Ядерная энергетика и атомный подводный флот
Дата: 18/05/2009
Тема: Атомный флот

В.А.Лебедев, к.т.н., проф., ЦНИИ ГНЦ РФ им. ак.А.Н.Крылова, председатель Правления Северо-Западного отделения Ядерного общества

В 2008 г. подводники, проектировщики, судостроители и судоремонтники отметили 50-летний юбилей атомного подводного флота. В человеческой жизни 50 лет - это много. Для мироздания - это лишь момент. Атомный подводный флот создавался усилиями всего советского народа, его учеными, специалистами и рабочими. И все-таки, основным действующим лицом, управляющим этой сложнейшей и опасной техникой, все эти 50 лет был и остается человек, моряк, подводник - специалист по эксплуатации АЭУ.

Исторические вехи

9 сентября 1952 г. И.Сталин подписал постановление Правительства СССР «О проектировании и строительстве объекта 627». К проектированию были привлечены 38 специализированных НИИ и КБ, а к созданию первой атомной подводной лодки - 27 предприятий по всей стране.

1954 г.- началось формирование экипажей для первой атомной подводной лодки (АПЛ),

1955 г. - в США вошла в строй первая АПЛ «Наутилус»,

Пущена первая атомная энергетическая установка (АЭУ) в ФЭИ (Обнинск),

Начата подготовка экипажей АПЛ «К-3» и «К-5»,

1956 г.- пущен стенд-прототип реактора с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ),

Начата подготовка экипажа АПЛ с АЭУ на ЖМТ «К-27».

1957 г.- спущена на воду АПЛ «К-3».

1958 г.- на АПЛ «К-3» поднят флаг ВМФ, получен первый пар от АЭУ, дан самостоятельный ход.

Под руководством С.Н.Ковалёва начата работа над АПЛ второго поколения проекта 667А,

1960 г.- на боевое дежурство вышла американская АПЛ «George Washington» с 16 баллистическими ракетами (БР) «Polaris» на борту,

1964 г.- заложен первый корпус АПЛ 667 проекта («К-137») на Северодвинском машиностроительном предприятии (СМП).

1967 г.- АПЛ «К-137» вошла в состав Северного флота.

Руководители и участники проектов

Всех перечислить невозможно. Назову основных руководителей проектов, участвовавших в создании АПЛ:

научные руководители - А.П. Александров, А.И.Лейпунский.

Главные конструкторы:

627 проект -- В.Н.Перегудов,

645 проект -- В.Н.Перегудов, А.К. Назаров,

658, 667, 941 проекты -- С.Н.Ковалёв,

659, 949 проекты -- П.П.Пустынцев, И.Л.Базанов (949),

670 проект -- И.М.Иоффе, В.П.Воробьёв,

671,971 проекты --Г.Н.Чернышёв,

945 проект -- Н.И. Кваша,

885 проект -- Е.Н.Кормилицын,

705 проект -- М.Г.Русанов, В.А.Ромин,

661 проект -- .Н.Исанин, Н.Ф.Шульженко,

685 проект-- Н.А.Климов, Ю.Н. Кормилицын.

Главный конструктор АЭУ -- Н.А. Доллежаль.

Главный конструктор ПГ - Г.А. Гасанов.

Для создания атомного флота были сформированы специальные конструкторские бюро :
СКБ -143 «Малахит», которым были выполнены 627, 645, 671, 705, 971, 661 проекты АПЛ.

СКБ-18 «Рубин»: проекты 658, 659, 675, 667, 941, 685, 885.

СТБ-112 «Лазурит»: проекты 670, 945.

Атомные подводные лодки строились на четырёх судостроительных заводах :

Северное машиностроительное предприятие (завод № 402, ПО «Севмаш») в Северодвинске, на котором, начиная с 1955 г., было построено 125 АПЛ. Это самый мощный судостроительный завод в Европе, а возможно, и в мире.

Амурский завод (завод № 199) в Комсомольске-на-Амуре, с 1957 г. построено 56 АПЛ.

- «Красное Сормово» (завод № 112) в Нижнем Новгороде, с 1960 г. построено 25 АПЛ (с достройкой и испытаниями в Северодвинске).

Ленинградское Адмиралтейское Объединение (завод № 194), с 1960 г. построено 39 ПЛ.

Четыре поколения атомных подводных лодок

Условное деление лодок по поколениям связано, по-видимому, с развитием систем автоматического управления, хотя и другая техника и энергетика также ранжирована по поколениям.

К первому поколению АПЛ относятся 627 и 627А проекты, по которым на Севмашпредприятии было построено 13 лодок (1955-1963 гг.), проекты 658 и 658М - 8 лодок (1958-1964), проекты 659 и 659Т - 5 лодок (1957—1962), проекты 675, 675М, 675МКВ - 29 лодок (1961—1966).

Ко второму поколению относятся проекты: 667А -34 АПЛ (1964-1972 гг.). Они оснащались новыми ракетными комплексами, впоследствии модернизированными, что приводило и к модернизации лодок-носителей. За 667А проектом последовали 667Б, БД, БДР, БДРМ - 43 лодки (1971-1992 гг.), проекты 670А и 670М - 17 АПЛ (1973-1980 гг.), проекты 671, 671РТ, 671РТМ - 48 АПЛ (1965-1987 гг.).

Лодки второго поколения отличались своей надёжностью и безотказностью. Мне довелось служить на атомной подводной лодке 671 проекта. При выполнении боевых задач они показали себя прекрасно.

Третье поколение АПЛ начало создаваться в середине 1970-х гг. Оно представлено подводными лодками следующих проектов:

941 - 6 лодок (1977-1989 гг.), уникальный проект, внесённый в книгу Гиннеса, оснащён ракетным комплексом «Тайфун»,

949 и 949А -12 АПЛ (1978-1994 гг.),

945, 945А, 945Б - 6 лодок с титановым корпусом (1982-1993 гг.),

971 - 14 АПЛ (1982-1995 гг., 2008 г.).

К четвёртому поколению относятся проекты 885 и 955 (1993-2008 гг.). Они создавались в самый тяжёлый период для нашего общества, когда была в значительной степени разрушена и судостроительная база, и сам флот. По своей конструкторской идее, содержанию, приборной начинке эти лодки являются очередным шагом вперед в развитие морской подводной техники.

Уникальные лодки-истребители 705 и 705К проектов (7 АПЛ) с титановым корпусом, подводной скоростью 41 узел, высокой степенью автоматизации и энергообеспечением от АЭУ с реактором на ЖМТ, были созданы в начале 1970 гг. История их создания, эксплуатации и вывода с флота сами по себе уникальны и требуют отдельного повествования. Нерешённые вопросы с обслуживающей инфраструктурой, их эксплуатацией привели к недолгой жизни атомных лодок этого проекта.

Кроме серийных проектов АПЛ были созданы несколько опытных лодок:

В 1958-1963 гг. опытная АПЛ 645 проекта с двумя ЖМТ реакторами,

В 1963-1969 гг. лодка с титановым корпусом 661 проекта, уникальная по подводной скорости (44,7 узла),

В 1978-1984 гг. глубоководная лодка с титановым корпусом 685 проекта «Комсомолец», совершившая погружение на глубину 1020 м (мировой рекорд для боевых подводных лодок).

