку реакторов невозможно.


Для транспортировки ОТВС по железной дороге имеется четырнадцать вагонов-контейнеров: 4 вагона-контейнера ТК-ВГ-18, 4 вагона-контейнера ТК-ВГ-18А (в каждом из которых может размещаться по три защитных контейнера ТК-18 или ТУК-108/1), 6 вагонов-контейнеров ТК-ВГ-18-2 (по два защитных контейнера ТК-18 или ТУК-108/1). Они формируются в три вагон-контейнерных поезда – по четыре вагона-контейнера ТК-ВГ-18, ТК-18-18А и шесть вагонов-контейнеров ТК-ВГ-18-2. Для обращения с ОЯТ транспортных ЯЭУ предоставлено 160 защитных контейнеров:  52 контейнера ТК-18 и 108 -- ТУК-108/1.


Транспортирование ОТВС в «ПО «Маяк» производится по временным транспортно-технологическим схемам с использованием постов загрузки защитных контейнеров чехлами с ОТВС, созданных:

- на ПТБ пр. 2020 «ПМ-63», базирующейся в Северодвинске,

- на ПТБ пр. 2020 «ПМ-74», используемой при вывозе через б. Конюшкова,

- на ПТБ «Лотта» Мурманского морского пароходства,

- на береговой базе (сооружение 37) в бх. Сысоева.


Береговые комплексы выгрузки ОЯТ утилизируемых АПЛ


В 2002 г. на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» были приняты в эксплуатацию береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ, оборудованные площадками временного хранения защитных контейнеров с необходимыми грузоподъемными средствами и подъездными железнодорожными путями для транспортирования ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк».


Принципиальной особенностью этих береговых комплексов  является загрузка извлеченных из реакторов ОТВС непосредственно в защитные контейнеры ТК-18, ТУК-108/1, находящиеся в здании загрузки. На площадке временного хранения одновременно размещается до 60 контейнеров. В связи с необходимостью реконструкции железной дороги на «ДВЗ «Звезда» с 2003 г. вывоз ОЯТ с береговых комплексов выгрузки производится только с «МП «Звездочка.


Вся документация на временные транспортно-технологические схемы обращения с защитными контейнерами, технология загрузки ОЯТ в защитный контейнер ТК-18 (ТУК-108/1), обращения с упаковками ТУК-18 (ТУК-108/1) на береговых комплексах выгрузки, технологические регламенты, сертификаты-разрешения на перевозку ОТВС в защитных контейнерах, разработаны «ВНИПИЭТ».


За два десятилетия (1973-1993 гг.) с Северного и Дальневосточного регионов в «ПО «Маяк» 194 рейсами было вывезено около 11500 защитных.


Рейсами вагон-контейнерного поезда было вывезено около полутора тысяч защитных контейнеров. «ПО «Маяк» может ежегодно принимать и перерабатывать до 18 рейсов вагон-контейнерных поездов по двенадцать защитных контейнеров с ОТВС  в каждом.

 

Система выгрузки ОТВС из реакторов АПЛ


В системе выгрузки ОТВС из реакторов утилизируемых и эксплуатируемых АПЛ функционируют в настоящее время три плавтехбазы пр. 2020 и два береговых комплекса выгрузки. Для ускорения выгрузки ОТВС из реакторов утилизируемых АПЛ к этим работам привлекаются также суда атомного технологического обслуживания: ПТБ «Имандра» и ПТБ «Лотта» Мурманского морского пароходства.


Срок службы ПТБ пр. 2020 истекает в 2015 г. После вывода её из эксплуатации береговые комплексы на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» останутся единственными объектами, обеспечивающими выгрузку ОЯТ из реакторов утилизируемых АПЛ и перезарядку реакторов эксплуатируемых АПЛ. В случае сбоев в функционировании транспортной схемы на «ПО «Маяк» и береговых комплексах выгрузки предусмотрено временное хранение ОЯТ  утилизированных АПЛ в защитных контейнерах ТУК-108/1. Такое хранение сейчас реализуется на «ДВЗ «Звезда».


