Гражданские атомные плавсредства
ТЕКСТ: ИНГАРД ШУЛЬГА
В июне в России спущен на воду корпус самого мощного из когда-либо построенных в мире невоенных атомных судов — нового ледокола «Арктика». После многолетнего регресса гражданского атомного флота в последние годы его развитие активизировалось. Мы предлагаем вашему вниманию обзор истории и перспектив гражданских судов на ядерном ходу
В июне в России спущен на воду корпус самого мощного из когда-либо построенных в мире невоенных атомных судов — нового ледокола «Арктика». После многолетнего регресса гражданского атомного флота в последние годы его развитие активизировалось. Мы предлагаем вашему вниманию обзор истории и перспектив гражданских судов на ядерном ходу
Идея использования ядерных силовых установок на флоте принципиально рассматривалась с первых лет практического освоения атомной энергии, то есть с 1940-х годов. Первые суда на атомном ходу появились в США и СССР в 1950-х годах; в 1959 году в Советском Союзе было принято в эксплуатацию первое в мире надводное судно с ядерной силовой установкой — ледокол «Ленин».
К достоинствам таких установок для флота относится, во‑первых, высочайшая автономность в отношении топлива, несравнимая ни с одним другим источником энергии. Во-вторых, — значительная энерговооруженность и большая свобода выбора режимов движения, не ограниченная соображениями расхода топлива. Особым преимуществом для подводных лодок стала независимость от кислорода и, следовательно, возможность обходиться без частых всплытий на поверхность.
Однако использование атомной энергии на море сопряжено и с некоторыми проблемами, в том числе: высокой стоимостью постройки, обслуживания и ремонта; повышенными требованиями к конструктивным решениям и материалам как в ядерной части, так и вне ее; необходимостью особых мер безопасности, нетипичных для гражданских судов. Кроме того, эксплуатация судов на ядерном ходу требует специальной инфраструктуры, которую нужно создать или заимствовать у военного флота, а также сопряжена с необычно высокими расходами на снятие с эксплуатации и утилизацию.
Для военного флота эти трудности оправданы огромными преимуществами использования атомного привода. При этом расходы со временем отчасти компенсируются более или менее массовым применением этой технологии и наличием уже обустроенной для нее военной инфраструктуры.
Для гражданского флота достоинства атомной энергии в большинстве случаев не перекрывают недостатков, поэтому транспортные реакторные установки вне военной сферы получили ограниченное применение.
К достоинствам таких установок для флота относится, во‑первых, высочайшая автономность в отношении топлива, несравнимая ни с одним другим источником энергии. Во-вторых, — значительная энерговооруженность и большая свобода выбора режимов движения, не ограниченная соображениями расхода топлива. Особым преимуществом для подводных лодок стала независимость от кислорода и, следовательно, возможность обходиться без частых всплытий на поверхность.
Однако использование атомной энергии на море сопряжено и с некоторыми проблемами, в том числе: высокой стоимостью постройки, обслуживания и ремонта; повышенными требованиями к конструктивным решениям и материалам как в ядерной части, так и вне ее; необходимостью особых мер безопасности, нетипичных для гражданских судов. Кроме того, эксплуатация судов на ядерном ходу требует специальной инфраструктуры, которую нужно создать или заимствовать у военного флота, а также сопряжена с необычно высокими расходами на снятие с эксплуатации и утилизацию.
Для военного флота эти трудности оправданы огромными преимуществами использования атомного привода. При этом расходы со временем отчасти компенсируются более или менее массовым применением этой технологии и наличием уже обустроенной для нее военной инфраструктуры.
Для гражданского флота достоинства атомной энергии в большинстве случаев не перекрывают недостатков, поэтому транспортные реакторные установки вне военной сферы получили ограниченное применение.
С 1950-х годов во всем мире было спущено на воду только 13 гражданских атомоходов, тогда как военных подводных и надводных кораблей построено около 270 в Советском Союзе (России), порядка 210 — в США, менее 30 — в Великобритании, около 15 — во Франции, менее 10 — в Китае, один — в Индии.
Бесспорным лидером гражданского судостроения стала Россия (Советский Союз), где было построено 10 таких судов (не считая ныне реализуемых проектов) и имеется опыт их эксплуатации на протяжении почти шести десятилетий, причем преимущественно в экстремальных заполярных условиях, но также и в других климатических зонах, вплоть до тропиков. Следует отметить и развитие специальной обеспечивающей инфраструктуры, приспособленной для нужд гражданского атомного флота, которая была создана фактически только в нашей стране. Помимо России, еще в нескольких государствах были построены гражданские суда, которые реально эксплуатировались не более 8–9 лет, в основном в обычных условиях морей и океанов средних и тропических широт.
МОРСКАЯ СПЕЦИФИКА
Применение атомной энергии на флоте имеет специфические особенности, связанные с условиями эксплуатации. К таким характерным условиям относится, во‑первых, ограниченное пространство для размещения реакторной установки (РУ), ее санитарно-защитной зоны, второго контура, а также необходимость минимизации массы ядерной энергетической установки. Во-вторых, нестабильность в пространстве и постоянные внешние механические нагрузки вследствие качки, наклонов, вибраций, иногда ударов или взрывов, на которые должна быть рассчитана конструкция. Морская реакторная установка регулярно подвергается горизонтальным и вертикальным ускорениям, подчас сравнимым с сильными землетрясениями или превосходящим их. Большинство наземных РУ не испытывают подобных воздействий ни разу за время своей эксплуатации.
В-третьих, это повышенные риски физического повреждения РУ извне в случае крушения судна или разрушения несущих конструкций в условиях обычной эксплуатации (такие случаи были, в том числе в истории гражданского флота — с танкерами и контейнеровозами на органическом топливе). В-четвертых, как правило, внешние источники энергии, ресурсы и оперативная помощь извне недоступны — как в условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. В-пятых, РУ необходимо работать в высокоманевренных режимах. В-шестых, перегрузка топлива с частотой, характерной для стационарных реакторов (раз в 1–2 года или регулярно в процессе работы реактора), нецелесообразна. Наконец, если наземные реакторные установки при малейших отклонениях от штатных условий работы глушатся, то морские РУ иногда должны работать вне штатных режимов, даже при частичном выходе из строя или физическом повреждении элементов силовой установки.
Эти условия — а большинство из них в той или иной мере применимы не только к военным, но и к гражданским судам — определяют особенности технических решений, используемых в морской ядерной энергетике, в частности, тип реакторной установки. Большинство типов «наземных» энергетических РУ для флота не годятся. Выбор сужают, во‑первых, массово-габаритные ограничения, точнее, в первую очередь габаритные, во вторую — массовые. Реакторы с графитовым и тяжеловодным замедлителем при прочих равных условиях более громоздки, чем легководные. Это объясняется прежде всего меньшей замедляющей способностью, большей длиной замедления, а также длиной миграции нейтронов у графита и тяжелой воды по сравнению с водой природного изотопного состава. Так, длина замедления у тяжелой воды и бериллия вдвое, а у графита — втрое больше, чем у легкой воды; длина миграции для бериллия в ~4 раза, тяжелой воды — в ~6 раз, графита — в ~10 раз больше, чем для естественной воды. Эти различия требуют кратного увеличения размеров реактора и затрудняют размещение РУ на тепловых нейтронах с тяжеловодным и тем более графитовым замедлителем в пространствах реакторных отсеков, доступных на большинстве судов; они повышают требования к габаритам и эффективности биологической защиты.
Вода природного изотопного состава также имеет недостатки по сравнению с другими замедлителями, однако они относительно легко преодолеваются хорошо апробированными способами. Так, сравнительно низкий коэффициент замедления компенсируется обогащением топлива (без которого в принципе могут обойтись графитовые и тяжеловодные реакторы, но в условиях флота уран для них все равно пришлось бы обогащать).
Однако легководные РУ тоже не все хорошо подходят для морских условий. В частности, кипящим реакторам противопоказаны периодические наклоны (на флотском языке — крены и дифференты), дестабилизирующие мощность одноконтурной установки. Поэтому на море применяются главным образом реакторы с водой под давлением.
