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.
Атомные подлодки и прочие суда с ядерными энергоустановками используют радиоактивное топливо - главным образом уран - для превращения воды в пар. Полученный пар вращает турбогенераторы, а те производят электроэнергию для движения судна и питания различного бортового оборудования.
Радиоактивные материалы, подобные урану, выделяют тепловую энергию в процессе ядерного распада, когда неустойчивое ядро атома расщепляется на две части. При этом выделяется огромное количество энергии. На атомной подлодке такой процесс осуществляется в толстостенном реакторе, который непрерывно охлаждается проточной водой, чтобы избежать перегрева, а то и расплавления стенок. Ядерное топливо пользуется особой популярностью у военных на подлодках и авианосцах благодаря своей необычайной эффективности. На одном куске урана размером с мяч для гольфа подлодка может семь раз обогнуть земной шар. Однако ядерная энергия таит в себе опасность не только для экипажа, который может пострадать, если на борту произойдет радиоактивный выброс. В этой энергии заложена потенциальная угроза всей жизни в море, которая может быть отравлена радиоактивными отходами.
Принципиальная схема машинного отсека с ядерным реактором
В типичном двигателе с ядерным реактором (слева) охлажденная вода под давлением попадает внутрь корпуса реактора, содержащего ядерное топливо. Нагретая вода выходит из реактора и используется для превращения другой воды в пар, а затем, остывая, вновь возвращается в реактор. Пар вращает лопасти турбинного двигателя. Редуктор переводит быстрое вращение вала турбины в более медленное вращение вала электродвигателя. Вал электродвигателя при помощи механизма сцепления соединяется с гребным валом. Кроме того, что электродвигатель передает вращение гребному валу, он вырабатывает электроэнергию, которая запасасется в бортовых аккумуляторах.
Ядерная реакция
В полости реактора атомное ядро, состоящее из протонов и нейтронов, подвергается удару свободного нейтрона (рисунок ниже). От удара ядро расщепляется, и при этом, в частности, освобождаются нейтроны, которые бомбардируют другие атомы. Так возникает цепная реакция деления ядер. При этом освобождается огромное количество тепловой энергии, то есть тепла.
Атомная подлодка курсирует вдоль побережья в надводном положении. Таким кораблям надо пополнять топливо лишь один раз в два-три года.
Группа управления в боевой рубке наблюдает за прилегающей акваторией в перископ. Радиолокатор, гидролокатор, средства радиосвязи и фотокамеры со сканирующей системой также помогают вождению этого судна.
Далекий северный город Северодвинск, расположенный в европейской части России, известен как колыбель атомного кораблестроения России. На предприятии "Севмаш", которое находится в материковой части города, за полвека было построено около 165 подводных лодок. Из них 128 - атомные.
Многие из этих подводных лодок здесь же, в Северодвинске, заканчивали свой век. На соседнем с "Севмашем" предприятии "Звездочка" были утилизированы 44 атомные подводные лодки. Операция по утилизации АПЛ и надводных кораблей с атомным сердцем - это отдельная, сложная с инженерной точки зрения операция.
Взят у kuleshovoleg
в Об утилизации атомных кораблей - из первых уст
В стране не так много предприятий, которые способны проводить данные работы. О том, как она происходит, и для чего кораблям необходима эта процедура, мы попросили рассказать начальника отдела технологий ремонта корпусных конструкций и покрытий Научно-исследовательского проектно-технологическое бюро "Онега" (НИПТБ "Онега") Сергея Добровенко.
2.Сергей Добровенко / НИПТБ "Онега"
Сергей Вячеславович, расскажите нам о себе. Давно ли Вы связаны с кораблестроением? Чем занимаетесь в НИПТБ "Онега"?
С кораблестроением связан со времен Севмашвтуза (ныне - ИСМАРТ САФУ). Я там учился и одновременно работал по системе "завод-втуз" на судоремонтном предприятии "Звездочка" сборщиком корпусов металлических судов в цехе № 15. По окончании учебы, в 1996 году, устроился на работу в НИПТБ "Онега". Начинал с инженера-технолога. Сейчас занимаю должность начальника отдела технологий ремонта корпусных конструкций и покрытий.
Наш отдел разрабатывает технологии ремонта корпуса, корпусных конструкций и покрытий. Кроме того, одно из направлений деятельности НИПТБ "Онега" - разработка технологий утилизации атомных подводных лодок, надводных кораблей с ядерной энергетической установкой, а также судов атомного технического обеспечения. В основном, это работы, связанные с разрезкой корпусных конструкций и демонтажом систем и оборудования.
