Главная Архив номеров N-21 декабрь 2008 Утилизация или конверсия.
 

Авторизация



Утилизация или конверсия. Печать

Бордученко Ю.Л., Мурамович В.Г., старшие научные сотрудники Института проблем транспорта им. Н.С.Соломенко РАН.

В связи с истечением сроков службы, а также с выполнением Российской Федерацией международных обязательств по сокращению вооружений, со второй половины 80-х годов XX века начался интенсивный процесс снятия с эксплуатации и вывода из боевого состава ВМФ атомных подводных лодок (АПЛ), а также технических средств их обслуживания.

Для решения проблем хранения реакторных отсеков, обращения с радиоактивными отходами (РАО) необходимо создание дополнительной инфраструктуры: пунктов долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ), региональных центров по кондиционированию и хранению РАО, строительство причальных стенок, реконструкция железнодорожных коммуникаций и т.д. Все это требует привлечения значительных финансовых и трудовых ресурсов. Масштаб решаемых задач иллюстрирует рис.1, на котором показана одна из площадок долговременного хранения реакторных отсеков утилизированных АПЛ.
Предполагается, что реакторные отсеки на ПДХ должны храниться в течение примерно 100 лет, после чего должен быть окончательно решен вопрос об их утилизации. Учитывая, что массы реакторных отсеков АПЛ относительно невелики, а ПДХ расположены далеко от сталеплавильных предприятий, их окончательная утилизация (переплавка стали) экономически сомнительна.
Безусловно, что по окончании нынешнего активного периода утилизации атомных подводных лодок утилизация кораблей и судов с ЯЭУ будет продолжаться и далее, до тех пор, пока они существуют. В то же время планы развития атомной энергетики России предусматривают строительство значительного числа плавучих атомных станций тепло и электроснабжения (ПАТЭС). Очевидно, что ПАТЭС, построенные «сегодня», «завтра» необходимо будет утилизировать.
В России сейчас для использования малой атомной энергетики перспективны Северный морской путь, Чукотка, районы БАМа, Приполярный Урал, нефтегазовые месторождения Восточной Сибири и Дальнего Востока. По заключению специалистов НТЦ «Курчатовский институт», необходимость строительства сети плавучих, наземных, подводных, подземных, передвижных и других типов АТЭС малой мощности (АТЭС ММ) уже сегодня расценивается как фактор национальной безопасности России, которым нельзя пренебречь. Энергоблоки плавучих АТЭС планируется создавать в частности на базе судовых реакторных установок КЛТ-40, хорошо зарекомендовавших себя при эксплуатации на атомных судах. Так, например, ЯЭУ атомного ледокола «Арктика» успешно эксплуатировалась с 1975 по 2008 годы. 3 октября 2008 года был заглушен реактор ледокола «Арктика», с наибольшей энерговыработкой, которая составила 11132456 МВт·часов за 176384 часа эксплуатации при средней мощности 63,1 МВт. Отметим, что реакторная установка этого ледокола имела проектный ресурс 90000 часов при работе на номинальной мощности, т.е. проектная энерговыработка реактора должна была составить 15,5 миллиона МВт·часов.
Реакторные установки подводных лодок принципиально ничем не отличаются от таковых на ледоколах. Реакторные установки гражданского и военного назначения, по сути, различаются мощностью реакторов и, вытекающими из этого массогабаритными характеристиками элементов основного оборудования. Материал корпусов реакторов гражданского и военного назначения одинаков - сталь 15Х3НМФАА. Поскольку мощность реакторов АПЛ 2-го поколения примерно в два раза меньше мощности реакторов ледокола «Арктика», то, по мнению специалистов, реакторные установки утилизируемых подводных лодок далеки от выработки ресурса. Это объясняется тем, что специфика эксплуатации во второй половине ХХ века ЯЭУ кораблей ВМФ, особенно крупных, заключалась в том, что доля режимов работы на нагрузках, близких к максимальным, была невелика [3]. Кроме того, высокая надежность и живучесть отечественных корабельных ЯЭУ подтверждены как многолетним опытом эксплуатации, так и имевшей место гибелью подводных лодок - реакторы всех затонувших АПЛ были надежно заглушены. При этом ни разу не было зарегистрировано радиационного загрязнения акватории. Последним примером тому служит катастрофа АПЛ «Курск» (август 2000г.).
Учитывая, что номинальная мощность реакторов АПЛ 2-го поколения составляет 90 МВт, средняя эксплуатационная мощность большинства из них не превышает 30%, т.е. 27 МВт, а время работы на этой мощности не превышает 30000 часов, получим энерговыработку порядка 800 тысяч МВт·часов. Значит, остаточный ресурс реакторов АПЛ по энерговыработке составляет не менее 10 - 11 миллионов МВт·часов, а проектный - не менее 15,5 миллиона МВт·часов. Если использовать реакторы АПЛ в составе энергетических модулей плавучих АТЭС, где коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) может составлять около 70%, то временной ресурс этих реакторов составит от 165000 часов до 233000 часов или от 19 лет до 25,5 лет.
Конечно, значения указанных величин достаточно условны. Они приняты на основании общих представлений об эксплуатации АПЛ. Поэтому, для решения вопроса о возможности использования каждой конкретной реакторной установки АПЛ в качестве энергомодуля для плавучей АТЭС, будет необходимо ответить на ряд важных вопросов, касающихся не только энерговыработки ее реакторов.
По достижении предельной энерговыработки характеристики ударной вязкости охрупченного металла корпусов реакторов могут быть восстановлены путем сухого низкотемпературного отжига, технология которого разработана и используется в отношении реакторов отечественной постройки уже многие годы. В результате отжига ударная вязкость восстанавливается до значений, соответствующих необлученному материалу. Кроме того, максимальное восстановление свойств облученной корпусной стали 15Х2МФА происходит при температуре отжига 460 - 4700С происходит за время, равное 170 часам, что иллюстрируется рис.2.