Потенциально еще большей компактностью, чем легководные, обладают реакторы на быстрых и промежуточных нейтронах. Кроме того, они выгодно отличаются от водо-водяных некоторыми другими удобными свойствами, в том числе меньшим давлением в первых контурах, гораздо более высокими параметрами пара в последнем контуре и повышенным КПД. Однако их использование требует ряда сложных, дорогих и менее отработанных технических решений. Поэтому, хотя прецеденты эксплуатации таких реакторов на флоте имеются, они большого распространения не получили. В качестве исключительных примеров можно привести экспериментальный реактор на промежуточных нейтронах с бериллиевым замедлителем и натриевым теплоносителем, использовавшийся в 1957–1958 годах в США на подлодке «Сивулф» (не путать с современным классом одноименных подлодок), а также установленные в 1960–1980-х годах на нескольких советских субмаринах реакторы с такими же спектром нейтронов и замедлителем, но с теплоносителем из эвтектики свинца-висмута. На гражданских атомных судах подобные решения вообще не применялись.
Для судовой атомной энергетики характерен ряд отличительных черт по сравнению со стационарной, обусловленных перечисленными выше особыми условиями эксплуатации. Это преимущественно блочная или интегральная компоновка современных РУ, минимизация трубопроводов, фланцевых соединений, исключение сальниковых уплотнений и тому подобное. При блочной компоновке элементы основного оборудования первого контура соединены непосредственно или короткими трубопроводами сравнительно небольшого диаметра. При интегральной компоновке большая часть оборудования первого контура размещается в едином корпусе, выполняющем функции одновременно корпуса реактора и внутренней защитной оболочки. Такая компоновка требует повышения ресурса ряда видов основного оборудования до сроков службы РУ и самого судна. Есть и такие особенности, как повышенная энергонапряженность активной зоны (прежде всего у российских реакторов), плотные нейтронные потоки и значительная избыточная реактивность.
Применение атомной энергии на флоте имеет специфические особенности, связанные с условиями эксплуатации. К таким характерным условиям относится, во‑первых, ограниченное пространство для размещения реакторной установки (РУ), ее санитарно-защитной зоны, второго контура, а также необходимость минимизации массы ядерной энергетической установки. Во-вторых, нестабильность в пространстве и постоянные внешние механические нагрузки вследствие качки, наклонов, вибраций, иногда ударов или взрывов, на которые должна быть рассчитана конструкция. Морская реакторная установка регулярно подвергается горизонтальным и вертикальным ускорениям, подчас сравнимым с сильными землетрясениями или превосходящим их. Большинство наземных РУ не испытывают подобных воздействий ни разу за время своей эксплуатации.
В-третьих, это повышенные риски физического повреждения РУ извне в случае крушения судна или разрушения несущих конструкций в условиях обычной эксплуатации (такие случаи были, в том числе в истории гражданского флота — с танкерами и контейнеровозами на органическом топливе). В-четвертых, как правило, внешние источники энергии, ресурсы и оперативная помощь извне недоступны — как в условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. В-пятых, РУ необходимо работать в высокоманевренных режимах. В-шестых, перегрузка топлива с частотой, характерной для стационарных реакторов (раз в 1–2 года или регулярно в процессе работы реактора), нецелесообразна. Наконец, если наземные реакторные установки при малейших отклонениях от штатных условий работы глушатся, то морские РУ иногда должны работать вне штатных режимов, даже при частичном выходе из строя или физическом повреждении элементов силовой установки.
Эти условия — а большинство из них в той или иной мере применимы не только к военным, но и к гражданским судам — определяют особенности технических решений, используемых в морской ядерной энергетике, в частности, тип реакторной установки. Большинство типов «наземных» энергетических РУ для флота не годятся. Выбор сужают, во‑первых, массово-габаритные ограничения, точнее, в первую очередь габаритные, во вторую — массовые. Реакторы с графитовым и тяжеловодным замедлителем при прочих равных условиях более громоздки, чем легководные. Это объясняется прежде всего меньшей замедляющей способностью, большей длиной замедления, а также длиной миграции нейтронов у графита и тяжелой воды по сравнению с водой природного изотопного состава. Так, длина замедления у тяжелой воды и бериллия вдвое, а у графита — втрое больше, чем у легкой воды; длина миграции для бериллия в ~4 раза, тяжелой воды — в ~6 раз, графита — в ~10 раз больше, чем для естественной воды. Эти различия требуют кратного увеличения размеров реактора и затрудняют размещение РУ на тепловых нейтронах с тяжеловодным и тем более графитовым замедлителем в пространствах реакторных отсеков, доступных на большинстве судов; они повышают требования к габаритам и эффективности биологической защиты.
Вода природного изотопного состава также имеет недостатки по сравнению с другими замедлителями, однако они относительно легко преодолеваются хорошо апробированными способами. Так, сравнительно низкий коэффициент замедления компенсируется обогащением топлива (без которого в принципе могут обойтись графитовые и тяжеловодные реакторы, но в условиях флота уран для них все равно пришлось бы обогащать).
Однако легководные РУ тоже не все хорошо подходят для морских условий. В частности, кипящим реакторам противопоказаны периодические наклоны (на флотском языке — крены и дифференты), дестабилизирующие мощность одноконтурной установки. Поэтому на море применяются главным образом реакторы с водой под давлением.
Потенциально еще большей компактностью, чем легководные, обладают реакторы на быстрых и промежуточных нейтронах. Кроме того, они выгодно отличаются от водо-водяных некоторыми другими удобными свойствами, в том числе меньшим давлением в первых контурах, гораздо более высокими параметрами пара в последнем контуре и повышенным КПД. Однако их использование требует ряда сложных, дорогих и менее отработанных технических решений. Поэтому, хотя прецеденты эксплуатации таких реакторов на флоте имеются, они большого распространения не получили. В качестве исключительных примеров можно привести экспериментальный реактор на промежуточных нейтронах с бериллиевым замедлителем и натриевым теплоносителем, использовавшийся в 1957–1958 годах в США на подлодке «Сивулф» (не путать с современным классом одноименных подлодок), а также установленные в 1960–1980-х годах на нескольких советских субмаринах реакторы с такими же спектром нейтронов и замедлителем, но с теплоносителем из эвтектики свинца-висмута. На гражданских атомных судах подобные решения вообще не применялись.
Для судовой атомной энергетики характерен ряд отличительных черт по сравнению со стационарной, обусловленных перечисленными выше особыми условиями эксплуатации. Это преимущественно блочная или интегральная компоновка современных РУ, минимизация трубопроводов, фланцевых соединений, исключение сальниковых уплотнений и тому подобное. При блочной компоновке элементы основного оборудования первого контура соединены непосредственно или короткими трубопроводами сравнительно небольшого диаметра. При интегральной компоновке большая часть оборудования первого контура размещается в едином корпусе, выполняющем функции одновременно корпуса реактора и внутренней защитной оболочки. Такая компоновка требует повышения ресурса ряда видов основного оборудования до сроков службы РУ и самого судна. Есть и такие особенности, как повышенная энергонапряженность активной зоны (прежде всего у российских реакторов), плотные нейтронные потоки и значительная избыточная реактивность.
Мурманск. В реакторном отсеке атомного ледокола «Ленин».
Фото Марка Редькина, фотохроника ТАСС
Фото Марка Редькина, фотохроника ТАСС
Кроме того, силовые установки обладают низким КПД (чаще менее 20 %, иногда 20–26 % против характерного диапазона 32–35 % для «наземных» легководных энергоблоков и свыше 40 % — для газоохлаждаемых). Параметры теплоносителя в легководных судовых установках сравнимы с таковыми у реакторов с водой под давлением атомных электростанций, однако показатели рабочего тела в целом ниже. Особенно это касается зарубежных установок для флота, российские же традиционно отличаются несколько более высокими параметрами. Так, у распространенных типов американских и британских военных судовых реакторов температура пара составляет ~240–250 °C, давление — ~2,4 МПа; у легководных РУ российского гражданского флота — ~290–305 °C и 3,1–4,0 МПа; у эксплуатировавшихся на Западе гражданских атомных судов — ~240–270 °C и 3,1–4,0 МПа.
Еще одно отличие — повышенное резервирование оборудования, вплоть до использования двух и более реакторов. При этом на военных судах не исключается возможность работы РУ на пониженной мощности при частичном повреждении элементов основного оборудования, что для стационарной атомной энергетики немыслимо. Повышенное резервирование относится и к неядерной части, в том числе к резервным источникам энергии (дизель-генераторам, котлам, аккумуляторам), поскольку судно не может рассчитывать на внешние источники энергии. В аварийных ситуациях, либо иногда — при заглушенном реакторе в штатных условиях, резервные или аварийные источники должны обеспечить не только расхолаживание РУ, но и всю жизнедеятельность судна. Для стационарной атомной энергетики характерна, наоборот, максимально возможная доступность внешних энергоресурсов.