Имеющиеся  средства выгрузки, вывоза и переработки ОТВС могут обеспечить ежегодную утилизацию ОТВС из 18-20 АПЛ. Но, учитывая ограниченные возможности бюджета РФ, сокращение средств, выделяемых США по программе «СУУ», следует ожидать снижения темпов утилизации АПЛ и такого ответственного её этапа, как выгрузка ОТВС.


Для своевременной реализации программы утилизации АПЛ и перезарядки реакторов эксплуатируемых (и вновь создаваемых) АПЛ требуется обеспечить финансирование работ по выгрузке, вывозу и переработке ОТВС; организовать ремонт плавучих технических баз и имеющегося перегрузочного оборудования; провести работы по созданию нового ПО; подготовить квалифицированный персонал для проведения этих работ, модернизировать береговые комплексы перезарядки на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда».

 

Cпециалисты по перезарядке реакторов АПЛ


Качественную и безопасную перегрузку ядерного топлива обеспечивают технические средства перезарядки. Многолетняя эксплуатация показала их высокую работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность применения в разных климатических условиях. За 50 лет (с 1959 по 2008 г.) силами специалистов-перезарядчиков ВМФ было выполнено более 1000 перезарядок ЯР на 400 АПЛ и НК, что обеспечило поддержание боеготовности ВМФ.
 

В 2007 г. в ВМИИ был проведен семинар «Состояние, проблемы и перспективы  развития системы перезарядки корабельных (судовых) ядерных реакторов», приуроченный к 15-летию начала подготовки в ВВМОЛУ им Ф.Э.Дзержинского специалистов по перезарядке корабельных ядерных реакторов и 48-летию первой перезарядки корабельного ЯР.


В ВМИИ  в рамках специальности «Эксплуатация АЭУ» успешно функционирует система подготовки специалистов по «Перезарядке реакторов корабельных АЭУ». В гражданской системе высшего образования специалистов с такой специализацией не готовят. Выпускники ВМИИ востребованы и успешно работают в системе разработки, создания и эксплуатации оборудования для перезарядки корабельных ядерных реакторов, обеспечивая проведение потенциально ядерно-опасных работ, в том числе,  нейтронно-физических измерений и теплотехнических проверок, выгрузки-загрузки ядерного топлива, поддержание в технической готовности средств перезарядки,  как в военных, так и в гражданских структурах.


Наметившаяся тенденция к сокращению подготовки военных специалистов по «Перезарядке корабельных ЯР» в ВМИИ чревата утратой системы подготовки и переподготовки специалистов, обеспечивающих ядерную и радиационную безопасность при обращении с ядерным топливом, в том числе, находящихся в эксплуатации АЭУ.

 

Историческая справка

 1 ноября 1958 г. - 20 апреля 1959 г. – подготовка первых специалистов по перезарядке реакторов АПЛ на высших специальных офицерских классах (ВСОК) при ВВМИОЛУ им. Ф. Э. Дзержинского.

16 апреля - 1 мая 1959 г. -  первая перезарядка в корабельных условиях, выполненная на СМП в Северодвинске с использованием перегрузочного оборудования ПУ-1, крана грузоподъемностью 5 т плавдока и лихтера-4, оборудованного хранилищем ОТВС.

19 апреля 1959 г. - подрыв крышки носового реактора АПЛ пр. 627 «К-3» (зав. № 254), день рождения новой специальности – «перезарядка корабельных ядерных реакторов».

май 1959 г. - Отчёт о первой  перезарядке, подготовленный сотрудником в/ч 27177  Корякиным С. Ф.

март 1960 г. -  межведомственной комиссией в Горьком принято в эксплуатацию перегрузочное оборудование ПУ-2 для перезарядки реакторов 1 поколения, вошедший в состав плавучей технической ба­зы пр. 326.

 05.11.1960 г. -- 06.12.1960 г.  - государственные испытания плавтехбазы «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410) на макете реакторного отсека АПЛ с имитаторами ОТВС на СМП.

1960 г. - на ТОФе принята  в эксплуатацию ПТБ «ПМ-133» пр. 326 (зав. № 94).

