использование яэу
утилизируемых подводных лодок
Академик Я. Б. ДАНИЛЕВИЧ, кандидаты технических наук Ю. Л. БОРДУЧЕНКО, В. Г. МУРАМОВИЧ, О. Э. МУРАТОВ, В. В. ПЕТУХОВ
В статье проведена оценка технического состояния и остаточного ресурса ядерных энергетических установок (ЯЭУ) утилизируемых АПЛ. На основе проведённых оценок разработаны предложения и обоснована возможность их использования для плавучих АТЭС.
Во второй половине 1980-х гг. XX в. 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 и выполнением Российской Федерацией международных обязательств по сокращению вооружений. В настоящее время из 250 построенных АПЛ из сос-
тава ВМФ выведено 198. Основные результаты работ по утилизации АПЛ представлены в таблице.
В таблице учтены АПЛ трёх поколений. ЯЭУ кораблей первого поколения устарели морально и физически, а также не соответствуют требованиям 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 лодок второго и особенно третьего поколения, которые создавались в 1980-е гг. с учётом накопленного опыта эксплуатации корабельных ЯЭУ и отработанной нормативной базы.
Кроме того, интенсивность эксплуатации АПЛ первого поколения была значительно выше, чем второго и третьего, и экономическая ситуация 1990-х гг.
14
© Я.Б. Данилевич, Ю.Л. Бордученко, В.Г. Мурамович, О.Э. Муратов, В.В. Петухов
не позволяла своевременно проводить текущий и средний ремонт АПЛ второго и третьего поколений. По этим причинам достаточно новые, не выработавшие половины назначенного ресурса АПЛ были выведены из состава ВМФ. Таких АПЛ утилизируется примерно 140 единиц. Суммарная тепловая мощность реакторов этих АПЛ составляет примерно 25 ГВт, 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. Всё это требует привлечения значительных финансовых и трудовых ресурсов.
Предполагается, что реакторные отсеки на ПДХ должны храниться в течение примерно 100 лет, после чего должен быть окончательно решён вопрос об их утилизации. Учитывая, что массы реакторных отсеков АПЛ относительно невелики, а ПДХ расположены далеко от металлургических предприятий, их окон-
Утилизация АПЛ в России (по данным на 01.01.2008 г.)
Северный регион Тихоокеанский регион Всего
Выведе-
но АПЛ
из соста-
ва ВМФ 121 77 198
Утилизи-
ровано
АПЛ 106 58 164
В стадии
утилиза-
ции 9 5 14
АПЛ
в ожида-
нии ути-
лизации 6 14 20
чательная утилизация (переплавка стали) экономически сомнительна.
Безусловно, что утилизация АПЛ, а также 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 большая часть территорий имеет децентрализованное энергоснабжение, поэтому 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 РНЦ "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 г. 3 октября 2008 г. был заглушён реактор ледокола с наибольшей энерговыработкой, которая составила 11 132 456 МВт ■ ч за 176 384 ч эксплуатации при средней мощности 63.1 МВт. Отметим, что реакторная установка этого ледокола имела проектный ресурс 90000 ч при работе на номинальной мощности, то есть энерговыработка реактора могла бы составить 15.5 млн МВт ■ ч. 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 ре-
15
сурс корпуса реактора, который определяется сдвигом критической температуры хрупкости материала корпуса, обусловленной, главным образом, флю-енсом быстрых нейтронов. Исследования основного металла и металла сварных швов корпусов реакторов атомного ледокола "Ленин", выполненные после снятия его с эксплуатации при выработке ресурса 106 700 ч, подтвердили возможность продления проектного ресурса корпусов реакторов, работавших на средних мощностях меньше номинальной.
Реакторные установки АПЛ 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 5 использованы с самого начала такие тех-^ нические решения, которые сегодня ста-1 ли обязательными для большой атомной § энергетики: активные зоны обладали об-« ратными отрицательными связями по ! температурам топлива и замедлителя, а * реакторные установки имели защитное я- ограждение в виде реакторного отсе-I ка, прочный корпус АПЛ был прообразом § контейнмента - необходимого по совре-" менным требованиям дополнительного | защитного барьера энергоблока АЭС. | Эксперты из РНЦ "Курчатовский ин-= ститут" еще в 1993 г. отмечали, что "благодаря малым габаритам и массе можно использовать корабельные решения
16
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 их реакторов одинаков - сталь типа 15Х2НМФАА. Критическая температура хрупкости материала корпуса реактора (Тк) является фактором, ограничивающим срок его службы, и определяется суммой:
Тк = Тк0 + ДТГ + ДТМ + ДТр,
где Тк0 - критическая температура хрупкости материала в исходном состоянии, ДТТ - сдвиг критической температуры хрупкости вследствие температурного старения, ДТи- сдвиг критической температуры хрупкости вследствие циклической повреждаемости, ДТР - сдвиг критической температуры хрупкости вследствие нейтронного облучения.
В соответствии с "Нормами...": критическая температура хрупкости материала корпуса в исходном состоянии Тк0 = -25 °С, сдвиг критической температуры вследствие температурного старения материала ДТТ = 0 °С.
Для судовых ядерных реакторов сдвиг критической температуры хрупкости вследствие циклической повреждаемости (ДТи) не является определяющим фактором, поэтому при оценке критической температуры может быть принят равным нулю. Опираясь на достигнутую энерговыработку реактора ледокола "Арктика", принимая сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода ДТр = 110 °С и используя зависимости из "Норм расчёта на прочность...", получим величину допускаемого флюенса быстрых нейтронов:
[Г„] = Ю^ДТ^)3 = 1018 ■ (110/23)3 = = 1.1 ■ 1020 см-2,
где Аг - коэффициент охрупчивания из таблицы в "Нормах расчёта на прочность...". Тогда плотность потока быстрых нейтронов на корпусе реактора составит:
= № = 1.1 = 1.73
1020/176384 ■ 3600 =
Время работы реактора на мощности будет:
т = [Г„]/фб ■ 3600 = = 1.1 ■ 1020/1.73 ■ 1011 ■ 3600 = = 176 622 ч.
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 температуры вязко-хрупкого перехода на один градус происходит при увеличении энерговыработки примерно на 100 тыс. МВт ■ ч. 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 1112 млн МВт ■ ч и больше. Это обусловлено тем, что критическая температура вязко-хрупкого перехода при расчётном ресурсе составит около 120 °С. Такая температура достиж
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.