Необходимо упомянуть и о такой особенности, как использование легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя в большинстве морских РУ, в том числе на всех гражданских судах. При интенсивных режимах работы реактора активизируется циркуляция теплоносителя в первом контуре по сравнению со стационарными РУ. Это обеспечивает более интенсивный теплосъем и выравнивание условий в активной зоне при резких изменениях мощности.
Для судовых установок характерна усиленная, но компактная биологическая защита (при этом у некоторых видов основного оборудования «профильные» для них функции нередко совмещаются с функцией биологической защиты: элементы первого контура компонуются таким образом, чтобы экранировать выход излучения за пределы РУ). Отметим также усиленные механическими средствами регулирования оперативного запаса реактивности и в то же время менее развитое, чем в стационарных энергетических реакторах, жидкостное регулирование: последнее иногда предусмотрено лишь для крайних, аварийных случаев — при маловероятном отказе дублированных механических органов СУЗ.
Кроме того, судовые РУ обладают повышенным запасом прочности, устойчивостью к механическим нагрузкам, ударам, вибрациям, резонансам, в том числе совсем не характерным для стационарных РУ, а также к сильным наклонам и периодическим колебаниям оси в разных плоскостях. В конструкции РУ учтены последствия возможного опрокидывания судна, в том числе на фоне срабатывания полностью обесточенной аварийной защиты, а также риски затопления на непредсказуемые глубины и потери доступа к реактору в случае аварии. В частности, при проектировании реакторов учитывается возможность воздействия на их компоненты морской воды. Некоторые РУ оснащаются средствами, «самостоятельно» минимизирующими радиационное загрязнение окружающей среды в случае затопления судна (например, клапанами, выравнивающими давление в контуре и океане на больших глубинах).
Есть своя специфика и у судового топлива. Для флотских реакторов характерно применение преимущественно металлического топлива, высокое обогащение, длительные топливные циклы, фактическое отсутствие зазора между оболочкой и сердечником твэла, конструктивная устойчивость к накоплению продуктов деления и радиационному распуханию и ряд других особенностей. Топливо с металлической матрицей, применяемое на флоте, обладает большей теплопроводностью по сравнению с наиболее распространенным в стационарной атомной энергетике оксидным, что повышает надежность, безотказность топлива в условиях высокоманевренных режимов работы РУ с большими перепадами температур внутри твэлов.
Характерная черта этого топлива — меньшая ураноемкость в абсолютном выражении: в судовых реакторах используется главным образом дисперсионная композиция урана с другими металлами (уран-алюминий, уран-цирконий, диоксид урана в комбинации с этими и другими металлами), в которых уран составляет меньшую весовую долю, чем в оксидном топливе — ~15–30 % против >85 % в сердечниках твэлов большинства атомных электростанций мира. В то же время удельная доля делящегося материала в судовом топливе, как правило, существенно выше, чем в реакторе АЭС. Применение дисперсионной схемы, подразумевающей вкрапление урансодержащих частиц с тонким покрывающим слоем в металлическую матрицу, позволяет локализовать продукты деления внутри сердечника твэла и минимизировать их выход в окружающую среду при возможном затоплении судна.
К недостаткам металлического топлива относится большее, чем у оксидного, распухание: например, распространенное на флоте уран-циркониевое топливо распухает примерно вдвое больше диоксидного топлива АЭС. Минимизировать последствия распухания позволяет выбор сплавов и конфигурации твэлов: в судовых РУ использовались тепловыделяющие элементы редких для стационарной энергетики поперечных сечений: кольцевые («на суше» подобные сохранились на Билибинской АЭС), пластинчатые (распространены в исследовательских реакторах), многоугольные и другие. В сердечниках твэлов судовых реакторов в качестве материалов матрицы могут использоваться нержавеющая сталь, сплавы циркония, алюминия, бериллия. Оболочки твэлов изготавливают из нержавеющей стали, сплавов циркония (Э110 в России, Zircaloy-2 и Zircaloy-4 в США и другие), хром-никелевых и других.
В судовых реакторах используется, за некоторыми исключениями, высокообогащенный уран: в ряде конструкций обогащение достигает практически оружейного уровня — 93–97 %, как в американских военных судовых реакторах. В сочетании с выгорающими поглотителями это позволяет удлинить межперегрузочные интервалы (точнее, в практике флота — интервалы замены активной зоны целиком) до сроков, сопоставимых с периодичностью заводского ремонта, а в ряде случаев — до продолжительности эксплуатации судна, то есть иногда до десятков лет (до 50 лет в наиболее современных судовых реакторах).
Потребность в повышенном обогащении обусловлена не только необходимостью удлинения топливного цикла, но и небольшой абсолютной ураноемкостью топлива. Хотя применение выгорающих поглотителей (как правило, соединений гадолиния или бора) пришло в стационарную атомную энергетику из флота, их использование в реакторах АЭС и судовых РУ несколько различается. В частности, для судовых реакторов нетипично включение выгорающего поглотителя в состав топливной матрицы, а в «наземной» атомной энергетике это весьма распространенная практика.
Помимо названных, в большинстве случаев универсальных особенностей судовых реакторных установок существует ряд конструктивных отличий, специфичных для отдельных типов судов, например, сложные средства минимизации шумности силовой установки (нередко в ущерб другим параметрам), абсолютно необходимые для подводных лодок и в гораздо меньшей степени — для надводных судов, военных и гражданских.
Еще одно отличие — повышенное резервирование оборудования, вплоть до использования двух и более реакторов. При этом на военных судах не исключается возможность работы РУ на пониженной мощности при частичном повреждении элементов основного оборудования, что для стационарной атомной энергетики немыслимо. Повышенное резервирование относится и к неядерной части, в том числе к резервным источникам энергии (дизель-генераторам, котлам, аккумуляторам), поскольку судно не может рассчитывать на внешние источники энергии. В аварийных ситуациях, либо иногда — при заглушенном реакторе в штатных условиях, резервные или аварийные источники должны обеспечить не только расхолаживание РУ, но и всю жизнедеятельность судна. Для стационарной атомной энергетики характерна, наоборот, максимально возможная доступность внешних энергоресурсов.
Необходимо упомянуть и о такой особенности, как использование легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя в большинстве морских РУ, в том числе на всех гражданских судах. При интенсивных режимах работы реактора активизируется циркуляция теплоносителя в первом контуре по сравнению со стационарными РУ. Это обеспечивает более интенсивный теплосъем и выравнивание условий в активной зоне при резких изменениях мощности.
Для судовых установок характерна усиленная, но компактная биологическая защита (при этом у некоторых видов основного оборудования «профильные» для них функции нередко совмещаются с функцией биологической защиты: элементы первого контура компонуются таким образом, чтобы экранировать выход излучения за пределы РУ). Отметим также усиленные механическими средствами регулирования оперативного запаса реактивности и в то же время менее развитое, чем в стационарных энергетических реакторах, жидкостное регулирование: последнее иногда предусмотрено лишь для крайних, аварийных случаев — при маловероятном отказе дублированных механических органов СУЗ.
Кроме того, судовые РУ обладают повышенным запасом прочности, устойчивостью к механическим нагрузкам, ударам, вибрациям, резонансам, в том числе совсем не характерным для стационарных РУ, а также к сильным наклонам и периодическим колебаниям оси в разных плоскостях. В конструкции РУ учтены последствия возможного опрокидывания судна, в том числе на фоне срабатывания полностью обесточенной аварийной защиты, а также риски затопления на непредсказуемые глубины и потери доступа к реактору в случае аварии. В частности, при проектировании реакторов учитывается возможность воздействия на их компоненты морской воды. Некоторые РУ оснащаются средствами, «самостоятельно» минимизирующими радиационное загрязнение окружающей среды в случае затопления судна (например, клапанами, выравнивающими давление в контуре и океане на больших глубинах).
Есть своя специфика и у судового топлива. Для флотских реакторов характерно применение преимущественно металлического топлива, высокое обогащение, длительные топливные циклы, фактическое отсутствие зазора между оболочкой и сердечником твэла, конструктивная устойчивость к накоплению продуктов деления и радиационному распуханию и ряд других особенностей. Топливо с металлической матрицей, применяемое на флоте, обладает большей теплопроводностью по сравнению с наиболее распространенным в стационарной атомной энергетике оксидным, что повышает надежность, безотказность топлива в условиях высокоманевренных режимов работы РУ с большими перепадами температур внутри твэлов.