Планируемый ресурс реакторов КЛТ-40С, которые будут устанавливаться на плавучих энергоблоках, составляет 40 лет. Предполагается, что один раз в 10 лет эти станции будут буксироваться на судостроительное предприятие для ремонта. Если на плавучей АТЭС будут установлены энергомодули с реакторами утилизированных АПЛ отработавшими 19 лет, то во время ремонта может быть выполнен отжиг корпусов этих реакторов, после чего их временной ресурс будет удвоен и практически совпадет с ресурсом вновь построенных корпусов реакторов КЛТ-40С.
Корпуса реакторов и других элементов реакторной установки относятся к оборудованию с длительным циклом производства и являются наиболее дорогостоящими частями ЯЭУ. Единственным предприятием, которое в настоящее время может производить такое оборудование, являются «Ижорские заводы». На них возлагается задача производства реакторного оборудования для эксплуатирующихся и строящихся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР. Учитывая небеспредельные производственные возможности «Ижорского завода», по мнению авторов не целесообразно загружать его дополнительно заказами для плавучих АТЭС. Для их строительства целесообразно использовать энергетические модули (рис.4) в виде реакторных отсеков утилизируемых АПЛ.

Паротурбинная установка (ПТУ) АПЛ отличается от таковой на плавучей АТЭС отсутствием термического деаэратора питательной воды, установить который дополнительно не представляет затруднений, и большей частотой вращения главной турбины. Вопрос о варианте использования главной турбины может решаться двояко. Во-первых, уменьшение частоты вращения главной турбины до 3000 оборотов в минуту несколько снизит ее мощность, но позволит ей работать совместно с турбогенератором, вырабатывающим ток частотой 50 герц. Избыток пара при этом можно использовать для передачи на берег тепловой энергии через промежуточный теплообменник. Во-вторых, использование главной турбины во всем диапазоне частот вращения потребует применения статических преобразователей частоты для выдачи в сеть электроэнергии требуемого качества. В обоих вариантах использования главной турбины можно отказаться от использования вспомогательных турбогенераторов, заменив их трансформаторами собственных нужд ЯЭУ. Вспомогательные турбогенераторы заменяются дизель-генераторами, мощность которых обеспечивает расхолаживание обеих и ввод в работу одной из ЯЭУ. Это позволит использовать излишки пара для выработки тепловой энергии. Кроме того, при использовании ЯЭУ АПЛ на плавучем энергоблоке отпадет необходимость использования паровых холодильных машин, в результате чего также образуются излишки пара, который можно будет использовать как в деаэраторе, так и для выработки тепловой энергии с передачей ее на берег. Таким образом, оборудование ПТУ утилизируемых АПЛ тоже может быть использовано в составе энергетического модуля на плавучих АТЭС.
Стоимость строительства плавучей АТЭС «под ключ» оценивается примерно в $150 миллионов [4], при этом она на 80% определяется стоимостью ядерной энергетической установки [5]. Эту стоимость можно заметно уменьшить. Масса реакторного отсека двухреакторной установки утилизируемых АПЛ второго поколения составляет около 1500 тонн, а третьего поколения - около 2500 тонн [6]. Это позволяет использовать реакторные и турбинные отсеки в качестве единого энергетического модуля, монтируемого на плавучем энергоблоке. В этом случае мы получим ранее построенную и уже оплаченную ядерную энергетическую установку с реакторной установкой в защитной оболочке, функцию которой с успехом выполнит прочный корпус АПЛ.
Таким образом, материальные, трудовые и финансовые затраты на строительство плавучих АТЭС могут быть существенно уменьшены, а также сокращено время их строительства и окупаемости.
Литература:
1. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86).
2. Митенков Ф.М. Судовая ядерная энергетика // Вестник РАН. - 2003. - Том 73, № 6, с. 488-495.
3. Кувайцева И.Р., Сизова С.Х., Соколов Б.Г., Юрочкин В.М.. Использование конвертируемой техники ВМФ для нужд малой энергетики. Судостроение -2001.- № 6.
4. Миронова Н.И.. Плавучие АЭС усиливают риски и угрозы распространения. Атомная стратегия. Апрель 2005.
5. Баранов И.Л., Новохацкий В.А., Фролов А.А., Чихалов С.В. Перспективный проект конверсионного использования энергетических установок выведенных из состава ВМФ атомных подводных лодок // Оборонный заказ. - 2008.- № 20.

 
Разработка сайтов