Атомные подводные лодки не могут существовать без обслуживающей инфраструктуры. На Севере и на Тихоокеанском флоте функционировали судоремонтные заводы, часть которых находилась в ведомстве ВМФ, другая - в судостроительной отрасли. Техническое обслуживание и ремонт АПЛ на Севере производились на пяти заводах: СЗР-10 в г. Полярном, СЗП-82 (Сафоново), СЗР-35 (Роста), СЗР «Нерпа» (Снежногорск), ГМП «Звёздочка» (Северодвинск). Кроме того, судоремонт осуществлялся плавучими средствами технологического обслуживания, входившими в состав ВМФ. Они комплектовались спецтанкерами для хранения и перевозки жидких радиоактивных отходов, плавбазами с системами перезарядки ядерных реакторов по месту базирования АПЛ, плавъёмкостями и хранилищами ОЯТ, ТРО и ЖРО.

Атомные энергетические установки в корабельной энергетике

В 1952 году начались работы по созданию первой атомной подводной лодки. Необходимо было решить ряд новых инженерно-конструкторских задач. В первую очередь - создание энергетического блока атомного корабля, т.е. создание реакторной установки, систем и механизмов, обеспечивающих ее работу.

Научным руководителем разработок был назначен академик А.П.Александров, главным конструктором по энергетике - академик Н.А. Доллежаль.

Первое поколение паропроизводящей установки (ППУ) не имела специального названия. Тип реактора, задействованного в этой ППУ -- ВМ-А. Типы ППУ второго поколения: ОК-300, ОК- 350, ОК-700 на 667 проекте. Типы ППУ третьего поколения: ОК-650, ОК-650Б, ОК-650М -01.

Типы ППУ на реакторах с ЖМТ: ВТ-1,ОК-550. В этих установках были задействованы

реакторы РМ-1 мощностью 73 МВт и БМ-40А мощностью 155 МВт.

На первом поколении ППУ была использована традиционная, разветвлённая схема компоновки, при которой реактор, парогенератор и ЦНПК монтировались отдельно. Они соединялись протяжёнными патрубками, что снижало эффективность, живучесть, надёжность ППУ.

На втором поколении применена блочная компоновка. Реактор и парогенератор соединялись патрубком «труба в трубе». На парогенераторе был смонтирован ЦНПК. Протяжённость трубопроводов при такой компоновке удалось существенно сократить.

Дальнейшее развитие этой идеи было реализовано на третьем поколении ППУ: при сохранении блочной компоновки основное оборудование монтировалось в виде парогенерирующего блока (ПГБ), в котором были объединены реактор и парогенератор Четвёртое поколение практически повторяет предыдущую схему. На пятом поколении планируется реализовать моноблочное исполнение.

Типы реакторов

При создании АПЛ было разработано несколько типов корабельных реакторов. В основном на АПЛ установлены модификации атомных установок с реакторами типа ВВЭР. Главное отличие ядерных установок атомных станций от ЯЭУ атомных ПЛ состоит в том, что при меньших размерах на ЯУ АПЛ достигается относительно большая выходная мощность.

Обогащение ядерного топлива АЭС по U 235 не превышает 4 %, в то время как уровень обогащения U 235 в топливе АПЛ может достигать 90 %, что позволяет производить замену топлива АПЛ гораздо реже, чем это делается на АЭС. Тепловая мощность реакторов отечественных АПЛ варьируется от 10 МВт на небольших ядерных установках, используемых на АПЛ пр.1910, до 200 МВт в реакторах, установленных на АПЛ пр.885 класса "Северодвинск".

Для АПЛ был выбран водо-водяной реактор, аналогов которому в стране не существовало (работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 году). При разработке водо-водяных реакторов необходимо было решить вопросы оптимизации тепловой схемы ЯР, определить их параметры, смоделировать схемы регулирования нейтронных процессов в ЯР, решить проблему глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления U 235 , создать теплотехническую модель атомной установки, разработать схему автоматического управления АЭУ.

Создание транспортной атомной установки на тот момент было огромным техническим прогрессом. Была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворявшая весо-габаритным требованиям для подводной лодки. В последующем, на основе этой атомной установки было создано 4 поколения атомных установок и их модификаций. На лодках первого поколения был установлен реактор ВМ-А мощностью 70 МВт. Для второго поколения лодок были разработаны два типа реакторов: ВМ-4 (мощность 72 МВт) на 671 проекте и ВМ-4-1 (мощность 90 МВт) на 667 проектах. Третье поколение АПЛ оснащалось реакторами ОК-650Б3 (мощностью 190 МВт). Более чем двукратное увеличение мощности при практически тех же габаритах активной зоны потребовало увеличения обогащения ядерного топлива ТВЭЛов и привело к росту энергонапряжённости активной зоны, то есть количества энергии, теплоты, снимаемых с единицы объёма.

Основными недостатками атомных установок первого поколения были:

Большая пространственная распределенность и большой объем первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование, т.е. реактор, парогенераторы, насосы, теплообменники, компенсаторы объема и др. Это создавало серьезные проблемы в организации защиты при аварийной разгерметизации первого контура, а также при разрыве импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами,

Невысокая надежность оборудования и большие массово-габаритные характеристики при высоких технологических и эксплуатационных параметрах,

-низкий уровень автоматизации процессов управления атомной установкой, низкая надежность и недостаточная достоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора,

Недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной выгородки, парогенераторной выгородки, насосной выгородки, выгородки СУЗ).

-недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе. Пусковая аппаратура позволяла контролировать ядерные процессы в реакторе во время пуска только при выходе на его минимально контролируемый уровень мощности.

Недостатки в физических характеристиках и конструкции компенсирующих решеток, что в совокупности с несовершенством перегрузочного оборудования приводило к авариям.

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

В 1960-е гг. были спроектированы, заложены и начали строиться лодки второго поколения проектов 667, 670 и 671, -- самой большой серии подводных лодок, строительство которой завершилось в 1990 г. Первая подводная лодка второго поколения пришла на Северный флот во второй половине 1967 г.]

Атомная паропроизводящая установка второго поколения создавалась на опыте эксплуатации первого поколения и с учетом ее недостатков. Предполагалось, что за счет обеспечения высокого качества трубопроводов, оборудования и других компонентов ЯЭУ можно будет избежать серьезных аварий.

Исходя из опыта эксплуатации АЭУ первого поколения, где главные "неприятности" приносили течи воды первого контура во второй (в основном через парогенераторы) и течи наружу (в насосные аппаратные и парогенераторные выгородки), для второго поколения была изменена компоновочная схема атомной установки. Она оставалась петлевой, однако были существенно сокращены пространственная распределенность и объемы первого контура. Применена схема «труба в трубе» и схемы навешанных насосов первого контура на парогенераторы. Сокращенно количество трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование (фильтр 1 контура, компенсаторы объема и т.д.). Практически все трубопроводы первого контура (малого и большого диаметра) были размещены в необитаемых помещениях под биологической защитой. Существенно изменились системы контрольно-измерительных приборов и автоматики атомной установки. Увеличилось количество дистанционно-управляемой арматуры (клапанов, задвижек, заслонок и т.д.). Подводные лодки второго поколения перешли на источники переменного тока. Турбогенераторы (основные источники электроэнергии) стали автономными.