Характерная черта этого топлива — меньшая ураноемкость в абсолютном выражении: в судовых реакторах используется главным образом дисперсионная композиция урана с другими металлами (уран-алюминий, уран-цирконий, диоксид урана в комбинации с этими и другими металлами), в которых уран составляет меньшую весовую долю, чем в оксидном топливе — ~15–30 % против >85 % в сердечниках твэлов большинства атомных электростанций мира. В то же время удельная доля делящегося материала в судовом топливе, как правило, существенно выше, чем в реакторе АЭС. Применение дисперсионной схемы, подразумевающей вкрапление урансодержащих частиц с тонким покрывающим слоем в металлическую матрицу, позволяет локализовать продукты деления внутри сердечника твэла и минимизировать их выход в окружающую среду при возможном затоплении судна.
К недостаткам металлического топлива относится большее, чем у оксидного, распухание: например, распространенное на флоте уран-циркониевое топливо распухает примерно вдвое больше диоксидного топлива АЭС. Минимизировать последствия распухания позволяет выбор сплавов и конфигурации твэлов: в судовых РУ использовались тепловыделяющие элементы редких для стационарной энергетики поперечных сечений: кольцевые («на суше» подобные сохранились на Билибинской АЭС), пластинчатые (распространены в исследовательских реакторах), многоугольные и другие. В сердечниках твэлов судовых реакторов в качестве материалов матрицы могут использоваться нержавеющая сталь, сплавы циркония, алюминия, бериллия. Оболочки твэлов изготавливают из нержавеющей стали, сплавов циркония (Э110 в России, Zircaloy-2 и Zircaloy-4 в США и другие), хром-никелевых и других.
В судовых реакторах используется, за некоторыми исключениями, высокообогащенный уран: в ряде конструкций обогащение достигает практически оружейного уровня — 93–97 %, как в американских военных судовых реакторах. В сочетании с выгорающими поглотителями это позволяет удлинить межперегрузочные интервалы (точнее, в практике флота — интервалы замены активной зоны целиком) до сроков, сопоставимых с периодичностью заводского ремонта, а в ряде случаев — до продолжительности эксплуатации судна, то есть иногда до десятков лет (до 50 лет в наиболее современных судовых реакторах).
Потребность в повышенном обогащении обусловлена не только необходимостью удлинения топливного цикла, но и небольшой абсолютной ураноемкостью топлива. Хотя применение выгорающих поглотителей (как правило, соединений гадолиния или бора) пришло в стационарную атомную энергетику из флота, их использование в реакторах АЭС и судовых РУ несколько различается. В частности, для судовых реакторов нетипично включение выгорающего поглотителя в состав топливной матрицы, а в «наземной» атомной энергетике это весьма распространенная практика.
Помимо названных, в большинстве случаев универсальных особенностей судовых реакторных установок существует ряд конструктивных отличий, специфичных для отдельных типов судов, например, сложные средства минимизации шумности силовой установки (нередко в ущерб другим параметрам), абсолютно необходимые для подводных лодок и в гораздо меньшей степени — для надводных судов, военных и гражданских.
На церемонии закладки второго серийного атомного ледокола "Урал" проекта 22220 мощностью 60 МВт на Балтийском заводе. Россия. Санкт-Петербург. 25 июля 2016. Руслан Шамуков/ТАСС
АТОМНЫЕ ЛЕДОКОЛЫ
Не случайно именно в СССР была впервые внедрена атомная тяга на невоенном судне. Появление ядерных технологий открывало перед Советским Союзом возможность решить давнюю проблему продления и расширения навигации по Северному морскому пути (СМП). Эта навигация играла существенную роль в экономике и оборонной сфере. Прежде всего, на полуострове Таймыр находилось крупнейшее предприятие цветной металлургии — Норильский комбинат, производивший значительную часть добываемого в стране никеля, кобальта, металлов платиновой группы, меди и так далее. Норильский промышленный район большую часть года имел только авиационное сообщение с «материком», как называли местные жители «остальную страну».
Вывоз продукции и ввоз всего необходимого для изолированного региона (продовольствия, оборудования, транспортного топлива и прочего) осуществлялись в краткосрочную (несколько месяцев) летнюю навигацию — как по СМП, так и по Енисею. Имевшийся в то время ледокольный флот продлевал эту навигацию незначительно — максимум до трех-четырех месяцев в 1950-е годы по сравнению с одним-двумя в 1930-е годы. Паровые и более современные дизельные ледоколы обладали недостаточной мощностью для преодоления зимних льдов (максимум 10,5 тыс. л. с. в 1950-х годах, до 22–26 тыс. л. с. — с 1960 года), а кроме того, нуждались в регулярной (многократно за сезон) дозаправке в процессе работы, что в холодное время года было невозможно.
В этих условиях в середине 1950-х годов началось строительство атомного ледокола «Ленин», введенного в эксплуатацию в 1959 году. Он стал первым в мире невоенным атомным судном. По мощности (44 тыс. л. с. на валах) он превосходил крупнейшие дизельные ледоколы того времени, но еще большие преимущества имел в ледопроходимости (преодолевал примерно вдвое более мощный лед, чем его предшественники — толщиной 1,7–2 м), а также в степени автономности (мог полгода не заходить в порты и за всю навигацию не «заправляться» топливом).
Основой ядерной энергетической установки судна в первые годы его эксплуатации были три водо-водяных реактора ОК-150 первого поколения (см. Таблицу 1 и справку), спроектированных нижегородским ОКБМ (ныне «ОКБМ Африкантов»), как и все реакторы для российских гражданских судов. Некоторые использованные в проекте технические решения не получили развития на флоте, будучи не вполне удачными для морских условий, хотя отчасти применялись при разработке реакторов ВВЭР атомных электростанций, которые начали строиться в СССР в 1960-х годах (на момент ввода в эксплуатацию ледокола «Ленин» в стране действовали только канальные уран-графитовые и тяжеловодные стационарные реакторы, в основном наработчики оружейных материалов).
Ядерная энергетическая установка «Ленина» могла производить 360 тонн пара в час с температурой порядка 290 °C и давлением около 3,1 МПа. Пар через турбины приводил в действие гребную электроустановку, обеспечивавшую посредством трансмиссии вращение валов. В ледоколах последующих поколений также использовался электропривод во всех режимах движения, что нехарактерно для большинства российских и зарубежных военных атомных судов.
Реакторы ОК-150 проработали на судне до второй половины 1960-х годов. За эти годы проявился ряд их недостатков, проблемы с надежностью: коррозия некоторых материалов под напряжением, периодический выход из строя разного оборудования, течи и тому подобное. К этим проблемам добавилось частичное повреждение реактора, которое произошло в 1967 году.
Не случайно именно в СССР была впервые внедрена атомная тяга на невоенном судне. Появление ядерных технологий открывало перед Советским Союзом возможность решить давнюю проблему продления и расширения навигации по Северному морскому пути (СМП). Эта навигация играла существенную роль в экономике и оборонной сфере. Прежде всего, на полуострове Таймыр находилось крупнейшее предприятие цветной металлургии — Норильский комбинат, производивший значительную часть добываемого в стране никеля, кобальта, металлов платиновой группы, меди и так далее. Норильский промышленный район большую часть года имел только авиационное сообщение с «материком», как называли местные жители «остальную страну».
Вывоз продукции и ввоз всего необходимого для изолированного региона (продовольствия, оборудования, транспортного топлива и прочего) осуществлялись в краткосрочную (несколько месяцев) летнюю навигацию — как по СМП, так и по Енисею. Имевшийся в то время ледокольный флот продлевал эту навигацию незначительно — максимум до трех-четырех месяцев в 1950-е годы по сравнению с одним-двумя в 1930-е годы. Паровые и более современные дизельные ледоколы обладали недостаточной мощностью для преодоления зимних льдов (максимум 10,5 тыс. л. с. в 1950-х годах, до 22–26 тыс. л. с. — с 1960 года), а кроме того, нуждались в регулярной (многократно за сезон) дозаправке в процессе работы, что в холодное время года было невозможно.
В этих условиях в середине 1950-х годов началось строительство атомного ледокола «Ленин», введенного в эксплуатацию в 1959 году. Он стал первым в мире невоенным атомным судном. По мощности (44 тыс. л. с. на валах) он превосходил крупнейшие дизельные ледоколы того времени, но еще большие преимущества имел в ледопроходимости (преодолевал примерно вдвое более мощный лед, чем его предшественники — толщиной 1,7–2 м), а также в степени автономности (мог полгода не заходить в порты и за всю навигацию не «заправляться» топливом).
