Предприятие Госкорпорации "РОСАТОМ" АО ФЦЯРБ

ОЯТ без тайн и легенд

ОЯТ без тайн и легенд

Об отработавшем ядерном топливе – ОЯТ, включая его морскую составляющую, написаны миллионы слов. Былая завеса секретности вокруг побочного продукта деятельности корабельных ЯЭУ сменилась безудержной фантазией и вымыслом. В подавляющем большинстве внимание экспертов и пишущих заостряется на негативных явлениях доставшегося России атомного наследства.

Реальные цифры мало кому интересны, но они впечатляют: за 1960-2000 гг. моряки Северного и Тихоокеанского флотов выгрузили ОЯТ из 550 реакторов, обеспечили хранение 129 тыс. отработавших топливных сборок – ОТВС, переупаковали и отправили на переработку 97 тыс. ОТВС (38 тыс. транспортных чехлов, 270 эшелонов). Подобные результаты вряд ли достижимы, если иметь в виду малочисленность персонала из военнослужащих и предельно скромные материальные и технические затраты. Подлинная история деятельности флота в сфере обращения ОЯТ пока не написана, но ее лучшие страницы уже забыты. Постараемся хотя бы частично восстановить справедливость.

Как появляется ОЯТ

Применяемый в корабельной энергетике ядерный реактор на тепловых нейтронах был разработан в середине прошлого века. К настоящему времени технический облик реактора претерпел ряд изменений, но при этом сохранил как преимущества корпусной конструкции аппарата, так и ресурсные ограничения, обусловленные физическими особенностями использования урана-235 в качестве ядерного топлива.

Стоит напомнить, что энергия, выделяющаяся в виде тепла в активной зоне реактора, есть кинетическая энергия осколков, образующихся при делении ядер урана. Но эти же осколки, являясь носителями энергии, по мере накопления интенсивно захватывают нейтроны, препятствуя последним полезно взаимодействовать с ядром урана-235. Постепенно активная зона реактора настолько «зашлаковывается» осколками деления и продуктами их распада, что, несмотря на избыток делящегося изотопа урана-235, реактор может возобновить работу только после удаления «шлаков» с полной заменой ядерного топлива. Энергоресурс активной зоны и продолжительность ее работы в реакторе определяется по сути двумя факторами – выгоранием делящегося материала и накоплением продуктов деления, под воздействием которых ядерное горючее переходит в разряд отработавшего топлива. Впрочем, для перехода в подобное состояние могут быть и другие причины, как это случилось в Чернобыле и Фукусиме.

Первая попытка. Первая партия отработавшего корабельного топлива также образовалась при экстремальных обстоятельствах. Еще до спуска на воду первой ПЛА на площадке Физико-энергетического института в Обнинске был построен и 08.03.1956 г. выведен на мощность наземный прототип корабельной ЯЭУ (стенд «27–ВМ»), архитектура которого полностью повторяла обводы реакторного, турбинного и электротехнического отсеков реальной ПЛА. После 9-месячной кампании из-за течи I контура работа стендовой ЯЭУ была прекращена, а активная зона с частично разрушенными ТВС выгружена силами разработчиков ППУ и стажерами из I экипажа строящейся ПЛА (в здании стенда предусматривалось хранилище ОЯТ, мостовой кран, иные технические средства). Первая партия ОЯТ насчитывала 180 сборок с общей массой урана в 250 кг при обогащении 6 % по изотопу U-235. В дальнейшем стенд «27-ВМ» отработал еще 7 кампаний и был выведен из эксплуатации в 1986 г.

