Громадянські атомні плавзасоби
Ідея використання ядерних силових установок флоті принципово розглядалася з перших років практичного освоєння атомної енергії, тобто з 1940-х років. Перші судна на атомному ходу з'явилися в США та СРСР у 1950-х роках; 1959 року в Радянському Союзі було прийнято в експлуатацію перше у світі надводне судно з ядерною силовою установкою — криголам «Ленін».
До переваг таких установок для флоту відноситься, по-перше, найвища автономність щодо палива, незрівнянна з жодним іншим джерелом енергії. По-друге, значна енергоозброєність і велика свобода вибору режимів руху, не обмежена міркуваннями витрат палива. Особливою перевагою для підводних човнів стала незалежність від кисню і, отже, можливість обходитися без частих випливів на поверхню.
Однак використання атомної енергії на морі пов'язане з деякими проблемами, у тому числі: високою вартістю будівництва, обслуговування та ремонту; підвищеними вимогами до конструктивних рішень та матеріалів як у ядерній частині, так і поза нею; необхідністю особливих заходів безпеки, нетипових для цивільних судів. Крім того, експлуатація суден на ядерному ході вимагає спеціальної інфраструктури, яку потрібно створити або запозичити у військового флоту, а також пов'язана з надзвичайно високими витратами на зняття з експлуатації та утилізацію.
Для військового флоту ці проблеми виправдані величезними перевагами використання атомного приводу. При цьому витрати згодом частково компенсуються більш менш масовим застосуванням цієї технології та наявністю вже облаштованої для неї військової інфраструктури.
Для цивільного флоту переваги атомної енергії в більшості випадків не перекривають недоліків, тому транспортні реакторніустановки поза військовою сферою отримали обмежене застосування.
МОРСЬКА СПЕЦИФІКА Застосування атомної енергії на флоті має специфічні особливості, пов'язані з умовами експлуатації. До таких характерних умов належить, по-перше, обмежений простір розміщення реакторної установки (РУ), її санітарно-захисної зони, другого контуру, і навіть необхідність мінімізації маси ядерної енергетичної установки. По-друге, нестабільність у просторі та постійні зовнішні механічні навантаження внаслідок хитавиці, нахилів, вібрацій, іноді ударів чи вибухів, на які має бути розрахована конструкція. Морська реакторна установка регулярно піддається горизонтальним і вертикальним прискоренням, часом порівнянним з сильними землетрусами або перевершує їх. Більшість наземних РУ не зазнають подібних дій жодного разу за час своєї експлуатації.
По-третє, це підвищені ризики фізичного пошкодження РУ ззовні у разі аварії судна або руйнування несучих конструкцій в умовах звичайної експлуатації (такі випадки були, зокрема, в історії цивільного флоту — з танкерами та контейнеровозами на органічному паливі). По-четверте, як правило, зовнішні джерела енергії, ресурси та оперативна допомога ззовні недоступні як в умовах нормальної експлуатації, так і в аварійних ситуаціях. По-п'яте, РУ необхідно працювати у високоманеврених режимах. По-шосте, перевантаження палива з частотою, характерною для стаціонарних реакторів (раз на 1-2 роки або регулярно в процесі роботи реактора), є недоцільним. Нарешті, якщо наземні реакторні установки при найменших відхиленнях від штатних умов роботи глушать, то морські РУ іноді повинні працювати поза штатними режимами, навіть при частковому виході з ладу або фізичному.пошкодження елементів силової установки.
Ці умови — а більшість із них тією чи іншою мірою застосовуються не лише до військових, а й до цивільних судів — визначають особливості технічних рішень, що використовуються в морській ядерній енергетиці, зокрема, тип реакторної установки. Більшість типів наземних енергетичних РУ для флоту не годяться. Вибір звужують, по-перше, масово-габаритні обмеження, точніше насамперед габаритні, по-друге — масові. Реактори з графітовим і важководним сповільнювачем за інших рівних умов громіздкіші, ніж легководні. Це насамперед меншою сповільнювальною здатністю, більшою довжиною уповільнення, і навіть довжиною міграції нейтронів у графіту і важкої води проти водою природного ізотопного складу. Так, довжина уповільнення у важкої води та берилію вдвічі, а у графіту - втричі більше, ніж у легкої води; довжина міграції для берилію в
4 рази, важкої води - в
6 разів, графіту - в
10 разів більше, ніж для води. Ці відмінності вимагають кратного збільшення розмірів реактора і ускладнюють розміщення РУ на теплових нейтронах з важководним і графітовим сповільнювачем в просторах реакторних відсіків, доступних на більшості суден; вони підвищують вимоги до габаритів та ефективності біологічного захисту.