Мы занимаемся разработкой всевозможных технологий по разрезке корпусов, металлических конструкций, процессу демонтажа корпусных конструкций, формированию блоков реакторных отсеков.
3. Установленная как памятник рубка от атомной подводной лодки проекта 667АТ
- Вы упомянули о работе на "Звездочке". На каком заказе начинали работать? Так сказать - Ваш первый корабль
Если говорить о первом корабле, на котором работал, то это была "Груша", проект 667АТ. На ней я занимался ракетными нишами. А если говорить о разрезке, то первый корабль, в утилизации которого я принимал участие, это "азуха" - атомная подлодка проекта 667А.
4. Атомная подводная лодка К-222 (Проект 661 "Анчар") перед утилизацией / Центр судоремонта "Звёздочка"
- Давайте перейдем к главному вопросу. Что из себя представляет процесс утилизации?
Утилизация атомной подводной лодки и утилизация надводного корабля отличаются друг от друга, но суть, тем не менее, одна и та же. Для начала разрабатывается так называемый комплект проектно-организационной документации по утилизации корабля, в который входит определенный объем документов, необходимый и достаточный для приведения лодки в безопасное состояние и формирования реакторного отсека. Эти документы согласовываются с соответствующими надзорными органами и заинтересованными организациями.
Процесс утилизации начинается с вывода корабля из эксплуатации. Флот передает корабль промышленности. Разрабатывается комплект документов, согласовывается, утверждается, получает экспертные заключения надзорных органов, и только после этого начинается процедура физической утилизации. Корабль поступает на предприятие, которое будет проводить работы по утилизации. Становится к причальной стенке. В том случае, если на нем находится отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), оно выгружается на береговых комплексах выгрузки ОЯТ. Реактор приводится в безопасное состояние.
5. Процесс утилизации атомной подводной лодки "Борисоглебск" (Проект 667БДР) / Центр судоремонта "Звёздочка"
После выгрузки ОЯТ начинается физическая разделка корабля. Частично конструкции демонтируются на плаву для того, чтобы разгрузить доковый вес заказа, а также ускорить процесс утилизации. После разгрузки корабль ставится на твердое основание: в плавдок, док-камеру или на стапель. После того, как корабль поставлен на доково-опорное устройство, начинается процесс демонтажа корпусных конструкций, систем и оборудования. ОЯТ выгружается, затем на спецэшелоне отправляется на предприятия-переработчики, такие как "Маяк". Радиоактивные отходы, образующиеся при этом, остаются на предприятии и подлежат переработке или временному хранению.
6. Процесс утилизации атомной подводной лодки "Борисоглебск" (Проект 667БДР)
Первым делом демонтируются корпусные конструкции, такие как надстройка корабля или рубка подводной лодки. Они крупными секциями выгружаются с заказа, затем разрезаются на транспортные секции, после чего перевозятся на участки разделки металлолома и оборудования, где данный габаритный лом отгружается на металлургические комбинаты.
7. Процесс утилизации атомной подводной лодки / Центр судоремонта "Звёздочка"
В процессе утилизации с корабля выгружается все оборудование, которое тоже разделывается на специализированных площадках, или его забирают себе на разделку специализированные предприятия. Металлолом разделяют по различным маркам и тоже сдают на предприятия-переработчики.
8. Метал, который остался от утилизации атомной субмарины, в дальнейшем уходит на переработку / Центр судоремонта "Звёздочка"
Также при утилизации образуется большое количество различных токсичных промышленных отходов: остатки лакокрасочных, резиновых и прочих покрытий, отделки судовых помещений и т.п., которые подлежат переработке или отправляются на захоронение на полигон.
9. Формирование трёхотсечного блока атомной подводной лодки К-222 (Проект 661 "Анчар") / Центр судоремонта "Звёздочка"
После того, как носовой и кормовой блоки АПЛ утилизированы и переработаны, начинается формирование реакторных блоков. На судостроительных предприятиях их формируют в трехотсечные блоки - реакторный отсек и два дополнительных отсека по бокам, так называемых поплавка, которые обеспечивают положительную плавучесть этого блока. После формирования блоки буксируют в пункты длительного хранения реакторных отсеков, где отсеки-поплавки отрезают и оставляют отсек с реактором на хранение.
10. Трёхотсечный блок атомной подводной лодки во время перевозки к пункту долговременного хранения реакторных отсеков / РОСАТОМ
11. Пункт долговременного хранения реакторных отсеков / РОСАТОМ
Вы рассказали про утилизацию подводных лодок. А как обстоят дела с утилизацией крупных надводных кораблей, таких как ССВ-33 "Урал", корпус которого до сих пор не утилизирован, но вся надстройка спилена. Какие-то сложности?