Генеральная репетиция. Появление 2-ой партии корабельного ОЯТ носило заведомо экспериментальный характер. 19 апреля 1958 г. под руководством академика А.П. Александрова на строящейся в Северодвинске ПЛА «К-3» был впервые выведен на мощность носовой реактор, а 18 апреля 1959 г. из этого же реактора началась выгрузка активной зоны. В промежутке между этими датами первая отечественная ПЛА прошла швартовые и ходовые испытания на Белом море и была передана флоту в опытную эксплуатацию. Но в «Акте приемки» от 17.12.1958 г. (утвержденного Постановлением СМ СССР от 17.01.1959 г.) заводу-строителю предписывалось устранить выявленные замечания по работе ГЭУ на ПЛА «К-3» и одновременно выполнить перегрузку носового реактора как «… натурную проверку этой ответственной и требующей большой осторожности эксплуатационной операции» (дословно по тесту акта, примеч. автора). Замена активной зоны проводилась в плавучем доке «Севмаша», где было сооружено временное хранилище ОЯТ. Для извлечения ТВС применялась оснастка и приспособления ПУ-1, разработанные Горьковским ОКБ (ныне ОАО «ОКБМ Африкантов»). Несмотря на наличие высококлассных заводских специалистов очень трудными оказались подрыв крышки и вскрытие аппарата. Операции по выгрузке облученных сборок и формированию партии ОЯТ в составе 180 ОТВС затруднений не вызвали. Позднее при передаче ОЯТ для хранения на базу Северного флота в Гремихе часть сборок оказалась с механическими повреждениями.

ОЯТ по плану. К концу 1961 г. атомная группировка Северного флота насчитывала 10 ПЛА (7 торпедных пр. 627-А и 3 ракетных пр. 658). Корабли интенсивно расходовали установленный энергозапас, в том числе, за счет ходовых испытаний, и нуждались в замене ядерного топлива. В упоминаемом выше акте Правительственной комиссии указывалось, что после приемки в опытную эксплуатацию ПЛА «К-3» операции по перезагрузке топливных элементов активных зон в дальнейшем «… будут выполняться только силами и средствами ВМФ в местах базирования». Первой под это решение подпадала ПЛА пр. 627-А «К-14», реакторы которой отработали 1583 часа и полностью израсходовали установленный для данных активных зон ресурс (1500 часов). Перезарядка реакторов на ПЛА «К-14» выполнялась с 26.06. по 15.07.1961 г. по месту базирования в гб Западная Лица и являлась первой подобной операцией, осуществляемой специально созданными формированиями – береговыми (БТБ) и плавучими (ПТБ) техническими базами флота. Перезарядка корабельных реакторов – отдельная тема (см. статью «Осторожно, вскрывается реактор!», Атомная энергия, №5-2007). Но именно замена активных зон на «К-14» положила начало многоплановым работам по обращению с ОЯТ, объем которого на Северном и Тихоокеанском флотах неуклонно возрастал. В 1963-1966 гг. в Северодвинске на ПЛА «К-3», «К-5» и «К-11» была произведена модернизация паропроизводящих установок с заменой активных зон 1-ой загрузки на более усовершенствованные зоны «ВМ-АМ». Побочным результатом этих работ явилось образование партии ОЯТ из 5 не оправдавших себя зон «ВМ-А». За 1961-1972 гг. флотом было перегружено 50 реакторов (СФ – 32, ТОФ – 18), в период 1973-1985 гг. в плановом порядке были заменены активные зоны на 252 реакторах (СФ – 172, ТОФ – 80), к 2000 г. на Северном и Тихоокеанском флотах уже было выгружено не менее 550 зон.