Вода природного ізотопного складу також має недоліки в порівнянні з іншими уповільнювачами, проте вони відносно легко долаються добре апробованими способами. Так, порівняно низький коефіцієнт уповільнення компенсується збагаченням палива (без якого в принципі можуть обійтися графітові та важководні реактори, але в умовах флоту уран їм все одно довелося б збагачувати).
Однак легководні РУ теж не всі добре підходять дляморських умов. Зокрема, киплячим реакторам протипоказані періодичні нахили (флотською мовою — крени та диференти), що дестабілізують потужність одноконтурної установки. Тому на морі застосовуються переважно реактори з водою під тиском.
Потенційно ще більшою компактністю, ніж легководні, мають реактори на швидких та проміжних нейтронах. Крім того, вони вигідно відрізняються від водо-водяних деякими іншими зручними властивостями, у тому числі меншим тиском у перших контурах, набагато вищими параметрами пари в останньому контурі та підвищеним ККД. Однак їх використання потребує низки складних, дорогих та менш відпрацьованих технічних рішень. Тому хоча прецеденти експлуатації таких реакторів на флоті є, вони великого поширення не отримали. Як виняткові приклади можна навести експериментальний реактор на проміжних нейтронах з берилієвим сповільнювачем і натрієвим теплоносієм, який використовувався в 1957–1958 роках у США на підводному човні «Сівулф» (не плутати з сучасним класом однойменних підводних човнів)9, а також встановлених роках на кількох радянських субмаринах реактори з таким самим спектром нейтронів і сповільнювачем, але з теплоносієм з евтектики свинцю-вісмуту. На цивільних атомних судах подібні рішення взагалі не застосовувалися.
Для судновий атомної енергетики характерний ряд відмінних рис проти стаціонарної, обумовлених переліченими вище особливими умовами експлуатації. Це переважно блочне або інтегральне компонування сучасних РУ, мінімізація трубопроводів, фланцевих з'єднань, виключення сальникових ущільнень тощо. При блоковій компонуванні елементи основного обладнання першого контуру з'єднані безпосередньо або короткими трубопроводамипорівняно невеликого діаметра. При інтегральній компонуванні більшість обладнання першого контуру розміщується в єдиному корпусі, що виконує функції одночасно корпусу реактора і внутрішньої захисної оболонки. Таке компонування вимагає підвищення ресурсу ряду видів основного обладнання до термінів служби РУ та самого судна. Є й такі особливості, як підвищена енергонапруженість активної зони (насамперед в українських реакторів), щільні нейтронні потоки та значна надмірна реактивність.
240–250 °C, тиск —
2,4 МПа; у легководних РУ українського цивільного флоту
290–305 °C та 3,1–4,0 МПа; у цивільних атомних суден, що експлуатувалися на Заході.
240–270 °C та 3,1–4,0 МПа.
Ще одна відмінність - підвищене резервування обладнання, аж до використання двох і більше реакторів. При цьому на військових судах не відкидається можливість роботи РУ на зниженій потужності при частковому пошкодженні елементів основного обладнання, що для стаціонарної атомної енергетики немислимо. Підвищене резервування відноситься і до неядерної частини, у тому числі резервних джерел енергії (дизель-генераторів, котлів, акумуляторів), оскільки судно не може розраховувати на зовнішні джерела енергії. В аварійних ситуаціях, або іноді — за заглушеного реактора в штатних умовах, резервні або аварійні джерела повинні забезпечити не тільки розхолодження РУ, а й всю життєдіяльність судна. Для стаціонарної атомної енергетики характерна, навпаки, максимально можлива доступність зовнішніх енергоресурсів.
Необхідно згадати і про таку особливість, як використання легкої води як сповільнювач і теплоносій у більшості морських РУ, у тому числі на всіх цивільних судах. При інтенсивнихВ режимах роботи реактора активізується циркуляція теплоносія в першому контурі в порівнянні зі стаціонарними РУ. Це забезпечує більш інтенсивне теплознімання та вирівнювання умов в активній зоні при різких змінах потужності.
Для суднових установок характерний посилений, але компактний біологічний захист (при цьому в деяких видів основного обладнання «профільні» для них функції нерідко поєднуються з функцією біологічного захисту: елементи першого контуру компонуються таким чином, щоб екранувати вихід випромінювання за межі РУ). Зазначимо також посилені механічними засобами регулювання оперативного запасу реактивності і водночас менш розвинене, ніж у стаціонарних енергетичних реакторах, рідинне регулювання: останнє іноді передбачено лише для крайніх, аварійних випадків — за малоймовірної відмови дубльованих механічних органів СУЗ.