Работы по утилизации "Урала" до сих пор ведутся. Они идут медленно из-за отсутствия финансирования. Также длительное время разрабатывался проект по утилизации этого корабля, и долгое время решался вопрос по варианту формирования реакторного отсека.
Так как у таких кораблей массогабаритные характеристики значительно выше, чем у атомных подлодок, был принят такой вариант утилизации - демонтируются конструкции надстройки до верхней палубы, а затем из реакторного отсека выгружается реактор, который помещается в спецупаковку. В случае необходимости корабль разрезают на две части для того, чтобы можно было его поставить на твердое основание.
12. Большой атомный разведывательный корабль ССВ-33 "Урал" / Википедия.
- А когда начнется утилизация "Кирова"?
На сегодняшний день НИПТБ "Онега" разрабатывает комплект документов по его утилизации. Согласуем его, и далее, насколько я знаю, финансирование работ будет производиться на деньги Госкорпорации "Росатом". Насчет сроков неизвестно, это зависит от тендера, но, скорее всего, начало утилизации будет положено в следующем году.
13. Тяжелый атомный ракетный крейсер "Киров".
Весной на портале госзакупок появилась запись о проведении тендера на демонтаж крышек шахт с атомной подводной лодки ТК-17 "Архангельск" (проект 941). Сообщалось о начале работ в августе этого года. Началась ли какая работа в этом направлении?
Честно говоря, не обладаю такими сведениями. Но, наверное, начнут в ближайшее время. Если речь идет о демонтаже крышек, то это будет так называемая процедура по договору СНВ - демонтаж крышек и приведение в безопасное состояние пусковых установок. Считаю, что эта работа несложная, и будет сделана быстро.
14. Атомные подводные лодки проекта 941 в ожидании утилизации.
А как обстоят дела с утилизацией судов "Атомфлота" и судами технического обеспечения? Насколько это отличается от утилизации подлодок и кораблей? Слышал, что с "Лепсе" были определенные сложности.
Утилизация "Лепсе" - сложный проект. Мы разрабатывали комплект документов на него, я принимал непосредственное участие в разработке технологий по утилизации корпусных конструкций и формировании блок-упаковок, в которые будут закатаны наиболее радиационно-опасные блоки судна. Эти части встанут в упаковку, которую затем отправят в пункт длительного хранения реакторных отсеков в губе Сайда.
Сложности существуют всегда и везде, особенно на таких судах как "Лепсе", где находятся высокоактивные отходы, с которыми невозможно было что-то сделать, кроме как оставить их в части этого судна для дальнейшего длительного хранения.
(Лепсе - судно-заправщик атомного ледокольного флота России. Принадлежит ФГУП «Атомфлот». В 1988 году судно выведено из эксплуатации, а в 1990 году переведено в категорию стоечных судов. В пеналах и кессонах хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) судна размещено 639 отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), часть из которых повреждена. - Прим. ред.)
Вопросы безопасности были очень серьезные и тщательно прорабатывались, чтобы не допустить чрезвычайных ситуаций и переоблучения людей.
15. "Лепсе" - судно-заправщик атомного ледокольного флота России.
- Какой заказ в Вашей работе был особенно сложен?
Много сложных кораблей было в практике. Сложности были с "Курском". Мы разрабатывали на него проект документов. С "Лепсе" сложности были только из-за его состояния. Также "Золотая рыбка" (АПЛ проекта 661 "Анчар") была сложная - титановый корабль в аварийном состоянии.
Но самыми сложными были атомные подводные лодки, находившиеся на Дальнем Востоке, так называемые "чажемские". Две аварийные подлодки проекта 675 зав. № 175 и проекта 671 зав. № 610 с повышенным радиационным фоном. Они много лет стояли в отстое в бухте Павловского, а затем их утилизировали в док-камере ДВЗ "Звезда". Для их утилизации в доке сделали специальные поддоны под все основание, чтобы не разнести загрязненные элементы. На этих кораблях были очень высокие активности, что представляло большую сложность.
Разрабатывали документы так, чтобы демонтаж конструкций, систем и оборудования выполнялся с наименьшим вредом для человека, так как внутри могли находиться остатки жидких радиоактивных отходов.
- Как вы относитесь к масштабной утилизации подлодок первого и второго поколения в 90-х и 2000-х годах?