Основным недостатком ЯЭУ второго поколения с точки зрения ядерной и радиационной опасности являлась ненадежность основного оборудования (активных зон, парогенераторов, систем автоматики). Аварийные происшествия и поломки были связаны в основном с разгерметизацией оболочек ТВЭЛов, с течами воды первого контура во второй через парогенераторы, а также с выходом из строя систем автоматики или с возможностью ее работы в таком режиме, когда мог произойти несанкционированный пуск ядерного реактора. Остались нерешенными проблемы ядерной безопасности, связанные с аварийным расхолаживанием ЯР при полном обесточивании корабля; контролем за ядерными процессами в реакторе, когда он находится в подкритическом состоянии, предотвращением полного осушения активной зоны при разрыве первого контура.

При проектировании ЯЭУ третьего поколения (начало 1970-х гг.) была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания (охлаждения) и локализации аварии. Эти системы рассчитывались на максимальную проектную аварию, в качестве которой принимался мгновенный разрыв трубопровода теплоносителя на участке максимального диаметра.

Для кораблей третьего поколения была применена блочная схема компоновки, которая позволила повысить надежность основного оборудования АЭУ, использовать режим естественной циркуляции по первому контуру на мощности реактора до 30% от номинальной. Такая компоновка ЯЭУ позволила уменьшить габариты при одновременном увеличении ее мощности и улучшении других эксплуатационных параметров.

Кроме того, в АЭУ 3 поколения были внесены прогрессивные изменения:
- внедрена система безбатарейного расхолаживания (ББР), которая автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания.
- изменилась система управления и защиты реактора. Импульсная пусковая аппаратура позволила контролировать состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе, и в подкритическом состоянии.

В конструкции компенсирующих органов был использован принцип "самохода", который при исчезновении электропитания обеспечивал опускание компенсирующих групп на нижние концевики. Будь эта идея реализована раньше, возможно, не погиб бы матрос Сергей Перминов, вручную опустивший компенсирующие решётки для глушения реактора на АПЛ «К-219», затонувшей в Атлантическом океане.

Главными проблемами ЯЭУ третьего поколения оставались проблемы надежности основного оборудования: активных зон, блоков очистки и расхолаживания. Проблемы с надежностью основного оборудования связаны, в основном, с высокой цикличностью процессов, происходящих в АЭУ при ее эксплуатации.

Атомная установка четвертого поколения (на строящейся в Северодвинске АПЛ 885 проекта) представляет собой моноблок с интегральной схемой компоновки. Это позволяет локализовать теплоноситель первого контура в корпусе моноблока и исключить патрубки и трубопроводы большого диаметра. Такая установка создавалась с учетом всех требований ядерной безопасности.

Особенности парогенераторов

Главным конструктором парогенераторов на Балтийском заводе был Генрих Алиевич Гасанов. В ППУ первого поколения были применены парогенераторы ПГ-13, ПГ-13У, ПГ-14Т. На первых порах пытались рассматривать разные варианты конструкций. Все эти ПГ были змеевиковыми, прямоточными, как правило, неремонтопригодными. Первый контур в трубе, второй в межтрубном пространстве. Фактический ресурс составлял всего 200-500 часов. В силу слабой отработанности технологий серьёзные проблемы были с водным режимом. После эксплуатации в течение нескольких сотен часов «бочки» начинали течь.

Более совершенные ремонтопригодные парогенераторы появились на втором и третьем поколениях АПЛ. На втором поколении использовался парогенератор ПГ-ВМ-4Т с первым контуром в трубе, втором в межтрубном пространстве. В варианте парогенератор ПГ-4Т второй контур был в трубе, а первый в межтрубном пространстве. Ресурс этих парогенераторов составлял уже 40-50 тыс.часов.

Парогенераторы паропроизводящей установки ОК-650 выполнялись в двух вариантах: на АПЛ 941 проекта остались змеевиковые ПГ. На других проектах стали использовать кассетные прямотрубные ПГ с двойным обогревом рабочего тела, что позволило увеличить ресурс до 50-60 тыс. часов.

От поколения к поколению лодок возрастала и мощность на валу главного турбозубчатого агрегата (ГТЗА).

На первых проектах 627, 675,658 она составляла 2 по 17500 л.с., на 659 проекте 30000 л.с. На лодках второго поколения: на 667 проекте -- 2 по 20000 л.с., на 670 проекте -- 18000 л.с., на 671 проекте -- 31000 л.с. На 670 проекте впервые в отечественном подводном судостроении была использована одновальная схема ПЛ с одним реактором ВВЭР и одним ГТЗА. Такое же решение было впоследствии применено на 705, 945 и 971 проектах АПЛ.

На лодках третьего поколения 941 и 949 проектов мощность ГТЗА возросла до 2 по 50000 л.с., на 945 проекте -- 47000л.с., на 971 проекте -- 43000 л.с., на 645 проекте -- 35000 л.с.

Активные зоны

Над конструкцией активных зон (АЗ) для корабельных реакторов работало много коллективов. На первом поколении реакторов использовались следующие типы АЗ: ВМ-А, ВМ-АЦ, ВМ-1А, ВМ-1АМ, ВМ-2А, ВМ-2Аг. На самом деле типов АЗ было гораздо больше. Здесь перечислены далеко не все. Активные зоны реакторов отечественных АПЛ состоят из 248-252 тепловыделяющих сборок в зависимости от типа реактора. Каждая сборка состоит из нескольких десятков топливных элементов. Кампания АЗ увеличивалась от 1,5 до 5 тыс. часов. В качестве топливной композиции использовался UO 2 , UAl 3 , хорошо зарекомендовавший себя и применявшийся впоследствии в АЗ реакторов следующих поколений. По мере роста мощности реакторов менялось и обогащение ядерного топлива: от 6, 7,5 и 21 % на первом поколении до 36/45 на втором и третьем поколениях, и даже до 90 % обогащения на реакторах с ЖМТ. На третьем поколении АЭУ было применено профилирование активной зоны ядерным топливом и выгорающим поглотителем.

В первоначальных конструкциях АЗ были применены короткостержневые и длинностержневые, потом четырёхкольцевые и двухкольцевые типы ТВЭЛов. На втором поколении использовались стерженьковые и двухкольцевые ТВЭЛы. Кстати, зона с 2-х кольцевыми ТВЭЛами - единственная из зон, которая полностью вырабатывала свой энергоресурс. Для третьего поколения были созданы крестообразные ТВЭЛы, имевшие целый ряд преимуществ. Крестообразная конструкция обеспечивала максимальную площадь обогрева. Кроме того, закрученный профиль ТВЭЛа позволяет турбулизировать поток теплоносителя, а также использовать принцип самодистанционирования.

На третьем поколении АПЛ, для того, чтобы практически при том же объёме получить мощность 190 МВт, потребовалось почти в три раза увеличить энергонапряжённость АЗ - с 85 до 224 кВт/л.