Крім того, суднові РУ мають підвищений запас міцності, стійкість до механічних навантажень, ударів, вібрацій, резонансів, у тому числі зовсім не характерних для стаціонарних РУ, а також до сильних нахилів і періодичних коливань осі в різних площинах. У конструкції РУ враховано наслідки можливого перекидання судна, у тому числі на тлі спрацьовування повністю знеструмленого аварійного захисту, а також ризики затоплення на непередбачувані глибини та втрати доступу до реактора у разі аварії. Зокрема, при проектуванні реакторів враховується можливість на їх компоненти морської води. Деякі РУ оснащуються засобами, що «самостійно» мінімізують радіаційне забруднення навколишнього середовища у разі затоплення судна (наприклад, клапанами, що вирівнюють тиск у контурі та океані на великих глибинах).
Є своя специфіка і суднове паливо. Для флотськихреакторів характерне застосування переважно металевого палива, високе збагачення, тривалі паливні цикли, фактична відсутність зазору між оболонкою та сердечником твела, конструктивна стійкість до накопичення продуктів розподілу та радіаційного розпухання та ряд інших особливостей. Паливо з металевою матрицею, що застосовується на флоті, має більшу теплопровідність порівняно з найбільш поширеним у стаціонарній атомній енергетиці оксидним, що підвищує надійність, безвідмовність палива в умовах високоманеврених режимів роботи РУ з великими перепадами температур усередині твелів.
Характерна риса цього палива - менша ураноємність в абсолютному вираженні: в суднових реакторах використовується головним чином дисперсійна композиція урану з іншими металами (уран-алюміній, уран-цирконій, діоксид урану в комбінації з цими та іншими металами), в яких менший уран становить меншу вагову частку , ніж в оксидному паливі
15–30 % проти 85 % у сердечниках твелів більшості атомних електростанцій світу. У той же час питома частка матеріалу, що ділиться в судновому паливі, як правило, істотно вище, ніж у реакторі АЕС. Застосування дисперсійної схеми, що передбачає вкраплення урансодержащих частинок з тонким шаром покриває в металеву матрицю, дозволяє локалізувати продукти поділу всередині сердечника твела і мінімізувати їх вихід в навколишнє середовище при можливому затопленні судна.
До недоліків металевого палива відноситься більше, ніж у оксидного, розпухання: наприклад, поширене на флоті уран-цирконієве паливо розпухає приблизно вдвічі більше за діоксидне паливо АЕС. Мінімізувати наслідки розпухання дозволяє вибір сплавів та конфігурації твелів: у суднових РУ використовувалися тепловиділяючіелементи рідкісних для стаціонарної енергетики поперечних перерізів: кільцеві («на суші» подібні збереглися на Білібінській АЕС), пластинчасті (поширені у дослідницьких реакторах), багатокутні та інші. У сердечниках твелів суднових реакторів як матеріали матриці можуть використовуватися нержавіюча сталь, сплави цирконію, алюмінію, берилію. Оболонки твелів виготовляють з нержавіючої сталі, сплавів цирконію (Е110 в Україні, Zircaloy-2 і Zircaloy-4 в США та інші), хром-нікелевих та інших.
У суднових реакторах використовується, за деякими винятками, високозбагачений уран: у низці конструкцій збагачення досягає практично збройового рівня — 93–97 %, як у американських військових суднових реакторах. У поєднанні з поглиначами, що вигорають, це дозволяє подовжити міжперевантажувальні інтервали (точніше, у практиці флоту — інтервали заміни активної зони цілком) до термінів, порівнянних з періодичністю заводського ремонту, а в ряді випадків — до тривалості експлуатації судна, тобто іноді до десятків років (до 50 років у найсучасніших суднових реакторах).
Потреба підвищеному збагаченні обумовлена як необхідністю подовження паливного циклу, а й невеликий абсолютної ураноємністю палива. Хоча застосування поглиначів, що вигоряють (як правило, сполук гадолінію або бору) прийшло в стаціонарну атомну енергетику з флоту, їх використання в реакторах АЕС і суднових РУ дещо різниться. Зокрема, для суднових реакторів нетипове включення поглинача, що вигоряє, до складу паливної матриці, а в «наземній» атомній енергетиці це дуже поширена практика.
Крім названих, у більшості випадків універсальних особливостей суднових реакторних установок існує ряд конструктивних відмінностей, специфічних дляокремих типів судів, наприклад, складні засоби мінімізації шумності силової установки (нерідко на шкоду іншим параметрам), абсолютно необхідні для підводних човнів і значно меншою мірою — для надводних суден, військових та цивільних.