Основой ядерной энергетической установки судна в первые годы его эксплуатации были три водо-водяных реактора ОК-150 первого поколения (см. Таблицу 1 и справку), спроектированных нижегородским ОКБМ (ныне «ОКБМ Африкантов»), как и все реакторы для российских гражданских судов. Некоторые использованные в проекте технические решения не получили развития на флоте, будучи не вполне удачными для морских условий, хотя отчасти применялись при разработке реакторов ВВЭР атомных электростанций, которые начали строиться в СССР в 1960-х годах (на момент ввода в эксплуатацию ледокола «Ленин» в стране действовали только канальные уран-графитовые и тяжеловодные стационарные реакторы, в основном наработчики оружейных материалов).
Ядерная энергетическая установка «Ленина» могла производить 360 тонн пара в час с температурой порядка 290 °C и давлением около 3,1 МПа. Пар через турбины приводил в действие гребную электроустановку, обеспечивавшую посредством трансмиссии вращение валов. В ледоколах последующих поколений также использовался электропривод во всех режимах движения, что нехарактерно для большинства российских и зарубежных военных атомных судов.
Реакторы ОК-150 проработали на судне до второй половины 1960-х годов. За эти годы проявился ряд их недостатков, проблемы с надежностью: коррозия некоторых материалов под напряжением, периодический выход из строя разного оборудования, течи и тому подобное. К этим проблемам добавилось частичное повреждение реактора, которое произошло в 1967 году.
СПРАВКА
Отличительными чертами реактора ОК-150 мощностью 90 МВт являлись:
• петлевая компоновка (две петли на реактор с тремя циркуляционными насосами: одним аварийным и двумя ГЦН с горизонтальными роторами);
• канальная двухзаходная активная зона, включавшая 219 технологических каналов из циркониевого сплава, расположенных в треугольной решетке с шагом 6,4 см (в каждом канале — 36 твэлов круглого сечения диаметром 6,1 мм);
• использование ядерного топлива из однородного спеченного диоксида урана с начальным обогащением всего 5–7 %;
• наличие заполненного гелием зазора между оболочкой и сердечником твэла (этот принцип затем «перекочевал» в активные зоны АЭС). Материал оболочек — сплав циркония с ниобием, хотя на этом реакторе применялись и оболочки из нержавеющей стали;
• использование выгорающего поглотителя (бора) в отдельных стержнях;
• нежесткое крепление твэлов в дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок круглого сечения (решение отнюдь не очевидное: на ряде американских реакторов того времени твэлы приваривались к решеткам);
• паровая компенсация давления.
• петлевая компоновка (две петли на реактор с тремя циркуляционными насосами: одним аварийным и двумя ГЦН с горизонтальными роторами);
• канальная двухзаходная активная зона, включавшая 219 технологических каналов из циркониевого сплава, расположенных в треугольной решетке с шагом 6,4 см (в каждом канале — 36 твэлов круглого сечения диаметром 6,1 мм);
• использование ядерного топлива из однородного спеченного диоксида урана с начальным обогащением всего 5–7 %;
• наличие заполненного гелием зазора между оболочкой и сердечником твэла (этот принцип затем «перекочевал» в активные зоны АЭС). Материал оболочек — сплав циркония с ниобием, хотя на этом реакторе применялись и оболочки из нержавеющей стали;
• использование выгорающего поглотителя (бора) в отдельных стержнях;
• нежесткое крепление твэлов в дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок круглого сечения (решение отнюдь не очевидное: на ряде американских реакторов того времени твэлы приваривались к решеткам);
• паровая компенсация давления.
В итоге было решено заменить реакторы ОК-150 на конструкцию, созданную с учетом выявленных недостатков. Замена была произведена в 1970 году. Новая РУ включала два реактора новой модели ОК-900 (см. Таблицу 1 и справку) вместо трех прежних.
Одним из важных нововведений стало изменение схемы циркуляции в контурах на обратную: теплоноситель первого контура стал подаваться в межтрубное пространство парогенератора, а по трубам была пущена вода второго контура. Такая схема, применявшаяся в дальнейшем на других флотских РУ, упрощала борьбу с протечками теплоносителя и позволяла снизить их вероятность за счет замены растягивающих напряжений в трубах ПГ на сжимающие. В то же время она предъявляла дополнительные требования к корпусам парогенераторов, которые, впрочем, в условиях более интенсивных нагрузок на судовые РУ было технически легче удовлетворить, чем добиться надежности разветвленной трубной системы. Была произведена замена ряда материалов на сплавы, более устойчивые к коррозии под напряжением. Значительно возросла ремонтопригодность реакторной установки, составлявшая серьезную проблему прежнего реактора. Это обеспечивалось изменением компоновки некоторых узлов (повышением их доступности), применением съемных элементов биологической защиты и так далее.
Появление в Арктике нового атомного ледокола, наряду с постройкой в дальнейшем мощнейших дизельных ледоколов, способствовало расширению навигации по Северному морскому пути в течение 1960-х годов приблизительно в четыре раза и увеличению производства важнейших для советской экономики металлов: помимо более регулярных поставок готовой продукции Норильского комбината, была налажена ритмичная перевозка получаемого на Таймыре рудного концентрата на Кольский полуостров, что обеспечило загрузку созданных здесь мощностей производства цветных металлов, дополнявших норильские (комбинат «Североникель» в Мончегорске). Развитие СМП способствовало улучшению сообщения не только с низовьями Енисея, но и с другими северными районами страны, где располагались поселки и военные базы, месторождения полезных ископаемых.
Таким образом, опыт ледокола «Ленин» себя оправдал, и в 1970-х годах началось расширение атомного ледокольного флота (см. «Хронологию развития гражданского атомного судостроения»). Были приняты в эксплуатацию ледоколы «Арктика», ставший головным судном нового класса океанских, линейных ледоколов, затем «Сибирь». А в 1980–1990-х годах флот пополнили ледоколы «Россия», «Советский Союз» и «Ямал». Последний ледокол этой серии — «50 лет Победы» — был после затянувшейся достройки принят в эксплуатацию в 2007 году. В то же время в 1989–1990 годах приступили к работе ледоколы с ограниченной осадкой типа «река-море» — «Таймыр» и «Вайгач». Эти суда делают проводки в низовьях крупных сибирских рек, в которые линейные ледоколы не способны зайти либо в которых они не могут маневрировать, несмотря на проведенные кое-где дноуглубительные работы. По мощности и ледопроходимости эти суда близки к ледоколу «Ленин». В отличие от океанских ледоколов, построенных на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге (ныне ООО «Балтийский завод — Судостроение», принадлежащее Объединенной судостроительной корпорации), эти два судна построены в Финляндии, на верфи компании Wartsila, однако оснащены российскими ядерными энергетическими установками КЛТ-40М.
Одним из важных нововведений стало изменение схемы циркуляции в контурах на обратную: теплоноситель первого контура стал подаваться в межтрубное пространство парогенератора, а по трубам была пущена вода второго контура. Такая схема, применявшаяся в дальнейшем на других флотских РУ, упрощала борьбу с протечками теплоносителя и позволяла снизить их вероятность за счет замены растягивающих напряжений в трубах ПГ на сжимающие. В то же время она предъявляла дополнительные требования к корпусам парогенераторов, которые, впрочем, в условиях более интенсивных нагрузок на судовые РУ было технически легче удовлетворить, чем добиться надежности разветвленной трубной системы. Была произведена замена ряда материалов на сплавы, более устойчивые к коррозии под напряжением. Значительно возросла ремонтопригодность реакторной установки, составлявшая серьезную проблему прежнего реактора. Это обеспечивалось изменением компоновки некоторых узлов (повышением их доступности), применением съемных элементов биологической защиты и так далее.
Появление в Арктике нового атомного ледокола, наряду с постройкой в дальнейшем мощнейших дизельных ледоколов, способствовало расширению навигации по Северному морскому пути в течение 1960-х годов приблизительно в четыре раза и увеличению производства важнейших для советской экономики металлов: помимо более регулярных поставок готовой продукции Норильского комбината, была налажена ритмичная перевозка получаемого на Таймыре рудного концентрата на Кольский полуостров, что обеспечило загрузку созданных здесь мощностей производства цветных металлов, дополнявших норильские (комбинат «Североникель» в Мончегорске). Развитие СМП способствовало улучшению сообщения не только с низовьями Енисея, но и с другими северными районами страны, где располагались поселки и военные базы, месторождения полезных ископаемых.