Общий итог: за период 1961-2010 гг. в ходе плановых перезарядок реакторов действующих ПЛА и выгрузки ядерного топлива из реакторов утилизируемых ПЛА было наработано ОЯТ в объеме 850-860 среднестатистических корабельных зон. При этом не менее 1/3 выгружаемых а.з. при переходе в категорию ОЯТ сохраняли неиспользованным часть своего энергозапаса. Где хранится ОЯТ На плаву. Параллельно со строительством атомных лодок в Северодвинске и Комсомольске-на-Амуре началась постройка плавучих баз перезарядки реакторов пр. 326 по 4 единицы на каждый флот (разработчик – питерский ЦКБ «Айсберг»). Каждая ПТБ располагала хранилищем ОЯТ, рассчитанным на одновременный прием 800 отработавших ТВС (4 а.з. ПЛА I поколения). Конструктивно хранилище представляло два водоохлаждаемых бака с встроенными гнездами-пеналами для размещения топливных сборок. Конфигурация решетки бака и раздельное хранение ОТВС с жесткой фиксацией пеналов исключало возможность воздействия на подкритичность системы с ОЯТ в условиях ПТБ. Загрузка сборок в хранилище производилась перезагрузочным контейнером, оснащенным автоматическим захватным устройством. Вопреки расхожему мнению, процедура переноса облученной сборки из реактора и загрузка сборки в гнездо хранилища затруднений не вызвало. Разработанная полвека назад Нижегородским ОКБМ связка «головка ТВС – автоматический захват – перегрузочный контейнер» без особых проблем позволяла извлечь из реактора и загрузить в хранилище ПТБ активную зону в течение 1,5-2 суток. Что и было продемонстрировано в июле 1961 г., когда только что построенная и прибывшая в гб Западная Лица ПТБ «ПМ-124» впервые в штатном режиме приняла на борт две отработавшие активные зоны с ПЛА «К-14».

В 1971-1974 гг. на 6 плавтехбазах была проведена модернизация хранилищ с внедрением чехлового способа обращения с ОЯТ. Подобная система лучшим образом адаптировалась с береговым хранением, но при этом объем принимаемого на борт ПТБ отработавшего топлива сократился на 30 %. Эти недостатки были частично устранены новым поколением ПТБ пр. 2020, также разработанными ЦКБ «Айсберг» и построенными на Николаевском судостроительном заводе (для Северного флота – «ПМ-63», «ПМ-12», для Тихоокеанского флота – «ПМ-74»). Плавтехбазы пр. 2020 интенсивно эксплуатируются уже более 20 лет и на данный момент являются единственными хранилищами ОЯТ в составе ВМФ (суммарная емкость – 3х5 а.з. ПЛА III поколения).

Береговое хранение. Хранилища для ОЯТ ВМФ размещались на отдаленных площадках в Мурманской обл. и Приморском крае и входили в состав береговых технических баз перезарядки реакторов Северного и Тихоокеанского флотов (гб Андреева, пос. Гремиха, бухта Сысоева). Проектантом сооружений являлась одна из головных проектных организаций Минсредмаша п/я А-7631 (ныне – ОАО «ВНИПИЭТ»). Хранилища в гб Андреева и бухте Сысоева были однотипными и представляли собой автономные бетонные бассейны, где под защитным слоем воды на цепных подвесках развешивались 7-местные упаковки (чехлы) с отработавшими сборками. В гб Андреева хранилище – здание 5 вводилось двумя очередями (I – 1962 г., II – 1973 г.) и имело суммарную емкость хранения в 2070 чехлов (80 активных зон реакторов ПЛА I поколения). В бухте Сысоева в эксплуатацию была введена только I очередь на 549 чехлов (21 а.з. ПЛА I поколения). БТБ в Гремихе была ориентирована на прием отработавших выемных частей (ОВЧ) реакторов с ЖМТ, но для перезарядки водо-водяных реакторов имелось небольшое хранилище с канальной развеской на 1532 ОТВС (8 а.з. ПЛА I поколения). Проекты всех хранилищ для флота оказались не лучшим творением ВНИПИЭТ и создали очень большие проблемы при эксплуатации. Об этом много говорилось и повторяться вряд ли имеет смысл (см. статью «К аварии привели проектные ошибки», Атомная стратегия, № 46-2010). В 1982-1986 гг. из-за аварийных протечек во все штатные хранилища БТБ прием ОЯТ был прекращен. Для возмещения утерянных мощностей в гб Андреева под хранение ОЯТ были переоборудованы три подземные емкости, где до настоящего времени содержится примерно 100 отработавших а.з. Данные по ОЯТ, размещенному в емкости 3«а» приводятся в таблице 2.