Надо понимать, что все эти корабли выработали свой ресурс, особенно первое и второе поколение. Поменялась геополитика и задачи государства, да и новая техника получает свое развитие. А те корабли выработали себя полностью, и продолжать их эксплуатацию было совсем нецелесообразно, многие из них находились в аварийном состоянии. Я считаю, что правильнее наращивать новые группировки более современных кораблей, а не поддерживать устаревшие морально. Кроме того, существовала угроза экологической безопасности. Они приходили в такое состояние, что герметичность легкого корпуса практически совсем отсутствовала. Также была угроза их затопления, что повлекло бы еще больше проблем.
Своевременная утилизация необходима - это рационально. Все должно вовремя строиться и вовремя утилизироваться. Если у вас есть машина, вы же не будете сто лет ездить на ней и постоянно ее ремонтировать - больше проблем будет, чем удовольствия от ее вождения.
У Вас есть информация по подъему затопленных в морях подлодок и реакторов? Последнее время в СМИ часто мелькает информация по их подъему и утилизации, а до действий так и не доходит.
На сегодняшний день пока это только разговоры. Подъем этих лодок - очень дорогостоящее занятие. Некоторые из них лежат на больших глубинах. В свое время поднимали "Курск", он лежал на небольшой глубине, а тот же "Комсомолец" лежит на глубине около полутора тысяч метров, подъем его на поверхность - большая проблема.
Разговоры о подъеме этих лодок часто звучат на различных конференциях и совещаниях, но пока я не слышал о реальных перспективах подъема затонувших атомных подводных лодок.
- От лодок к семье. Есть ли у Вас дети? Если да, то по Вашим стопам пошли?
Мой сын сейчас окончил школу и поступил в Архангельский медицинский университет. С первого сентября начнет там обучение. Не по моим стопам пошел.
- А есть ли у Вас любимая подлодка? За красоту, какое-либо качество или за что-то другое?
Мне очень нравятся "Акулы", 941-й проект. Кроме нас, такой мощный и большой корабль никто не мог построить. В современных условиях они, может быть, и не нужны, но это - шедевр.
Жми на кнопку, чтобы подписаться на "Как это сделано"!
Если у вас есть производство или сервис, о котором вы хотите рассказать нашим читателям, пишите Аслану ([email protected] ) и мы сделаем самый лучший репортаж, который увидят не только читатели сообщества, но и сайта Как это сделано
Подписывайтесь также на наши группы в фейсбуке, вконтакте, одноклассниках и в гугл+плюс , где будут выкладываться самое интересное из сообщества, плюс материалы, которых нет здесь и видео о том, как устроены вещи в нашем мире.
Жми на иконку и подписывайся!
Современные АПЛ имеют паропроизводящие установки в составе одного-двух ядерных реакторов с водой под давлением в первом контуре. Пар второго контура, который непосредственно подается на главную турбину и турбогенераторы, образуется в нескольких парогенераторах вследствие теплообмена с водой первого контура. Параметры теплоносителя первого контура на входе в парогенератор обычно лежат в пределах: 320-330°С, 150-180 кг/см²; параметры пара второго контура на входе в турбину: 280-290°С, 30-32 кг/см2. Паропроизводительность реакторов современных АПЛ на полной мощности достигает 200 и более тонн пара в час. Загрузка ядерного топлива, в качестве которого обычно используют обогащенный уран-235, составляет несколько килограммов. Известно, например, что АПЛ «Nautilus» до первой перезарядки израсходовала 3,6 кг урана, пройдя около 60 тыс. миль.
Ток воды в первом контуре осуществляется при работе установки на малой мощности за счет естественной циркуляции теплоносителя, вследствие перепада температуры на входе и выходе из реактора, и размещения парогенераторов выше активной зоны, на средних и больших мощностях - циркуляционными насосами первого контура. В интересах снижения шумности и упрощения управления реактором наблюдается тенденция повышения верхней границы мощности при работе в режиме естественной циркуляции. Американская АПЛ «Narwhal» имела реактор со значительно более высоким, чем у других АПЛ, уровнем естественной циркуляции - возможно, до 100% мощности. Однако в силу ряда причин, в первую очередь в связи с увеличенной в сравнении с обычными реакторами высотой, этот реактор не был запущен в серию. Кампания (расчетная продолжительность работы реактора на полной мощности) достигает для современных АПЛ 10-15 тыс. ч, что позволяет (вследствие работы реактора большую часть времени на мощности, значительно меньшей полной) ограничиться за срок службы АПЛ одной-двумя перезарядками активной зоны. Мощность паротурбинных установок при движении АПЛ на полном ходу достигает 30-60 тыс. л. с. (20-45 тыс. кВт).