Таким образом, опыт ледокола «Ленин» себя оправдал, и в 1970-х годах началось расширение атомного ледокольного флота (см. «Хронологию развития гражданского атомного судостроения»). Были приняты в эксплуатацию ледоколы «Арктика», ставший головным судном нового класса океанских, линейных ледоколов, затем «Сибирь». А в 1980–1990-х годах флот пополнили ледоколы «Россия», «Советский Союз» и «Ямал». Последний ледокол этой серии — «50 лет Победы» — был после затянувшейся достройки принят в эксплуатацию в 2007 году. В то же время в 1989–1990 годах приступили к работе ледоколы с ограниченной осадкой типа «река-море» — «Таймыр» и «Вайгач». Эти суда делают проводки в низовьях крупных сибирских рек, в которые линейные ледоколы не способны зайти либо в которых они не могут маневрировать, несмотря на проведенные кое-где дноуглубительные работы. По мощности и ледопроходимости эти суда близки к ледоколу «Ленин». В отличие от океанских ледоколов, построенных на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге (ныне ООО «Балтийский завод — Судостроение», принадлежащее Объединенной судостроительной корпорации), эти два судна построены в Финляндии, на верфи компании Wartsila, однако оснащены российскими ядерными энергетическими установками КЛТ-40М.
ОТ ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ КО ВТОРОМУ
Основными конструктивными отличиями нового -ОК-900 от ОК-150 стали:
• переход к блочной компоновке основного оборудования, предполагающей соединение его элементов короткими трубопроводами с использованием принципа «труба в трубе»;
• отказ от двухзаходной схемы циркуляции теплоносителя в активной зоне: начиная с ОК-900, в ледокольных реакторах применялась однозаходная схема;
• размещение входных и выходных патрубков в верхней части корпуса реактора с целью предотвратить оголение ТВС при разрыве трубопровода первого контура;
• увеличение числа петель первого контура до четырех, с размещением по одному двухскоростному главному циркуляционному насосу на каждую петлю;
• применение газовой компенсации давления.
• переход к блочной компоновке основного оборудования, предполагающей соединение его элементов короткими трубопроводами с использованием принципа «труба в трубе»;
• отказ от двухзаходной схемы циркуляции теплоносителя в активной зоне: начиная с ОК-900, в ледокольных реакторах применялась однозаходная схема;
• размещение входных и выходных патрубков в верхней части корпуса реактора с целью предотвратить оголение ТВС при разрыве трубопровода первого контура;
• увеличение числа петель первого контура до четырех, с размещением по одному двухскоростному главному циркуляционному насосу на каждую петлю;
• применение газовой компенсации давления.
Ледоколы серии «Арктика» стали оснащаться двумя реакторами ОК-900А (см. Таблицу 1), которые представляют собой усовершенствованный, несколько более мощный (на 8 %) вариант замещающей РУ ОК-900. Помимо упомянутых нововведений, эта конструкция имеет еще ряд отличительных черт. Будучи почти вдвое мощнее ОК-150 (171 МВт против 90 МВт), реактор второго поколения имеет иную размерность активной зоны (~1 м в высоту и около 1,2 м в диаметре по сравнению с высотой ~1,6 и диаметром ~1 м для ОК-150). Шаг решетки каналов увеличен (начиная с ОК-900) с 6,4 см до 7,2 см. Канал содержит пучок из 54 твэлов, диаметр которых уменьшен с 6,1 мм до 5,8 мм.
При этом масса загружаемого урана уменьшилась в несколько раз (с ~1700–2000 кг до ~340–510 кг), однако вес делящегося изотопа увеличился в 1,5–2 раза благодаря возросшему на порядок среднему уровню обогащения — ~40 % в первые годы работы новых реакторов и значительно выше — в дальнейшем. Вместо твэлов с таблетками из однородного диоксида урана стало использоваться дисперсионное топливо с алюминиевой матрицей. Материал оболочки — нержавеющая сталь. Паропроизводительность двухреакторной установки возросла на треть (до 480 т/ч). Блочная компоновка и уменьшение числа реакторов позволили сделать компактнее всю РУ. При более эффективной трансмиссии, снижении потерь и расходов на собственные нужды ядерная энергоустановка ледоколов типа «Арктика» увеличила мощность на валах на 70 % по сравнению с ледоколом «Ленин» в первые годы его эксплуатации.
По мере строительства ледоколов нового класса реакторная установка совершенствовалась. В результате появились судовые РУ с реакторами третьего поколения КЛТ-40 и КЛТ-40М. Они сохранили многие черты ОК-900А: число рабочих каналов (241) в треугольной решетке, блочную компоновку с четырьмя петлями, по одному парогенератору и центральному насосу первого контура в каждой. В то же время в них стало использоваться уран-циркониевое топливо с меньшим количеством (порядка 170 кг) урана, но гораздо более высоким обогащением (89 % и выше), что в принципе позволяет продлить топливный цикл на срок свыше 10 лет, тогда как РУ линейных ледоколов типа «Арктика» требуют замены топлива раз в несколько лет (до 5–6 лет), в зависимости от режимов работы.
Мощность КЛТ-40 на 21 % ниже (135 МВт), паропроизводительность на 10 % меньше, чем у ОК-900А, однако модернизированная версия этой конструкции КЛТ-40М не уступает по этим показателям реакторам океанских ледоколов.
При этом масса загружаемого урана уменьшилась в несколько раз (с ~1700–2000 кг до ~340–510 кг), однако вес делящегося изотопа увеличился в 1,5–2 раза благодаря возросшему на порядок среднему уровню обогащения — ~40 % в первые годы работы новых реакторов и значительно выше — в дальнейшем. Вместо твэлов с таблетками из однородного диоксида урана стало использоваться дисперсионное топливо с алюминиевой матрицей. Материал оболочки — нержавеющая сталь. Паропроизводительность двухреакторной установки возросла на треть (до 480 т/ч). Блочная компоновка и уменьшение числа реакторов позволили сделать компактнее всю РУ. При более эффективной трансмиссии, снижении потерь и расходов на собственные нужды ядерная энергоустановка ледоколов типа «Арктика» увеличила мощность на валах на 70 % по сравнению с ледоколом «Ленин» в первые годы его эксплуатации.
По мере строительства ледоколов нового класса реакторная установка совершенствовалась. В результате появились судовые РУ с реакторами третьего поколения КЛТ-40 и КЛТ-40М. Они сохранили многие черты ОК-900А: число рабочих каналов (241) в треугольной решетке, блочную компоновку с четырьмя петлями, по одному парогенератору и центральному насосу первого контура в каждой. В то же время в них стало использоваться уран-циркониевое топливо с меньшим количеством (порядка 170 кг) урана, но гораздо более высоким обогащением (89 % и выше), что в принципе позволяет продлить топливный цикл на срок свыше 10 лет, тогда как РУ линейных ледоколов типа «Арктика» требуют замены топлива раз в несколько лет (до 5–6 лет), в зависимости от режимов работы.
Мощность КЛТ-40 на 21 % ниже (135 МВт), паропроизводительность на 10 % меньше, чем у ОК-900А, однако модернизированная версия этой конструкции КЛТ-40М не уступает по этим показателям реакторам океанских ледоколов.
ТАБЛИЦА. 1 ХАРАКТЕРИСТИКИ ВСЕХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК, ПРИМЕНЯВШИХСЯ НА ГРАЖДАНСКИХ СУДАХ
Реакторы типа КЛТ (см. Таблицу) были установлены на трех гражданских судах, принятых в эксплуатацию в 1988–1990 годах: КЛТ-40 — на грузовом судне «Севморпуть»; КЛТ-40М — на ледоколах с ограниченной осадкой «Таймыр» и «Вайгач». В отличие от реакторов ОК-900 и ОК-900А, которые устанавливались на океанские ледоколы парно, КЛТ-40 и КЛТ-40М ставятся по одному на судно. На базе этих моделей также создана двухреакторная установка КЛТ-40С мощностью 300 МВт с кассетной активной зоной, которая использует топливо среднего обогащения (менее 20 %) и предназначена для оснащения плавучих (не самоходных) атомных теплоэлектроцентралей. Первая из них в настоящее время строится.
К началу 1990-х годов Россия уже имела целый ледокольный флот. С появлением ледоколов второго поколения навигация в западной Арктике стала круглогодичной, а транзитный проход через весь Северный морской путь и плавание в восточной Арктике стали возможны в течение примерно полугода.