Свои особенности имели и системы управления защитой (СУЗ) на разных поколениях лодок. Для компенсации реактивности на первом поколении АПЛ устанавливались огромные компенсирующие решётки КР-1. Управлялись они дистанционно или вручную. На втором поколении органы компенсации реактивности были разделены на 2 части - центральную решётку (ЦКР) и периферийные решетки (ПКР) -2(4) (в зависимости от типа реактора). На третьем поколении стержни автоматического регулирования (АР) отсутствуют. Регулирование нейтронной мощности осуществляется за счет температурных эффектов реактивности.

Знание физических основ ядерной энергетики и теплофизики, устройства корабля и АЭУ, опыт эксплуатации материальной части и борьбы за живучесть технических средств, хладнокровие, выдержка, высокие морально-волевые качества, преданность своему делу - вот основные качества подводника-атомщика. А вот в каких условиях ему приходится выполнять свои обязанности.

Если посмотреть на разрез энергетического отсека атомной подводной лодки, где всё заполнено техникой, в этом плотнейшем сплетении электрических кабелей, гидравлики и воздуховодов трудно представить себе человека, многие дни, недели и месяцы несущего службу в этих энергонапряжённых, пространственно стеснённых условиях. И, тем не менее, подводники исправно выполняют свою святую обязанность, защищая морские рубежи нашего Отечества.

Атомная энергетика в России с момента своего появления оставалась прерогативой государства, особенно в части развития новых технологий. Частные инвесторы в последние годы не раз предпринимали попытки войти на этот рынок, и успеха пока удалось добиться только En+ Group, управляющей активами Олега Дерипаски. Паритетное СП Росатома и En+ будет адаптировать реакторы атомных подводных лодок к гражданским нуждам. О деталях будущего проекта и его перспективах в интервью «Интерфаксу» рассказала гендиректор СП Анна Кудрявцева.

- Вы достаточно давно прорабатывали этот проект. Когда была зарегистрирована компания? Каковы будут вклады сторон: инвестиции со стороны Евросибэнерго и доля Росатома?

СП зарегистрировано 10 декабря, вклады сторон - 50 на 50. Вносим не только инвестиции, но и интеллектуальную собственность тоже.
У нас есть базовая технология реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР (свинцово-висмутовый быстрый реактор - ИФ), которая была отработана отраслевыми организациями - «Гидропрессом» и Обнинским Физико-энергетическим институтом. Установки СВБР, только меньшей мощности, эксплуатировались на атомных подводных лодках. Так что СВБР - апробированная технология, и Россия - единственная страна в мире, которая имеет данную работоспособную технологию.

- А за рубежом кто-то занимается аналогичными проектами реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем?

- Какие-то страны находятся на стадии НИОКР, кто-то имеет только предварительные заделы и концепции.

- На каких заказчиков ориентированы АЭС с реакторами СВБР?

Такие станции предназначены для нужд региональной энергетики, где есть потребность в генерации средней и малой мощности с повышенным уровнем безопасности. Я имею в виду в первую очередь труднодоступные районы, где ведут добычу металлургические компании, или нефтегазовые.
Кроме того, у проекта большой экспортный потенциал, в первую очередь в Африке и Азии, где по объемам потребления не нужны реакторы-тысячники (мощностью 1000 МВт - ИФ), или они не подходят из-за сетевых ограничений. Но им при этом нужен повышенный уровень безопасности, такой, чтобы если что-то случается, установка самозаглушилась. А у нас как раз сам принцип реактора нацелен на то, чтобы обеспечить максимальную безопасность даже в не слишком умелых руках.

- Раньше приводилась оценка суммарной стоимости проекта - до $1 млрд. Подтверждаете эту сумму?

- Весной мы оценивали необходимые инвестиции примерно в 14 -16 млрд рублей (на срок до 2019 г.), но это в докризисных ценах. С учетом кризиса понятно, что данная сумма будет корректироваться. С одной стороны, мы видим удешевление рабочей силы, и по некоторым позициям - оборудования, подготовительных работ. С другой стороны мы понимаем, что есть инфляция.
Подчеркну, что мы в рамках СП закладываем четкий принцип: использование всех классических канонов проектного управления. То есть будет идти строгий контроль за расходами с обеих сторон.

- Росатом и частный инвестор имеют паритетные доли. А как будет осуществляться разрешение спорных вопросов?

Международный арбитраж.

Оценку интеллектуальной собственности вы уже провели? Когда «Росатом» внесет ее в СП, и как это будет осуществляться?

Предварительные переговоры с партнером по этому вопросу прошли. Однако остаются вопросы по процедуре оценки этих активов по их реальной стоимости. Дело в том, что сейчас разработки по проекту СВБР являются собственностью предприятий отрасли. И, как правило, их оценка по балансу довольно низкая. Для того чтоб нам внести данную интеллектуальную собственность в СП по коммерческой стоимости, нужна будет переоценка. Но при этом возникают вопросы законодательного характера, ведь переоценка вызовет для предприятий последствия налогового характера. Проще говоря, у них возникает налог на прибыль. Это проблемная точка не только нашего проекта, она характерна для страны в целом.
В связи с этим Госкорпорация «Росатом» создала межотраслевую рабочую группу, которая пока находится в стадии становления. Туда, как мы ожидаем, войдут все ведущие технологические корпорации. Например, уже подтвердили свое участие Ростехнологии. Также привлекаем к этой деятельности Роснано, РЖД и Газпром. В рамках рабочей группы будут отрабатываться предложения по совершенствованию законодательства РФ в части научно-технической и инновационной деятельности, и, в частности, того, что касается учета в активах интеллектуальной собственности. В 2010 году мы планируем подготовить пакет соответствующих законодательных инициатив.

- А когда, в таком случае, вы ожидаете корректировки законов?

Скорее всего, как мы надеемся, эти предложения могут быть утверждены в 2011 году. Но торопиться мы не будем.

- Можете оценить, какова будет доля интеллектуальной собственности в общей стоимости проекта?

- У нас есть предварительная цифра, но это конфиденциальная информация.

- Какие приоритетные задачи СП определило для себя на ближайшие годы?

Первая стадия нашей работы - НИОКР и подготовка гражданского проекта. Закладываем на это примерно 3,5-4 года. Управление НИОКРами с обеспечением результативности - задача номер один.
Вторая точка приложения наших усилий - определение места размещения пилотной установки. Мы выбираем сейчас из трех площадок, все это - отраслевые предприятия, где сосредоточены кадровые и технические ресурсы. Не хотелось бы пока их называть. В начале 2010 года, думаю, будет сделан выбор в пользу одной из площадок.
Выбирать будем по набору критериев, среди которых технико-геологические характеристики, кадровый потенциал, экономика проекта, а также энергодефицитность региона. Несмотря на то, что мощность пилотной установки будет маленькая, мы рассматриваем ее не только как площадку для отработки технологий, но и как экономический объект.

Основой атомной энергетики сейчас являются АЭС с реакторами ВВЭР, которые несут базовую нагрузку в ЕЭС России. То есть они не могут маневрировать в течение суток вслед за изменением потребления. А станции с реакторами СВБР тоже будут работать в базе?

Маневренность - это одна из характеристик, которую мы закладываем в проект. Еще одно преимущество СВБР - модульность. Реактор на 100 МВт не будет монтироваться на месте, он будет собираться на заводе-изготовителе и доставляться затем на площадку. Это удешевляет проект.