Конструктивно паротурбинные установки выполняются в виде единого блока, состоящего, как правило, из двух турбин, параллельно работающих на одно- или двухступенчатый редуктор, понижающий обороты турбин до оптимальных для гребного винта. Для снижения передаваемых на корпус вибраций паротурбинный блок крепится к нему с помощью амортизаторов. С этой же целью так называемые неопорные связи блока с корпусом и другим оборудованием (линия вала, паровые, водяные, масляные трубопроводы) имеют относительно эластичные вставки, также препятствующие распространению вибрации от блока.
Сброс пара от турбины осуществляется на конденсатор, охлаждаемый забортной водой, протекающей по трубкам, рассчитанным на полное забортное давление. Прокачка забортной воды осуществляется самопротоком или циркуляционным насосом. Образовавшийся после охлаждения пара конденсат специальными насосами закачивается в парогенератор. Паропроизводящая и паротурбинная установки контролируются и управляются с помощью специальной автоматической системы (при необходимости с вмешательством операторов). Управление осуществляется из специального поста. Передача мощности от редуктора на гребной винт осуществляется с помощью линии вала, снабженного опорными и главным упорным подшипником (ГУП), передающим развиваемый винтом упор на корпус. Обычно ГУП конструктивно совмещается с одной из поперечных переборок и на некоторых АЛЛ снабжен специальной системой для снижения уровня вибраций, передаваемых от линии вала на корпус. Для отсоединения гребного вала от редуктора турбинной установки предусмотрена специальная муфта. На большинстве АПЛ в корму от ГУП соосно с линией вала устанавливается гребной электродвигатель (ГЭД), обеспечивающий вращение вала при отключенных и при необходимости остановленных турбинах. Мощность ГЭД составляет обычно несколько сотен киловатт и достаточна для движения АПЛ со скоростью 4-6 уз. Энергия для работы ГЭД подается от турбогенераторов или, при аварии, от аккумуляторной батареи, а при движении в надводном положении - от дизель-генератора.
Удельные массогабаритные характеристики энергоустановок существенно разнятся для отдельных типов АПЛ. Средние их значения (суммарно паропроизводящей и паротурбинной установки) для современных АПЛ: 0,03-0,04 т/кВт, 0,005-0,006 м³/кВт.
Рассмотренная энергетическая установка в составе турбозубчатого агрегата и установленного на валу маломощного ГЭД применена на подавляющем большинстве АПЛ, однако она является не единственной нашедшей практическое применение. Начиная с середины 60-х годов предпринимались попытки использования на АПЛ других установок, в первую очередь турбоэлектрической, обеспечивающей полное электродвижение, на что уже обращалось внимание в разделе, посвященном рассмотрению этапов развития ПЛ.
Широкому внедрению полного электродвижения на АПЛ препятствуют, как обычно указывается, существенно большие массы и габариты электроустановок по сравнению с турбинными близкой мощности. Работы по совершенствованию турбоэлектрических установок продолжаются, а их успех связывается с использованием эффекта сверхпроводимости, особенно при так называемых «комнатных» температурах (до -130°С), что, как ожидается, позволит резко сократить массогабаритные характеристики электродвигателей и генераторов.
Электроэнергетическая система (ЭЭС) современных АПЛ имеет в своем составе несколько (как правило, два) автономных турбогенераторов (АТГ) переменного тока, использующих пар от реактора, и аккумуляторную батарею (АБ) в качестве резервного источника энергии при неработающих АТГ, а также машинные или статические преобразователи электрического тока (для зарядки АБ от АТГ и питания оборудования на переменном токе от АБ), приборы контроля, регулирования и защиты, а также систему коммутации - распределительные щиты и кабельные трассы. В качестве аварийного источника энергии при движении в надводном положении используется дизель-генератор.
Мощность АТГ на современных АПЛ достигает нескольких тысяч киловатт. Потребителями электроэнергии являются в первую очередь вспомогательные механизмы самой АЭУ, гидроакустическое вооружение, средства навигации, связи, радиолокации, системы, обслуживающие оружие, система жизнеобеспечения, ГЭД при использовании режима электродвижения и др. В ЭЭС используется переменный ток промышленной частоты 50-60 Гц, напряжением 220-380 В, а для питания некоторых потребителей - переменный ток повышенной частоты и постоянный.
Высокая энергонасыщенность современных АПЛ, обеспечивающая возможность использования энергоемких образцов оружия и вооружения, а также высокий уровень комфортности личного состава, имеет, как уже указывалось, и негативные последствия - относительно высокий уровень шума вследствие большого числа одновременно работающих машин и механизмов, даже при движении АПЛ с относительно низкой скоростью.