Однако к началу нынешнего столетия первоначальный ресурс нескольких ледоколов был исчерпан, а строительство новых замедлилось. Эксплуатация ледокола «Ленин» прекратилась еще в ноябре 1989 года. В середине 2000-х «сошли с дистанции» два первых судна серии — «Арктика» и «Сибирь», спустя десятилетие в отстой был помещен ледокол «Россия», а через несколько лет — «Советский Союз» (см. «Хронологию…»). На смену им за последние более чем два десятилетия был принят в эксплуатацию лишь один новый ледокол — «50 лет Победы».
Однако проблема «таяния» ледокольного флота некоторое время сглаживалась сильным снижением грузооборота в российской Арктике. К концу 1990-х годов перевозки достигли минимума в 1,5 млн тонн, то есть упали в четыре-пять раз по сравнению с пиковыми значениями 1980-х годов. Затем грузооборот стал постепенно восстанавливаться, но до прежних объемов было все еще далеко. Так, к 2015 году он достиг 4 млн тонн, то есть приблизился к уровню начала 1970-х годов, когда в строю был только один атомный ледокол «Ленин». ФГУП «Атомфлот» — дочерняя структура Росатома, управляющая ледокольным флотом, — рассчитывал, что уже в нынешнем году грузооборот удвоится. Эти расчеты были связаны в первую очередь с освоением месторождений углеводородов в Заполярье, в частности, с крупнейшим проектом «Ямал-СПГ». Однако в рамках этого проекта сроки пуска завода по сжижению газа откладываются как минимум до 2017 года, что замедляет и темпы увеличения грузопотоков в Арктике.
На фоне провала спроса и его медленного последующего восстановления наименее востребованным оказался транзитный маршрут через весь Северный морской путь; наибольшая потребность сохранялась на проводки в Западной Арктике, где наряду с океанскими ледоколами нужны мелкосидящие. Такая ситуация предопределила стратегию дальнейшего развития ледокольного флота: сохранение части наиболее новых линейных ледоколов и обоих мелкосидящих, в то же время строительство замещающих судов универсального типа, способных заменить оба вида ледоколов, осуществляя проводки как в океане, так и в низовьях рек.
К началу 1990-х годов Россия уже имела целый ледокольный флот. С появлением ледоколов второго поколения навигация в западной Арктике стала круглогодичной, а транзитный проход через весь Северный морской путь и плавание в восточной Арктике стали возможны в течение примерно полугода.
Однако к началу нынешнего столетия первоначальный ресурс нескольких ледоколов был исчерпан, а строительство новых замедлилось. Эксплуатация ледокола «Ленин» прекратилась еще в ноябре 1989 года. В середине 2000-х «сошли с дистанции» два первых судна серии — «Арктика» и «Сибирь», спустя десятилетие в отстой был помещен ледокол «Россия», а через несколько лет — «Советский Союз» (см. «Хронологию…»). На смену им за последние более чем два десятилетия был принят в эксплуатацию лишь один новый ледокол — «50 лет Победы».
Однако проблема «таяния» ледокольного флота некоторое время сглаживалась сильным снижением грузооборота в российской Арктике. К концу 1990-х годов перевозки достигли минимума в 1,5 млн тонн, то есть упали в четыре-пять раз по сравнению с пиковыми значениями 1980-х годов. Затем грузооборот стал постепенно восстанавливаться, но до прежних объемов было все еще далеко. Так, к 2015 году он достиг 4 млн тонн, то есть приблизился к уровню начала 1970-х годов, когда в строю был только один атомный ледокол «Ленин». ФГУП «Атомфлот» — дочерняя структура Росатома, управляющая ледокольным флотом, — рассчитывал, что уже в нынешнем году грузооборот удвоится. Эти расчеты были связаны в первую очередь с освоением месторождений углеводородов в Заполярье, в частности, с крупнейшим проектом «Ямал-СПГ». Однако в рамках этого проекта сроки пуска завода по сжижению газа откладываются как минимум до 2017 года, что замедляет и темпы увеличения грузопотоков в Арктике.
На фоне провала спроса и его медленного последующего восстановления наименее востребованным оказался транзитный маршрут через весь Северный морской путь; наибольшая потребность сохранялась на проводки в Западной Арктике, где наряду с океанскими ледоколами нужны мелкосидящие. Такая ситуация предопределила стратегию дальнейшего развития ледокольного флота: сохранение части наиболее новых линейных ледоколов и обоих мелкосидящих, в то же время строительство замещающих судов универсального типа, способных заменить оба вида ледоколов, осуществляя проводки как в океане, так и в низовьях рек.
ТАБЛИЦА 2. ХАРАКТЕРИСТИКИ АТОМНЫХ ЛЕДОКОЛОВ
Это потребовало, во‑первых, продления срока службы части действующих судов, которые должны остаться в строю по крайней мере до пополнения флота несколькими двухосадочными ледоколами. Такой пролонгации способствовала, как считается, чрезмерно консервативная первоначальная оценка ресурса атомных ледоколов. Так, назначенный срок службы реакторов ОК-150 и ОК-900 составлял 25–30 тыс. часов, что соответствовало шести-семи годам эксплуатации. На деле первая установка оправдала консервативный прогноз (с учетом поломок и простоев), а вторая отслужила около 20 лет.
Исходя из фактического опыта эксплуатации, назначенный ресурс для нее был поэтапно продлен до 100 тыс. часов, или 26 лет, и это стало стандартом для созданных на ее базе ядерных энергоустановок с реакторами ОК-900А и их производных — КЛТ-40 и КЛТ-40М. Срок службы самих судов подтягивался к ресурсу ЯЭУ. Во второй половине прошлого десятилетия оставшиеся в работе ледоколы исчерпали ресурс в 100 тыс. часов (кроме, разумеется, нового «50 лет Победы»), и он был увеличен до 150–175 тыс. часов, что соответствовало 30–34 годам службы. Планируется дальнейшее увеличение этих сроков для некоторых оставшихся ледоколов до 200 тыс. часов, или приблизительно 36 лет службы.
В рамках второй задачи — создания универсальных ледоколов — были разработаны ЦКБ «Айсберг» и строятся ледоколы ЛК-60Я (проект 22220). Это судно способно изменять осадку с 10,5 м до 8,55–8,7 м, что позволяет ему осуществлять проводки как в океане (при первом значении осадки), так и в устьях таких рек, как Енисей или Обь. Повышение осадки осуществляется за счет набора до 8 тыс. тонн воды в специальную балластную систему. Ледопроходимость в режиме максимальной осадки при непрерывном движении по сплошному льду составляет в стандартных условиях до 2,8 м, в режиме с мелкой осадкой — до 2,1 м.
Ледокол имеет полное водоизмещение 25,54 тыс. тонн при минимальной осадке и 33,54 тыс. тонн — при максимальной. Его ширина 33–34 м (меньшая цифра — по конструктивной ватерлинии) — на несколько метров больше, чем у предшественников (см. Таблицу 2), что позволяет ему проводить более крупнотоннажные суда (сегодняшние ледоколы могут проводить суда водоизмещением примерно до 70 тыс. тонн, что гораздо меньше, чем у современных крупных танкеров). Назначенный срок службы новых ледоколов составит 40 лет.
Ледоколы проекта 22220 оснащаются новой ядерной энергетической установкой с двумя реакторами РИТМ-200 мощностью 175 МВт и паропроизводительностью около 250 т/ч каждый, которая обеспечивает суммарную мощность на валах трех винтов судна около 82 тыс. л. с., то есть на ~9 % больше, чем у ледоколов предшествующих серий. РИТМ-200 — установка следующего поколения, она отличается от предшественников прежде всего интегральной компоновкой, при которой четыре парогенератора с прямыми трубами объединены в одном корпусе с активной зоной, а такое же число ГЦН с частотным регулированием присоединено к корпусу короткими патрубками на холодной нитке первого контура. Используется газовая компенсация давления, вынесенная за пределы моноблока и компактно размещенная рядом с реактором.
Благодаря интегральной компоновке, почти 1/3 номинальной мощности достигается на естественной циркуляции. Температура пара на выходе составляет 295 °C, давление — 3,8 МПа. Реакторная установка получилась заметно компактнее и легче ОК-900А, но объем активной зоны больше, чем у предшественника. При этом РУ размещается в отдельном контейнментe размером 6×6×15,5 метров. В активной зоне кассетного типа со 199 тепловыделяющими сборками применяется металлокерамическое топливо обогащением до 20 %. Интервалы между перегрузками для серийного реактора составят около 7 лет.
