Работники двух заводов в Северодвинске не были так заняты, как сейчас, со времен позднего Советского Союза, сообщает The Barents Observer.
Пока «Севмаш» строит новые подводные лодки, «Звездочка» ремонтирует и модернизирует старые.
Программа модернизации российского военно-морского флота за последнее десятилетие резко отличается от ситуации после распада Советского Союза, когда ей практически не занимались.
В 2022 году исполняется десять лет с момента, когда первая российская многоцелевая подводная лодка 4-го поколения «Северодвинск» осуществила успешный пуск крылатой ракеты «Калибр» из подводного положения в Белом море. Хотя на строительство «Северодвинска» ушло почти 20 лет, следующие суда проекта «Ясень-М» строятся значительно быстрее.
Строительство «Новосибирска», переданного ВМФ в конце декабря 2021 года, заняло восемь лет.
Те же темпы наблюдаются и при строительстве новых стратегических подлодок проекта «Борей-А», последовавших за «Юрием Долгоруким», который был заложен в в 1996 году и передан Северному флоту через 16 лет — в 2012 году. На строительство «Князя Олега», переданного Тихоокеанскому флоту в конце прошлого года, ушло семь лет.
Самая первая советская Атомная подводная лодка.Как ее строили,кинохроника тех лет
На 1 января 2022 года на разных стадиях строительства на «Севмаше» находились 13 атомных подлодок. Ожидается, что все они будут переданы ВМФ до 2027 года.
В то время как закладка, спуск на воду и ввод в эксплуатацию стратегических и многоцелевых подлодок широко освещаются в СМИ, о подлодках специального назначения известно гораздо меньше. Barents Observer несколько раз писал о «Белгороде», самой длинной подлодке в мире, построенной на базе корпуса лодки проекта 949А «Антей» («Оскар-II» в кодификации НАТО). Она станет носителем нового атомного беспилотного подводного аппарата «Посейдон», способного нести ядерные заряды. Вероятно, в этом году она будет передана Тихоокеанскому флоту.
На «Севмаше» сейчас строятся еще два носителя «Посейдонов» — «Хабаровск» и «Ульяновск». Об этих двух подлодках российские СМИ и другие военные источники сообщают очень редко.
При этом в блоге, рассказывающем о новых и действующих кораблях российского флота, предполагается, что «Хабаровск» войдет в строй в 2024 году, а «Ульяновск» — в 2025-м. Когда «Ульяновск» закладывался в 2017 году, Barents Observer сообщал, что это будет лодка проекта «Ясень-М».
По неподтвержденным данным, в будущем также могут быть построены еще два «Борея-А», два носителя «Посейдонов» и одна-две мини-подлодки специального назначения для Главного управления глубоководных исследований Минобороны (ГУГИ).
Также идет речь о продолжении разработки атомных подводных лодок 5-го поколения проекта «Хаски», но контрактов на их строительство пока не подписано.
Помимо новых подлодок, на «Севмаше» ведутся работы по ремонту и модернизации тяжелого атомного ракетного крейсера «Адмирал Нахимов». Он вошел в состав ВМФ СССР в 1988 году, но редко выходил в море и последние 23 года стоит в Северодвинске. Если не будет задержек, крейсер передадут Северному флоту в 2023 году.
Внутри кухни атомной подводной лодки США #shorts
Источник: morvesti.ru
18 января 1970 года при строительстве атомной подводной лодки К-320 проекта 670 «Скат» на заводе «Красное Сормово» произошла радиационная авария
«Радиационная авария на заводе «Красное Сормово» — произошла 18 января 1970 года при строительстве атомной подводной лодки К-320 проекта 670 «Скат».
При строительстве атомной подводной лодки К-320, когда она находилась на стапеле, произошёл несанкционированный запуск реактора, который проработал на запредельной мощности около 15 секунд. При этом произошло значительное радиоактивное заражение территории цеха, в котором строился корабль. В цехе находилось около 1000 рабочих.
Радиоактивного заражения местности удалось избежать из-за закрытости цеха. В тот день многие ушли домой, не получив необходимой дезактивационной обработки и медицинской помощи. Шестерых пострадавших доставили в больницу в Москву, трое из них скончались через неделю с диагнозом острая лучевая болезнь, с остальных взяли подписку о неразглашении произошедшего на 25 лет.