- Уже понятно, кто будет заводом-изготовителем?

Есть целый ряд предприятий, отраслевых и не отраслевых, которые мы рассматриваем. Готовы также смотреть на зарубежных поставщиков оборудования. Кроме того, у самого СП стоит задача по развитию компетенций не только в сфере инжиниринга атомных станций, но и в части реакторостроения.
Отмечу, что сейчас в связи с кризисом у машиностроителей меньше заказов от традиционной энергетики, и активной борьбы за их мощности не происходит, так что в этом смысле мы стартуем в удачное время.

- Стоимость 1 кВт мощности станции с реактором СВБР будет сопоставима с ценой ВВЭР?

На опытно-промышленной установке экономики никогда не получается. Дальше весь вопрос - в конфигурации серийного блока. Мы сейчас ведем проработку этого вопроса, оцениваем рынок, в том числе зарубежный. Чем больше мощность АЭС, тем станция экономичнее, и, в конечном счете, возможно, оптимально было бы строить станции с реакторами СВБР сразу на 1000 МВт. Мы и это можем делать. Другой вопрос, что у атомной отрасли в этой мощностной линейке есть и «быстрые» натриевые реакторы (проект БН-800 - ИФ), и ВВЭР. Поэтому в эту нишу мы вряд ли будем заходить, а скорее сосредоточимся на региональной энергетике.
Предварительная оценка показывает, что оптимальная мощность АЭС с СВБР будет в пределах 200-400 МВт. Но в результате все будет зависеть от рынка, от того, сколько рынок сможет съесть.
Более отчетливо экономические параметры проекта будут видны, когда пилотная установка заработает. Хотя, безусловно, все базовые расчеты и прогнозы мы делаем уже сейчас.

- Как будут решаться вопросы по радиоактивным отходам СВБР?

В части отходов особых проблем у нас нет. Понятны и очевидны какие-то рисковые технические точки, но неразрешимой критики нет, только чисто инженерные вопросы.
В целом в отрасли сейчас создается единая система обращения с РАО и ОЯТ, и мы туда просто вписываемся, будем потребителями услуг национальных операторов в этой сфере. Также и с топливом будет.

- Какое кстати топливо использует СВБР?

Пока будем использовать традиционное топливо - обогащенный уран. Далее будет, по всей видимости, уран-плутониевое топливо (МОКС), и на следующем этапе - плотное топливо, когда оно появится. Геометрия активной зоны СВБР позволяет использовать любые виды топлива.

- Если я правильно понимаю, СВБР может быть и наработчиком ядерных материалов, так называемым «бридером»?

Да, это так. Хотя у нас нет самоцели заниматься наработкой плутония. Наоборот, с точки зрения нераспространения лучше «бридерами» эти установки не делать. К тому же есть «быстрые» натриевые реакторы, которые могут наработать все, что нужно отрасли для производства МОКС-топлива, в частности. И потом, должна быть определенная пропорция реакторов - потребителей МОКСа, и наработчиков плутония для этих целей. И эта доля не один к одному.

Насколько нам известно, ранее обсуждалась возможность использования СВБР для размещения на площадках АЭС, выведенных из эксплуатации. Например, на Нововоронежской станции, где уже отработали свой ресурс 1-й и 2-й энергоблоки. Эта идея еще актуальна?

Как опция такой вариант рассматривается, но детальной проработки мы пока не делали. Впрочем, также мы пониманием, что на рынке могут быть востребованы дополнительные услуги СВБР, такие как перегретый пар, тепло, установки по опреснению воды.

- Проект рассчитан на достаточно длинный период реализации, а сейчас, в условиях кризиса, многие частные инвесторы сталкиваются с финансовыми трудностями. Допускаете вариант, что ваш партнер по каким-то причинам может выйти из проекта или сократить свое участие в нем?

- Наш партнер, Евросибэнерго, подтвердил свою заинтересованность, в том числе на уровне руководства, и предоставил определенные гарантии. Мы работаем уже полтора года, и финансирование в течение 2009 года, в частности, идет и со стороны Евросибэнерго.

- Сколько денег уже вложено?

Точную сумму назвать невозможно, потому что нет ясности, как корректно оценить по затратному принципу то, что было вложено в советские годы, и в частности по линии министерства обороны, ведь реакторы СВБР эксплуатировались на АПЛ.
В целом по проектам такого рода со стороны затрат оценку сделать невозможно. Поэтому если оценивать, то только по доходному принципу.

- Вы рассчитываете и на поддержку государства. В чем она будет выражаться?

У этого вопроса есть два аспекта, как две стороны одной медали. Во-первых, есть отраслевая ФЦП по ядерным технологиям нового поколения, где отдельной статьей прописано развитие «быстрой» энергетики, то есть реакторов с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями. Финансирование по направлению СВБР там предусмотрено, и мы рассматриваем это как вклад государства в дело госкорпорации. И вторая сторона - в рамках президентской комиссии по модернизации наш проект еще в июле был утвержден, с пометкой «без дополнительного финансирования». Там есть такой формат, подтверждающий приоритетный статус проекта.

9 сентября 1952 г. вышло подписанное И.В. Сталиным Постановление СМ СССР о создании атомной подводной лодки (ПЛА). Общее руководство научно-исследовательскими работами и работами по проектированию объекта возлагалось на ПГУ при СМ СССР (Б.Л. Ванников, А.П. Завенягин, И.В. Курчатов), а строительство и разработка корабельной части и вооружения - на Министерство судостроительной промышленности (В.А. Малышев, Б.Г. Чиликин). Научным руководителем работ по созданию комплексной ядерной энергетической установки (ЯЭУ) был назначен А.П. Александров, главным конструктором ЯЭУ – Н.А. Доллежаль, главным конструктором лодки - В.Н. Перегудов.

Для руководства работами и рассмотрения научных и конструкторских вопросов, связанных с постройкой подводной лодки, при Научно-техническом совете ПГУ была организована Секция № 8, которую возглавил В.А. Малышев. Выполнение основных работ по ЯЭУ наряду с Курчатовским институтом поручалось Лаборатории "В", а ее директор Д.И. Блохинцев был назначен заместителем научного руководителя. Постановлением Совмина на Лабораторию "В" было возложено выполнение расчетно-теоретических работ, разработка твэлов, сооружение и испытание опытного реактора подводной лодки.

Первой и важнейшей задачей стал выбор типа реактора в качестве основного источника энергии, а также общего облика энергетической установки. Сначала это были реакторы на графитовом и бериллиевом замедлителе с тепловыделяющими трубами, несущими давление, близкие по типу к строящейся тогда Первой АЭС. Несколько позднее возникли установки, у которых замедлителем была тяжелая вода. И только потом (а по тем темпам это был один месяц!) появился корпусной водо-водяной реактор.

Таким образом, уже с самого начала в Лаборатории «В» рассматривались два варианта ЯЭУ для подводных лодок: с водным теплоносителем и жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут. По инициативе А.И. Лейпунского работы по созданию транспортных ядерных установок были начаты в Лаборатории «В» еще в 1949 г.

К этому времени было известно, что в США ведутся работы по установкам двух типов: реакторы на тепловых нейтронах с водой под давлением и реакторы на промежуточных нейтронах с натриевым теплоносителем. Поэтому работы по созданию энергетических установок для атомных подводных лодок были развернуты в двух направлениях: водо-водяные реакторы и реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.