март - июнь 1961 г. - первая перезарядка ректоров АПЛ с использованием ПТБ «ПМ-124» пр. 326 (зав. № 410) в Западной Лице.

1962–1963 гг.  –в/ч 27177 разработаны требования к перегрузочному оборудованию для перезарядки корабельных реакторов.

июнь 1963 г. -  межведомственные испытания в Северодвинске перегрузочного оборудования (ПУНАП) ЦКБ «Айсберг» для перезарядки реакторов АПЛ на плаву при волнении моря до 3 баллов по шкале ВМС.

июнь–июль  1964 г. -  первая перезарядка реакторов АПЛ в сухом доке СД-10 береговой технической базы № 925 (пос. Гремиха).

февраль 1965 г. - возникновение неуправляемой цепной реакции в результате подъема КР при извлечении крышки при перезарядке реактора АПЛ I поколения «К-11», зав. № 285, на СРЗ «Звездочка» в Северодвинске.

февраль–апрель  1967 г.  -  перезарядка реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем в пос. Гремиха.

январь-август 1973 г.  - второй этап межведомственных испытаний перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при перезарядке реактора АПЛ пр. 670 (зав. № 703) на БТБ 928-III в губе Андреева с использованием ПТБ «ПМ-128» пр. 326М (зав. № 411).

1978 г. -  замена экранной сборки реактора правого борта АПЛ пр. 667А на СРЗ-10 с использованием механического фильтра, установленного в корпус реактора, при отмывке первого контура ЯР.

июль 1979 г. - июнь 1980 г. - второй этап МВИ перегрузочного оборудования сб. 1006 при перезарядке реакторов АПЛ пр. 661 (зав. № 501) на территории МП «Звездочка».

1978 г.  - на основе опыта перезарядки корабельных реакторов разработаны «Требования к обеспечению перезарядки реакторов при проектировании береговых и плавучих технических баз. ОТТ МО 6.1.42–79».

1983 г. - разработано  и принято в действие «Руководство по организации перезарядки реакторов ядерных энергетических установок кораблей ВМФ. РОП-84». (10.01.1989 г.  - в РОП-84 внесены дополнения).

1985 г.  - перезарядка реакторов АПЛ пр. 667БД с использованием ПТБ «ПМ-63»  пр. 2020 на СРЗ «Звездочка».

май - июнь 1986 г. -  испытания перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при выгрузке ОТВС из реакторов ВМА АПЛ пр. 659 (зав. № 143) с использованием ПТБ «ПМ-74» пр. 2020 на «ДВЗ «Звезда».

 1988 г.  - начало выгрузки ОТВС из реакторов утилизируемых АПЛ.

1994 г.  - принят в эксплуатацию защитный контейнер ТК-18 для транспортировки чехлов с ОТВС железнодорожным транспортом на завод регенерации (ПО «Маяк»).

август - октябрь  1994 г. -  впервые реализована выгрузка ОТВС из реакторов ВМА и ОК-350 Учебного центра ВМФ № 93 (г. Палдиски) в чехлы, установленные в корпусе защитного контейнера ТК-18.

1998-2002 гг.  - построены береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» с использованием технологии поканальной загрузки ОТВС в чехлы защитных контейнеров ТК-18, установленных в посту загрузки контейнеров.

август 2000 г.  - проведены испытания упаковочного комплекта ТУК-108/1 на ПТБ пр. 2020 в Северодвинске.

октябрь-ноябрь 2002 г. -  принят в эксплуатацию береговой комплекс выгрузки ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка».

2002 г.  - приняты в эксплуатацию береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» с  площадками временного хранения защитных контейнеров.

 

За 50 лет с 1959 по 2008 г. силами специалистов-перезарядчиков ВМФ было выполнено более 1000 перезарядок на 400 АПЛ и надводных кораблях (НК). Это обеспечило поддержание боеготовности ВМФ в течение десятков лет. Многие  офицеры, представители промышленности за свой ратный и опасный труд были награждены орденами и медалями (Булыгин В. К.– Герой Советского Союза, Павловский Ю. Н. – Орден «Знак почета»), стали Лауреатами Государственных премий (Крылов Р. М.). И в настоящее время силами специалистов-перезарядчиков производится утилизация ЯР и реакторного оборудования АПЛ.