Только на следующий день рабочих начали отмывать специальными растворами. В тот же день 450 человек, узнав о произошедшем, уволились с завода, остальным пришлось принять участие в ликвидации последствий аварии. Основные работы по ликвидации аварии продолжались до 24 апреля 1970 года. В них приняло участие более тысячи человек.
За участие в ликвидации аварии никто из них правительственных наград не получил.
К январю 2005 года из более тысячи участников в живых оставалось 380 человек. Из льгот они имеют только небольшое пособие от областных властей (330 рублей в месяц до 1 января 2010 года, 750 рублей — с 1 января 2010 года). Получить более высокий статус как работники подразделения особого риска они не могут из-за отсутствия закона. Новый владелец завода «Красное Сормово» де-юре никакой ответственности за происшедшую тогда аварию не несёт.
Ядерную аварию на “Красном Сормове” ликвидировали женщины
Это не юбилейная дата — авария произошла 42 года (на момент первой публикации. Примеч.) назад. Но все равно мы решили о ней написать, поскольку ликвидаторов и просто очевидцев с каждым годом становится все меньше (К 2021 г. ни одного. Примеч.). Все произошло в городе Горьком 18 января 1970 года — задолго до чернобыльской катастрофы.
Благодаря героическому труду рабочих “Красного Сормова” авария не приобрела масштабного характера. Но память о ней жива до сих пор, в основном благодаря Александру Зайцеву, который был тогда на заводе старшим строителем. А сегодня наш собеседник возглавляет общество ликвидаторов “Январь-70”.
В год — по две атомные лодки
Завод “Красное Сормово” работал тогда в бешеном темпе. Руководство предприятия обязалось поставлять ВМФ по две атомные подлодки в год.
А с самого начала 1970-го развернулась настоящая гонка. Ведь это был особенный год, год ленинского юбилея. В одном из заводских цехов строились две подлодки проекта “Скат”. Этот проект подразумевал оснащение лодок ракетами подводного старта. За непрочной перегородкой готовили еще две субмарины проекта “Сом” и проекта “Семга”. Но речь пойдет о “Скате”…
18 января в тот год выпало на воскресенье, поэтому рабочих в цехе было немного — 156 человек. Остальным просто повезло. По словам Александра Зайцева, в иные горячие дни в цехе работало до тысячи человек.
Большинство работников обслуживали подлодку К-308 — ее уже готовили к спуску. И только 12 монтажников проверяли реактор на К-320, которая находилась рядом. Именно на этой подлодке и произошла авария.
Монтажники должны были только проверить прочность первого контура реактора. Для этого надо было залить его холодной водой.
Первый контур был закрыт технологическим кожухом, и в этом главная ошибка.
— Согласно инструкции кожух во время испытаний должен быть снят, — рассказывает Александр Зайцев. — А когда он снят, видно, какие заглушки установлены на контуре. По инструкции это должны быть красные резинометаллические заглушки, которые выдерживают напор в 240 килограммов. Но поскольку все делалось в бешеном темпе, они находились на другой подводной лодке.
Их перетаскивали с одной субмарины на другую. На К-320 во время испытаний стояли только белые пластмассовые заглушки, которые защищают реактор от попадания внутрь пыли. Естественно, они не выдержали.
Кожух взлетел на 50-метровую высоту
Когда испытания начались, напор воды стал увеличиваться. Случилось непредвиденное: под этим напором сдвинулась компенсационная решетка — это уже просчеты в конструкторско-технологической документации. В результате реактор заработал на предельной мощности. В этот момент вода выбила пластмассовую заглушку вместе с кожухом.
Кожух взмыл вверх и разбил стеклянные фрамуги, которые находились на 52-метровой высоте. А вместе с ним наружу вырвался столб радиоактивной пароводяной смеси. В цехе произошло возгорание.
Реактор работал на предельной мощности всего 15 секунд, но этого хватило, чтобы облучить цех дозами, которые в сотни раз превышали предельно допустимые.