Выбор эвтектического сплава свинец-висмут как теплоносителя для ядерных реакторов был сделан А.И. Лейпунским еще до начала развертывания работ в СССР по атомным подводным лодкам. Как вспоминает главный конструктор ЯЭУ Н.А. Доллежаль: «Этот вариант особенно поддерживал Д.И. Блохинцев , в то время директор Лаборатории «В» в Обнинске, где академик Александр Ильич Лейпунский работал над вопросами использования техники быстрых нейтронов. Его идея заключалась в том, что можно создать ядерную энергетическую установку для подводной лодки, в реакторе которой в качестве теплоносителя использовался бы жидкий металл (например, сплав свинца и висмута), и он мог нагреваться до достаточно высокой температуры без создания давления. А.И. Лейпунский был выдающимся ученым, и сомневаться в серьезности его предложений оснований не было».

Научным руководителем работ по созданию реакторов с жидкометаллическим теплоносителем был назначен А.И. Лейпунский , а после его смерти в 1972 г. – Б.Ф. Громов . Проекты серийных реакторных установок для подводных лодок разрабатывали ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) и ОКБМ (г. Нижний Новгород), а проекты самих кораблей – Санкт-Петербургское морское бюро машиностроения (СПМБМ) «Малахит».

В отличие от американцев, А.И. Лейпунский предложил и обосновал в качестве теплоносителя эвтектический сплав свинец-висмут, несмотря на его худшие теплофизические свойства в сравнении с натрием. Последующий опыт развития этих конкурирующих направлений подтвердил правильность выбора, сделанного им. (После нескольких аварий на наземном стенде-прототипе и опытной подлодке работы в США по этому направлению были прекращены.)

Одна из первых проблем возникла в самом начале работ при обосновании нейтронно-физических характеристик реактора с промежуточным спектром нейтронов, который формировался в активной зоне, из-за большой утечки нейтронов, обусловленной малыми размерами реактора и использованием бериллиевого замедлителя. А.И Лейпунский поставил перед В.А. Кузнецовым задачу создать критическую сборку, на которой можно было бы проверить методы и константы для расчета промежуточного реактора. Такая критсборка в 1954 г. была создана. Но 11 марта 1954 г., во время набора критмассы, произошел разгон реактора на мгновенных нейтронах. А.И. Лейпунский и все физики, занятые в эксперименте, были срочно госпитализированы в Москве.

Задача могла быть решена только при наличии крупномасштабных экспериментальных стендов, на которых оборудование отрабатывалось бы в условиях, близких к натурным. Поэтому в 1953 г. на базе Лаборатории «В» приступили к строительству полномасштабных стендов-прототипов ЯЭУ с водяным охлаждением (стенд 27/ВМ) и жидкометаллическим охлаждением (стенд 27/ВТ), которые были введены в эксплуатацию соответственно в 1956 и 1959 гг. Эти стенды представляли собой реакторные и турбинные отсеки атомных подводных лодок. На длительный срок они стали основной экспериментальной базой ФЭИ и Курчатовского института для отработки реакторов новых типов, равно как и базой Обнинского учебного центра ВМФ по подготовке экипажей подводных лодок.

Крейсерская атомная подводная лодка К-27 (проект 645)

Первая советская крейсерская атомная подводная лодка К-27 (проект 645) с ЯЭУ, охлаждаемой жидким металлом, в 1963 г. успешно прошла государственные испытания. В 1964 г. она совершила дальний поход в экваториальную Атлантику, во время которого (впервые в советском ВМФ) без всплытия в надводное положение прошла 12 278 миль за 1240 ходовых часов (51 сутки). Командиру лодки И.И. Гуляеву было присвоено звание Героя Советского Союза. Моряки дали высокую оценку ядерной энергетической установке. От Лаборатории "В" в этом уникальном походе участвовал один из создателей ЯЭУ, главный инженер стенда 27/ВТ К.И. Карих. В 1965 г. К-27 совершила второй поход, став первой советской атомной подводной лодкой, скрытно проникшей в Средиземное море.

В это время развернулось создание серии лодок второго поколения с ЯЭУ, использующей жидкометаллический теплоноситель свинец-висмут. В начале 1960-х годов в связи с созданием и выходом на боевое патрулирование в океан подводных ракетоносцев США, получивших название в западном мире «убийцы городов» (по типу выбора целей – их ракеты были нацелены на наши города), в СССР было принято решение о создании специальных противолодочных подводных лодок. Одним из пунктов программы стало задание на постройку малой скоростной автоматизированной лодки – истребителя подводных лодок, т.е. истребителя «убийц городов».

Проектирование атомной подводной лодки проекта 705 (советский шифр «Лира») началось после выхода Постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР летом 1960 г. Главная задача – создание высокоманевренной, скоростной, малого водоизмещения подводной лодки с ЯЭУ, с титановым корпусом, с резким сокращением численности экипажа, с внедрением новых образцов оружия и технических средств.

Важнейшим элементом паропроизводящей установки новой лодки был ядерный реактор с теплоносителем свинец-висмут, разработанный под научным руководством ФЭИ. Тяжелая биологическая защита и невысокие параметры пара ЯЭУ с водо-водяным реактором (на тот период) приводили к большому удельному весу реакторной установки. Новый реактор с жидкометаллическим теплоносителем позволял сократить водоизмещение, диаметр прочного корпуса и длину подводной лодки, увеличить скорость подводного хода. Благодаря этому принципиальнымотличием новой паропроизводящей установки являлись компактность, блочность компоновки, высокая степень автоматизации и маневренность, хорошие экономические и массогабаритные показатели.

Атомная подводная лодка проекта 705

Особое место в освоении реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем заняла проблема технологии этого теплоносителя. Под этим словосочетанием понимаются методы контроля и поддержания требуемого качества теплоносителя и чистоты первого контура в ходе эксплуатации реакторной установки. Важность этой проблемы была осознана после аварии реактора на лодке К-27 в мае 1968 года. Соответствующие методы и устройства поддержания качества теплоносителя были разработаны, когда завершалось строительство запланированной серии ПЛА проектов 705 и 705К.

Первая крейсерская подводная лодка нового типа К-64 в декабре 1971 года была принята в опытную эксплуатацию. И хотя в составе флота несли боевую службу только шесть кораблей этого типа, появление в океане новой советской противолодочной субмарины наделало много шума и стало для ВМС США неприятной неожиданностью. Американские подводные стратегические ракетоносцы были поставлены в трудное тактическое положение. Малые размеры подводных лодок проекта 705, значительный диапазон глубины погружения, высокая скорость полного хода позволяли ей осуществлять маневрирование на максимальной скорости, невозможное для всех других типов подводных лодок, и даже уходить от противолодочных торпед. Корабли этого проекта за свои скоростные и маневренные качества были занесены в «Книгу рекордов Гиннеса».

«Сейчас, оглядываясь назад, - пишет главный конструктор СПМБМ «Малахит» (где разрабатывался проект лодки) Р.А. Шмаков, - следует признать, что эта лодка была проектом XXI века. Она обогнала свое время на несколько десятилетий. Поэтому не удивительно, что для многих специалистов, испытателей, личного состава ВМФ она оказалась слишком трудной в освоении и эксплуатации».