Создание современной системы перезарядки корабельных ЯР и подготовки офицеров ВМФ по этой специализации является важной государственной задачей, так как обеспечивает боеспособность атомного подводного и надводного флота и должного функционирования атомного ледокольного флота, необходимого для освоения минерально-сырьевых ресурсов арктического севера.


Существующую программу по «Перезарядке реакторов корабельных АЭУ» необходимо пересмотреть в сторону её расширения для подготовки специалистов, способных обеспечить инфраструктуру ВМФ по обращению с ядерным топливом.

В апреле 2009 г. ВМИИ совместно с  «Росатомом» и Ядерным обществом России  была проведена юбилейная конференция «Первой перезарядке корабельного ядерного реактора – 50 лет».


 

Участниками конференции было решено обратиться к в/ч 72190, 31270 с предложением  определить стратегию развития системы перезарядки реакторов кораблей ВМФ, обращения с ядерным топливом и РАО  и подготовки личного состава; Ядерному обществу России обратиться в Министерство обороны РФ с предложением о выделении направления «Ядерные физика и технологии» в рамках создания ГОС ВПО 3-го поколения для подготовки специалистов по эксплуатации ЯЭУ на всех этапах ее жизненного цикла. Для подготовки книги  об истории создания системы обращения с ядерным топливом с рабочим названием «Перезарядка корабельных ЯЭУ. Люди и техника» решено создать редакционную коллегию.

 

Объявление 19 апреля «Днем специалиста – перезарядчика корабельных ядерных реакторов» станет достойной оценкой труда многих сотен перезарядчиков во славу доблестного Военно-морского флота России.

 

Литература

1-В.А.Перовский. Модель перезарядки реакторов – от прошлого к будущему.

 (ВНИПИЭТ), материалы конференции 2009

2- В.В. Москаленко, С.А. Душев, ФГУП "ОКБМ" им. И.И. Африкантова, А.И. Калинкин, 1ЦНИИ МО РФ, Перегрузочное оборудование для корабельных ЯЭУ
АПЛ и НК, материалы конференции 2009

3 -Лущенко Г.Ю., гл. инж. ПСРЗ ПЗ СФ (в/ч 60176) Перезарядка ядерных реакторов военного назначения, материалы конференции 2009.

назад

Материалы из архива

11.2007 «Западные ценности» в обмен на энергоресурсы

Э.П.Щербинина, специалист по мировой экономике, Санкт-Петербург, shcherbinina@bigmir.net Анализ событий, происходящих в течение последних нескольких лет в мире и, особенно на Ближнем и Среднем Востоке, однозначно указывает на намечающиеся крупные сдвиги в соотношении политических сил на мировой арене. Мир постепенно движется к многополярности, причем весьма заметную роль в нем начинают играть представители незападных цивилизаций...

1.2006 Ядерные материалы: проблемы собственности

А.И.Иойрыш, д.ю.н., профессор, заслуженный юрист РФ, руководитель проблемной группы мирного использования атомной энергии Института государства и права РАН; В.Г.Терентьев, д.т.н., профессор, лауреат Государственной премии СССР, начальник отделения законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома; А.Б.Чопорняк, к.ю.н., начальник отдела законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома До принятия закона «Об использовании атомной энергии» юридические лица в сфере своей хозяйственной деятельности заключали договора поставки и купли–продажи, в том числе и в отношении ядерных материалов, в соответствии с действующим ГК РФ.

8.2009 Пессимизм без идей

Сергей Шелин, заместитель главного редактора еженедельника "Дело": - Возвращение к уровню 2008 года, когда ВВП стоял было на грани удвоения по сравнению с 1998-м, намечается где-то в 2013-м, если не 2014-м году. Где она, «Концепция-2020»? Ушла на дно, как Атлантида… Начальство начало смутно осознавать, что вся проделанная им работа над собой, вся его выработанная с таким трудом антикризисная логика, основанная на терпеливом и даже самоотверженном ожидании подъема нефтяных цен, дает осечку.