— В первую очередь в аварии виноваты монтажники, — считает Александр Зайцев. — Но они расплатились за это сполна. Ни один из 12 монтажников не выжил. Семеро из них умерли в течение недели.
Радиация в тысячи раз выше нормы…
Монтажники мгновенно получили высокие дозы радиации, не совместимые с жизнью. Какие именно, неизвестно. О том, каков уровень радиации в цехе и какую дозу получали люди, дозиметристы помалкивали. А поскольку самим дозиметристам “досталось” больше всех, спросить сегодня не у кого…
Однако известно, что в момент катастрофы уровень выброса составил 75 тысяч кюри.
Понять, что кроется за этой цифрой, нам помог председатель Нижегородского отделения Союза Чернобыльцев Эрих Кокин:
— Зоной, где людям не разрешалось жить, у нас считалась территория с уровнем в 25 кюри и более. Если уровень загрязнения составлял 1 кюри, людей из такого места не вывозили, но условия проживания у них были льготными. Потому что естественный фон — это меньше одного кюри.
— Монтажники буквально выползали из цеха, — рассказывает Александр Александрович. — На их лица были страшно смотреть, они как будто бы были обварены кипятком. Кстати, в отчете так и написали, что несколько рабочих обварились кипятком при испытании сухогруза. На заводе их пытались отпоить молоком, но оно тут же выливалось назад.
На спецпоезде монтажников отправили в Москву в Тушинскую больницу, куда потом доставят Чернобыльцев.
Там они умерли от острой лучевой болезни — все, кроме Владимира Горева и Владимира Сердюка. Кстати, во время аварии Горев поступил по инструкции: немедленно задраил ближайший отсек подлодки, чтобы туда не распространялась радиация.
— А Сердюк по телосложению был просто гигантом, — вспоминает Александр Зайцев. — Он увлекался чуть ли не всеми видами спорта. Из Москвы он вернулся просто стариком, с отказавшими ногами и ампутированной рукой, и прожил недолго.
21 января состоялось расширенное совещание партийно-хозяйственного актива завода. На нем присутствовал и наш собеседник Александр Зайцев. Он вспоминает, что речь держал академик Анатолий Александров, курировавший строительство атомных подлодок, будущий президент АН СССР.
На собрании вкратце была обрисована критическая обстановка. У ВМФ на тот момент были люди, которые профессионально могли бы ликвидировать аварию, в частности экипаж подлодки. Он был уже сформирован и находился на тот момент в Горьком. Но руководство ВМФ запретило морякам подходить к месту аварии.
—- Тогда было так: пока лодка строится, за нее отвечает Министерство судостроения, — объясняет наш собеседник. — И только во время морских испытаний, когда на лодке поднимают флаг, она переходит на баланс ВМФ.
Поэтому единственная надежда была на простых работников завода. К ним, то есть к гражданским лицам, и обращался академик Александров с просьбой помочь в ликвидации аварии.
К-320 решили выскоблить вместе со всем цехом, заменить на ней реактор и достроить. Ведь подлодка была готова на 75 процентов, а каждая такая субмарина обходилась государству в 50 миллионов рублей.
“Нас оставалось только трое”
Первая группа добровольцев состояла из 18 человек.
В первый раз, 23 января, они должны были зайти в цех и показать тем самым отсутствие страха перед радиацией. Это были люди, которым доверяли, за которыми пойдут остальные. В число этих восемнадцати входил и Александр Зайцев.
Никто точно не знал, что происходит внутри К-320. Даже академик Александров не давал гарантии, что реактор не “бабахнет”…
— Когда вошли, поразила мертвая тишина, непривычная для цеха, — делится с “НР” воспоминаниями Александр Зайцев. — А еще мы почувствовали противный запах. Все прекрасно знали, что радиация запаха не имеет, но пахло какой-то мертвечиной. Все мы, кстати, были в масках из защитной ткани Петрянова. И те из нас, кто курил, не выдержали. Они сняли маски и закурили.
Некурящих было трое, в том числе и я. Все, кто тогда закурил, в скором времени умерли. Ведь они надышались смертельной радиактивной пыли. В живых нас осталось только трое.