«Идея создания такой лодки, какой стала ПЛА проекта 705, - отмечает заместитель главного конструктора проекта Б.В. Григорьев, - могла реализоваться только в 1960‑х годах, когда советское общество находилось на подъеме, открывались новые направления научных исследований и разработок, а оборона страны была важнейшим государственным приоритетом.» «Атомная подводная лодка проекта 705, – по определению секретаря ЦК КПСС и министра обороны СССР Д.Ф. Устинова, – стала общенациональной задачей, стала попыткой осуществить рывок для достижения военно-технического превосходства над западным блоком».

Командиры и офицеры подводных лодок с реакторными установками, разработанными в ФЭИ, давали очень высокую оценку самой лодке и её ядерной энергетической установке, называя ее «чудо-лодкой», сильно опередившей своё время.

Сегодня можно считать общепризнанным, что в ФЭИ под руководством А.И. Лейпунского заложены основы нового направления ядерной энергетики, а также в промышленном масштабе продемонстрирована уникальная реакторная технология. Это позволило обеспечить компактность реакторной установки, что важно при создании подводных лодок ограниченного водоизмещения, обеспечить высокие маневренные качества, повысить надёжность и безопасность реакторной установки.

Большой вклад в развитие этого направления внесли А.А. Бакулевский, Б.Ф. Громов , К.И. Карих, В.А. Кузнецов, И.М. Курбатов, В.А. Малых , Г.И. Марчук , Д.М. Овечкин , Ю.И. Орлов, Д.В. Панкратов, Ю.А. Прохоров, В.Н. Степанов, В.И. Субботин , Г.И. Тошинский, А.П. Трифонов, В.В. Чекунов и многие другие.

Оригинал взят у коллеги zvezdochka_ru в «Золотая рыбка». Угрозы сняты

В последних числах марта специалисты и рабочие «Звездочки» завершили выгрузку отработавшего ядерного топлива и герметизацию реакторов АПЛ «К-162» - знаменитой и именитой «Золотой рыбки». В перечне атомоходов, утилизированных на ягринской верфи, этот корабль занимает особое место.

АПЛ К-162 проекта 661 ("Анчар") зав. №501. Фото заимствовано с сайта bastion-karpenko.ru

АПЛ «К-162» известна даже далеким от подплава людям. Уникальный корпус из титановых сплавов, оригинальные атомные реакторы, перспективные крылатые твердотопливные ракеты. При проектировании корабля было принято решение не использовать на корабле освоенные промышленностью системы автоматики, оборудование, приборы и материалы. Лодка строилась для технологического прорыва, и он состоялся. Уже в ходе государственных испытаний корабль показал невиданные ранее скоростные характеристики, разогнавшись на мерной миле до 42 узлов при 80% мощности реакторов, а спустя некоторое время корабль поставил абсолютный мировой рекорд подводной скорости, не побитый до сих пор. При полной мощности энергоустановки «Золотая рыбка» достигла скорости 44,7 узла.

В 1988 году после двух десятков лет службы «К-162» была выведена из состава флота и впоследствии отправилась для утилизации на ПО «Севмаш», где долгое время стояла ошвартованной у одного из причалов.

Длительное хранение АПЛ на плаву без ремонта губительно сказалось на техническом состоянии корабля. В период отстоя деградировали практически все корабельные системы. Особую тревогу вызывало состояние корабельных систем, обеспечивающих непотопляемость корабля, его взрыво- и пожаробезопасность. Существовала реальная опасность несанкционированного затопления АПЛ. Затонувшая же «К-162» превращалась в радиоактивную бомбу. Химически активный титан в соленой воде стал бы причиной стремительной коррозии оборудования и трубопроводов из стали и меди, что, в свою очередь, угрожало разрушением конструктивных барьеров защиты реакторов и распространению радиации. Времени жизни, отведенного «Золотой рыбке», оставалось все меньше, и в 2009 году было принято решение о начале работ по утилизации корабля.

Зав. №501 поставлен в плавдок для формирования трехотсечного блока.

В июле 2009 года с соблюдением всех военно-морских традиций уникальную субмарину передали Центру судоремонта «Звездочка». «К-162» встала к своему последнему причалу.

Уникальный корабль уникален во всем. Его утилизация не стала исключением. Наиболее сложной частью проекта стала выгрузка отработавшего ядерного топлива. Конструктивные особенности реакторов «К-162» не позволяли использовать для извлечения топливных сборок оборудование, применявшееся для выгрузки реакторов утилизированных АПЛ других проектов. «Родной» же комплект перегрузочного оборудования проекта 661 применялся для перезарядки реакторов лишь один раз тридцать лет назад и, как показала его эксплуатация, уже тогда требовал серьезной конструктивной доработки. В нынешнее время использование этого оборудования для безопасной выгрузки ОЯТ казалось вообще невозможным. Срок его службы истек полтора десятка лет назад, длительное хранение в неподобающих условиях привело часть перегрузочного оборудования в негодность. Какая-то часть оснастки была вообще утеряна. Стало понятно, что привычные для «Звездочки» схемы утилизации АПЛ в случае с «Золотой рыбкой» неприменимы. Времени на продолжительные дискуссии тоже не оставалось.

Восстановление работоспособности оборудования и оснастки, разработка комплекта проектно-технологической документации, выгрузка ОЯТ и утилизация АПЛ требовали значительных бюджетных средств, запланировать которые в тот момент не представлялось возможным. Впрочем, благодаря усилиям ГК «Росатом» и АО «ФЦЯРБ» удалось договориться включить проект по выгрузке ОЯТ из реакторов АПЛ «К-162» в перечень проектов Фонда поддержки Экологического партнерства Северного измерения, созданного под эгидой Европейского Банка Реконструкции и Развития

После всестороннего обсуждения проекта было принято неординарное решение: на первом этапе выполнить утилизацию носовой и кормовой оконечности лодки, сформировать трехотсечный блок и выполнить работы, обеспечивающие его непотопляемость. Параллельно вести работы по восстановлению комплекта перегрузочного оборудования, его конструктивной доработке и изготовлению дополнительной оснастки. Работы же по выгрузке ОЯТ из реакторов решили провести на завершающей стадии проекта.

Принципиальная схема выгрузки и обращения с ОЯТ.

Такой подход в корне противоречил существующему регламенту утилизации АПЛ. Для разрешения этого противоречия пришлось вырабатывать новые документы, согласовывать их в десятках инстанций, организовывать взаимодействие проектных организаций. Координировать эту работу пришлось автономной некоммерческой организации «Аспект-Конверсия». Специалисты «Звездочки», комментируя участие «Аспект-Конверсии» в проекте утилизации «Золотой рыбки», высказали единодушное мнение, что без Анатолия Цубанникова - руководителя проекта со стороны «Аспект-Конверсии» и ее директора Николая Шумкова начало выгрузки ОЯТ с «К-162» могло бы отсрочиться на долгие месяцы, а то и годы.