Примечание: 1) Все ОЯТ, принятое в емк. 3«а», является результатом плановых перезарядок реакторов ПЛА, выполненных на Северном флоте в 1982-1984 гг. (кроме чехла с а/л «Ленин»). 2) Для размещения отработавшей активной зоны требуется 26, 32 или 40 транспортных чехлов, в зависимости от типа реактора. Зачем и куда вывозится ОЯТ Основой технической политики Российской Федерации в сфере обращения с ОЯТ является концепция его радиохимической переработки с возвратом в топливный цикл регенерированными ядерных материалов. В действительности Россия реализует два топливных цикла: замкнутый (т.е. с переработкой ОЯТ) и отложенный (с длительным хранением ОЯТ в пристанционных и региональных хранилищах). Корабельное ОЯТ проходит по первому циклу и, вполне возможно, что только использование продукта от регенерации высокообогащенного ОЯТ ПЛА делает процесс переработки экономически оправданным.

Вывозу корабельного ОЯТ на предприятия Минсредмаша (ныне «Росатом) положила начало первая партия, отправленная из Гремихи 23.03.1973 г. (273 ОТВС в 39 контейнерах типа «11» с исходной массой 305 кг по урану-235). Если говорить о Северном регионе, то без особых проблем судоремонтными предприятиями флота были дооборудованы несамоходный «Лихтер-4» и сухогруз «Северка», в течение 20 лет доставлявшие контейнеры с ОЯТ из Гремихи и гб Андреева в Мурманск. Здесь, на территории 234 базы, подведомственной Техническому управлению Северного флота, эпизодически разворачивался пункт перевалки контейнеров в ж/д транспорт для отправки ОЯТ на комбинат «Маяк». Общее руководство работами, включая разработку регламентирующих документов и взаимодействие с ПО «Маяк» и службами флота, осуществлялось специалистами Технического управления СФ. Бытующее мнение о низких темпах вывоза топлива на переработку в 1970-1980 гг. не соответствует действительности. В ряде случаев вывоз превышал или был равным образованию ОЯТ, что подтверждается данными в табл. 3, 4 и рис.1, 2.

К 2000 г. общая наработка ОЯТ по ВМФ составляла примерно 550 отработавших зон. Из этого количества более 400 зон техническими базами Северного и Тихоокеанского флотов было вывезено из мест хранения и отравлено на переработку. Эта титаническая работа была выполнена персоналом БТБ без единого радиационного инцидента. Вместо заключения

Программа утилизации отечественных ПЛА по сути завершена, хотя порой «на казнь» отправлялись самые современные корабли. Состав атомной группировки ВМФ предельно сузился, перезарядка реакторов стала эксклюзивной редкостью. На переработку отправлено 730 отработавших корабельных зон, однако в хранилищах бывших БТБ осталось еще около 125 а.з. – 17 % от вывезенного. Проблемы с ОЯТ существуют, но они не носят глобальный характер.

В 1973-1974 гг. на кораблике «Лихтер-4» под командованием мичмана Б.А.Денищика из Гремихи в Мурманск 8-ю рейсами было вывезено 12 отработавших зон. За 10 лет новыми хозяевами Гремихи по этому же маршруту переправлено 3 а.з., из гб Андреева – 1,5 а.з. Причем в СМИ этим событиям было уделено больше внимания, чем уникальному переходу ТАРКР «Петр Великий» через 4 океана, когда в День ВМФ 2010 г. наш атомный крейсер разрезал форштевнем воды Южно-Китайского моря. Иные люди –иная организация.

 

назад


Новости по теме:

Похожих записей не найдено
Вопрос директору
Внимание!
Не используйте в тексте вопроса персональные данные третьих лиц (фамилии, имена, телефоны и др), а также сведения о предприятии, которые могут носить секретный характер.
Отправляя данную форму, я соглашаюсь с тем, что передаваемые персональные данные будут храниться и обрабатываться в соответствии с законом ФЗ N 152 «О персональных данных»

© 2008–2018 АО ФЦЯРБ.
Россия, Москва, Каширское ш., д.33, к.18, (территория АО «ВНИИХТ»), +7 495 780 74 83, fcnrs@rosatom.ru