Стакан спирта — и вперед
А потом началась ликвидация. Люди работали круглосуточно, в три смены. Время “разового” пребывания работника в опасной зоне составляло примерно четыре часа. Перед выходом каждому наливали стакан спирта — эту защитную меру прописал академик Александров.
Помимо алкоголя, от радиации людей защищали упомянутые выше маски и обыкновенные заводские робы. Все это сдавалось после того, как человек выходил из злополучного цеха, и сжигалось.
На ликвидацию были брошены не только работники “Красного Сормова”, но и специалисты из ОКБМ, “Лазурита” и электромонтажного предприятия “Эра” — в общей сложности около тысячи человек.
Это, пожалуй, была единственная в мировой истории ядерная авария, в ликвидации которой были задействованы женщины — крановщицы, маляры, изолировщицы… Все они получили немалые дозы.
А сама ликвидация состояла в том, что цех драили швабрами. Потом эти места мерили дозиметристы. Если уровень превышал допустимое значение — снова драили…
Мусор сжигали и отправляли пепел на Семеновский могильник. А радиоактивную воду грузили на специальное судно “Герой Сидоров”. Говорят, что вода с этого судна сливалась прямо в Волгу…
Реактор К-320 сильно разбух. Чтобы снять угрозу цепной реакции, его засыпали карбитом бора. Потом с трудом вытащили и отправили на завод “Маяк”. Дальнейшая его судьба неизвестна. Кстати, “выскабливать” пришлось не только аварийную подлодку, но и соседнюю — К-308. Да и весь цех, и даже территорию завода…
Еще один штрих: пока шла ликвидация, за тонкой перегородкой преспокойно строились две подлодки проекта “Сом” и проекта “Семга”…
Или квартира, или “волчий билет”
Почему же работники завода, в том числе и женщины, соглашались на такую “уборку”?
Дело в том, что ликвидаторам были положены особые льготы. За столь опасный труд некоторым давали квартиру. Все получали существенную прибавку к зарплате. Например, нашему собеседнику за каждый выход на аварийные работы давали по 50 рублей — при том, что зарплата у него была 185 рублей плюс премии.
Кроме того, для ликвидаторов на “Красном Сормове” было организовано лечебно-профилактическое питание, кормили на убой.
Поэтому даже те, кто знал о последствиях радиации, соглашались. Но были и те, кто не знал…
— Был ведь еще и патриотический момент, — вспоминает наш собеседник. — Время тогда было такое. Многие не за квартиру работали, они просто не могли поступить иначе. А еще взаимное доверие играло большую роль. Ведь в той первой партии из 18 человек все были мои друзья. Например, Василий Третьяков — герой Отечественной войны, он один в свое время потушил пожар на дизельной лодке.
Как я мог его бросить? Как бы я им всем в глаза смотрел, если бы отказался?
Примерно так же повел себя и директор “Красного Сормова” Михаил Юрьев, который вошел в аварийный цех еще 20 января. Когда его попытались остановить, он сказал:
— Если я не пойду, кто тогда вообще пойдет?
Работников, которые отказывались “убираться” в аварийном цехе, исключали из партии и увольняли с завода. Причем с “волчьим билетом”, то есть они не могли устроиться на другое предприятие. Несмотря на столь суровые меры, в 70-м году произошел массовый отток рабочих из “Красного Сормова”. Ведь люди, побывавшие в цехе, начинали серьезно болеть и умирали. Это невозможно было скрыть от заводчан.
— Те, кто увольнялся даже “с волчьими билетами”, находили работу, — говорит Александр Зайцев. — Специалисты с “Красного Сормова” ценились очень высоко» (с).
Новости от Бориса Айзенберга.
Источник: submarinersclub.ru
Инновационная технология строительства плавучих атомных электростанций
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.
| Выведено АПЛ из состава ВМФ | 198 |
| Утилизировано АПЛ | 164 |
| АПЛ в ожидании утилизации | 34 |
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 [3]). 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
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 [8], при этом она, приблизительно на 80% определяется стоимостью ЯЭУ и ПТУ [9]. 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.
Источник: www.atomic-energy.ru