Оперативно отрабатывали свои задачи и другие участники проекта. ОАО «НИКИЭТ им. Доллежаля», являясь проектантом реакторов, обеспечил сопровождение всех работ связанных с ними. Конструкторы «ОКБМ им. Африкантова» включились в работы по проектированию усовершенствованного комплекта перегрузочного оборудования. Крыловский центр проверил и выдал заключение о готовности «Звездочки» к выполнению работ по выгрузке ОЯТ. Центр технологии судостроения и судоремонта принял участие в разработке документации по оснащению берегового комплекса выгрузки. НИПТБ «Онега» выполнило разработку технологии выгрузки и спроектировало технологическую оснастку.

Испытания комплекта перегрузочного оборудования.

Управляющим центром проекта стало бюро маркетинга и договорной работы УТНиСО под руководством Алексея Долганова. Как отмечает сам Алексей, значительным подспорьем в его работе стал организационный задел, созданный на начальном этапе работ по подготовке «Звездочки» к выгрузке ОЯТ из реакторов «К-162». Огромная заслуга здесь принадлежит заместителю начальника управления Максиму Шептухину. Он руководил проектом не только на подготовительной стадии, но и на этапе утилизации корпусных конструкций лодки и формирования трехотсечного блока.

Сложности проекта по выгрузке ОЯТ с «Золотой рыбки» не ограничивались только лишь инженерно-технологическими особенностями лодки. Пришлось проделать огромный объем организационной работы - договоры, тендеры, согласования, разногласия сторон, переговоры, отчеты. Груз этой работы несла группа Евгения Баранова и Натальи Самутиной.

Трехотсечный блок К-162 в плавдоке ПД-52

Работы по утилизации «К-162» начались в 2010 году. «Золотая рыбка» была поставлена в плавдок и на ее борт поднялись газорезчики. Титановые корпусные конструкции требовали от рабочих и инженеров «Звездочки» беспрецедентных мер по профилактике возгораний при разделке корпуса. Титан и огонь - опасное сочетание, а пожар на лодке с невыгруженным топливом - ЧП высшего класса опасности. Несмотря на огромный объем огневых работ на борту «К-162» за весь период утилизации корпусных конструкций не было допущено ни одного возгорания. Работы по формированию трехотсечного блока и спуску его на воду были выполнены без происшествий. Часть угрозы от «Золотой рыбки» была снята. Необходимо отметить, что в ходе корпусных работ «Звездочка» приложила усилия к тому, чтобы сохранить в целости рубку легендарной лодки. Сегодня она хранится на предприятии и, возможно, когда-нибудь станет частью мемориала, посвященного труду северодвинских корабелов. Неловко получается, но сегодня в городе, построившем отечественный атомный подводный флот, нет никакого символа, иллюстрирующего эту специфику города.

Ограждение выдвижных устройств зав. №501

В 2011 году трехотсечник «Золотой рыбки» стал участником масштабных учений по ядерной и радиационной безопасности. По легенде учений именно на нем произошел неконтролируемый выброс радиации, сопровождающий пожаром. В учениях были задействованы значительные силы и средства - «Звездочки», «Севмаша», специализированных пожарных частей, муниципальных и областных структур. За учениями наблюдали представители МАГАТЭ, которые дали высокую оценку действиям участников.

Эпизод учений. Пожарные расчеты отрабатывают тушение пожара на ядерно-опасном объекте

В мае 2013 года «Звездочка» приступила к выгрузке отработавшего ядерного топлива из реакторов «К-162». Несмотря на тщательную проработку проекта определенные проблемы и риски все же оставались. Реакторы уникальные, топливо находится в реакторах более 30 лет и фактическое состояние сборок неизвестно. Несерийность реакторов и перегрузочного оборудования могла вызвать возникновение нештатных ситуаций, как в ходе испытаний, так и в ходе выгрузки, а это потребует доработок, ремонтов, увеличения сроков и стоимости.

Перегрузочный контейнер опускают на реактор для приема топливной сборки.

После работ по испытанию комплекта перегрузочного оборудования, трехотсечный блок «К-162» был поставлен в плавдок, реакторный отсек был вскрыт, смонтирована площадка выгрузки и технологическая оснастка. Завершились испытания комплекта перегрузочного оборудования. Началась выгрузка топлива. Свыше семисот радиоактивных стержней требовалось переместить из реакторов субмарины в специальные транспортные контейнеры. Каждая из топливных сборок несет в себе колоссальную угрозу. Малейший сбой, незначительное нарушение технологии может стать причиной аварии с тяжелейшими последствиями. Надо ли говорить о том, какой огромный груз ответственности лежал на плечах начальника выгрузки - заместителя начальника специализированного производства утилизации Игоря Пастухова. День за днем, месяц за месяцем ежедневная работа, которой нельзя дать превратиться в рутину. Нельзя дать себе и рабочим привыкнуть к ней, ослабить внимание и требовательность. За работу в опасных условиях работники «Звездочки» получают молоко. Игорю Пастухову следовало бы выдавать еще и шоколадно-коньячные наборы за невероятную психологическую нагрузку.

Начальник выгрузки Игорь Пастухов.

В августе 2014 года первая кассета с радиоактивным стержнем из реактора левого борта была перемещена в транспортный контейнер. Работа началась. Ежедневно лодку покидало до двадцати топливных сборок. Не обошлось и без шероховатостей. Выгрузка центральной компенсирующей группы реактора левого борта выявила незначительные недостатки перегрузочного оборудования. Оснастка была доработана и выгрузка продолжилась. С этого момента задержки возникали только из-за неблагоприятных погодных условий. Уже в декабре «Звездочку» покинул первый спецэшелон, увозящий отработавшее ядерное топливо на уральский комбинат «Маяк» для хранения и переработки.

Отгрузка транспортного контейнера с ОЯТ для транспортировки в пункт временного хранения

Особое внимание при проведении работ уделялось контролю за радиацией. Вместе с датчиками автоматизированной системы контроля работали и дозиметристы, отслеживающие радиационную обстановку в ручном режиме на всех объектах, задействованных при выгрузке. Забегая вперед надо сказать, что при проведении работ не произошло ни одной нештатной ситуации, вызвавшей изменение радиационного фона.

Пункт временного хранения ОЯТ

А это - показатели дозиметра в пункте временного хранения. Естественный фон в Северодвинске в два раза выше.

Реактор левого борта был выгружен к 1 декабря 2014 года, а 18 марта 2015 года завершилась выгрузка ОЯТ и из второго реактора «Золотой рыбки». К концу марта оба реактора были герметизированы. Осталось убрать технастил и оснастку, вернуть на место съемный лист прочного корпуса и подготовить трехотсечник к буксировке - установить леера, буксирное устройство, сигнальные огни. В предстоящую навигацию трехотсечник «К-162» будет отбуксирован в Сайда-губу на Кольском полуострове. Там его поднимут на берег, подготовят реакторный отсек и переведут в пункт долговременного хранения. История самого быстрого атомохода завершится. Усилиями сотен работников «Звездочки», проектных институтов, предприятий кооперации завершение этой истории стало безопасным. Любимый город может спать спокойно.

PS: Мы знаем, что на К-162 изменялся тактический номер на К-222.

Устройство и принцип действия основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

• немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
• американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской - через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Жидкометаллический и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D 2 O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и ​​используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи - это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240 Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3 H или T) - заряд для Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239 Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.