Головной ледокол этого класса, как преемник выведенного из эксплуатации судна получивший название «Арктика», был заложен 5 ноября 2013 года. Второй, он же первый серийный ледокол под названием «Сибирь» — реинкарнация ледокола поколения 1970-х годов — заложен 26 мая 2015 года. Реализация первого проекта находится в продвинутой стадии: 16 июня 2016 года на Балтийском заводе спущен на воду корпус ледокола, вес которого составляет более половины веса готового судна. Теперь его предстоит достраивать на воде и начинять оборудованием. Оба реактора для ледокола были изготовлены и поставлены в мае-июне текущего года.
Реакторы для второго ледокола планируется поставить в конце 2017 года, для третьего (который, как предполагается, будет называться «Урал») — в конце 2018 года. Росатом пока придерживается прежних сроков строительства, несмотря на сокращение госбюджетной части финансирования проекта в 2015–2016 годах. Строительство головного судна планируется завершить к декабрю 2017 года.
Исходя из фактического опыта эксплуатации, назначенный ресурс для нее был поэтапно продлен до 100 тыс. часов, или 26 лет, и это стало стандартом для созданных на ее базе ядерных энергоустановок с реакторами ОК-900А и их производных — КЛТ-40 и КЛТ-40М. Срок службы самих судов подтягивался к ресурсу ЯЭУ. Во второй половине прошлого десятилетия оставшиеся в работе ледоколы исчерпали ресурс в 100 тыс. часов (кроме, разумеется, нового «50 лет Победы»), и он был увеличен до 150–175 тыс. часов, что соответствовало 30–34 годам службы. Планируется дальнейшее увеличение этих сроков для некоторых оставшихся ледоколов до 200 тыс. часов, или приблизительно 36 лет службы.
В рамках второй задачи — создания универсальных ледоколов — были разработаны ЦКБ «Айсберг» и строятся ледоколы ЛК-60Я (проект 22220). Это судно способно изменять осадку с 10,5 м до 8,55–8,7 м, что позволяет ему осуществлять проводки как в океане (при первом значении осадки), так и в устьях таких рек, как Енисей или Обь. Повышение осадки осуществляется за счет набора до 8 тыс. тонн воды в специальную балластную систему. Ледопроходимость в режиме максимальной осадки при непрерывном движении по сплошному льду составляет в стандартных условиях до 2,8 м, в режиме с мелкой осадкой — до 2,1 м.
Ледокол имеет полное водоизмещение 25,54 тыс. тонн при минимальной осадке и 33,54 тыс. тонн — при максимальной. Его ширина 33–34 м (меньшая цифра — по конструктивной ватерлинии) — на несколько метров больше, чем у предшественников (см. Таблицу 2), что позволяет ему проводить более крупнотоннажные суда (сегодняшние ледоколы могут проводить суда водоизмещением примерно до 70 тыс. тонн, что гораздо меньше, чем у современных крупных танкеров). Назначенный срок службы новых ледоколов составит 40 лет.
Ледоколы проекта 22220 оснащаются новой ядерной энергетической установкой с двумя реакторами РИТМ-200 мощностью 175 МВт и паропроизводительностью около 250 т/ч каждый, которая обеспечивает суммарную мощность на валах трех винтов судна около 82 тыс. л. с., то есть на ~9 % больше, чем у ледоколов предшествующих серий. РИТМ-200 — установка следующего поколения, она отличается от предшественников прежде всего интегральной компоновкой, при которой четыре парогенератора с прямыми трубами объединены в одном корпусе с активной зоной, а такое же число ГЦН с частотным регулированием присоединено к корпусу короткими патрубками на холодной нитке первого контура. Используется газовая компенсация давления, вынесенная за пределы моноблока и компактно размещенная рядом с реактором.
Благодаря интегральной компоновке, почти 1/3 номинальной мощности достигается на естественной циркуляции. Температура пара на выходе составляет 295 °C, давление — 3,8 МПа. Реакторная установка получилась заметно компактнее и легче ОК-900А, но объем активной зоны больше, чем у предшественника. При этом РУ размещается в отдельном контейнментe размером 6×6×15,5 метров. В активной зоне кассетного типа со 199 тепловыделяющими сборками применяется металлокерамическое топливо обогащением до 20 %. Интервалы между перегрузками для серийного реактора составят около 7 лет.
Головной ледокол этого класса, как преемник выведенного из эксплуатации судна получивший название «Арктика», был заложен 5 ноября 2013 года. Второй, он же первый серийный ледокол под названием «Сибирь» — реинкарнация ледокола поколения 1970-х годов — заложен 26 мая 2015 года. Реализация первого проекта находится в продвинутой стадии: 16 июня 2016 года на Балтийском заводе спущен на воду корпус ледокола, вес которого составляет более половины веса готового судна. Теперь его предстоит достраивать на воде и начинять оборудованием. Оба реактора для ледокола были изготовлены и поставлены в мае-июне текущего года.
Реакторы для второго ледокола планируется поставить в конце 2017 года, для третьего (который, как предполагается, будет называться «Урал») — в конце 2018 года. Росатом пока придерживается прежних сроков строительства, несмотря на сокращение госбюджетной части финансирования проекта в 2015–2016 годах. Строительство головного судна планируется завершить к декабрю 2017 года.
Транспортировка реактора
РИТМ - 200
РИТМ - 200
Таким образом, строительство новых ледоколов синхронизировано, в частности, с ожидаемым пуском новых проектов освоения углеводородов в Арктике. Ледопроходимость строящихся судов позволит уверенно поддерживать круглогодичную навигацию в Западной Арктике и осуществлять возрастающие объемы проводки транспортных судов между европейской частью страны, Ямалом, Норильским промышленным районом и другими регионами. Причем это может осуществляться без передачи эстафеты между ледоколами разного типа, как происходит ныне в Карском море. В то же время сквозная навигация по всему Северному морскому пути может быть продлена примерно до девяти месяцев.
Чтобы обеспечить возможность круглогодичного транзита по СМП и получить возможность проводить по нему еще более крупнотоннажные суда (что зависит, в частности, от ширины ледокола), Росатом предполагает создать ледокольные суда большей мощности, способные преодолевать льды толщиной около четырех метров. Ледокол проекта 10510 под условным названием «Лидер», как предполагается, будет иметь вдвое большее водоизмещение и в два раза большую мощность на валах (150 тыс. л. с.), чем действующие сегодня океанские ледоколы. Он будет оснащен двумя реакторами РИТМ-400 производительностью 315 МВт каждый. ОКБМ предстоит разработать технический проект реактора.
Судно сможет двигаться по двухметровому льду со скоростью до 10 узлов. Подобные качества «Лидера» позволят не только расширить географию проводок в холодный период года, но и повысить их темп до экономически приемлемого уровня. Ведь хотя Северный морской путь короче некоторых рейсов через Суэцкий канал, в холодное время он сильно проигрывает южному маршруту в скорости и точности сроков транспортировки. Разработка проекта только начинается, хотя такие планы обсуждались еще в 2000-х годах: тогда «Атомфлот» предполагал разработать проект судна до начала нынешнего десятилетия, а к сегодняшнему дню уже принять его в эксплуатацию.
Чтобы обеспечить возможность круглогодичного транзита по СМП и получить возможность проводить по нему еще более крупнотоннажные суда (что зависит, в частности, от ширины ледокола), Росатом предполагает создать ледокольные суда большей мощности, способные преодолевать льды толщиной около четырех метров. Ледокол проекта 10510 под условным названием «Лидер», как предполагается, будет иметь вдвое большее водоизмещение и в два раза большую мощность на валах (150 тыс. л. с.), чем действующие сегодня океанские ледоколы. Он будет оснащен двумя реакторами РИТМ-400 производительностью 315 МВт каждый. ОКБМ предстоит разработать технический проект реактора.
Судно сможет двигаться по двухметровому льду со скоростью до 10 узлов. Подобные качества «Лидера» позволят не только расширить географию проводок в холодный период года, но и повысить их темп до экономически приемлемого уровня. Ведь хотя Северный морской путь короче некоторых рейсов через Суэцкий канал, в холодное время он сильно проигрывает южному маршруту в скорости и точности сроков транспортировки. Разработка проекта только начинается, хотя такие планы обсуждались еще в 2000-х годах: тогда «Атомфлот» предполагал разработать проект судна до начала нынешнего десятилетия, а к сегодняшнему дню уже принять его в эксплуатацию.
ТАБЛИЦА 4. ХРОНОЛОГИЯ РАЗВИТИЯ ГРАЖДАНСКОГО АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ
ТРАНСПОРТНЫЕ СУДА
Кроме специализированных ледоколов, строились и транспортные суда на ядерном ходу — в единичных экземплярах и только в нескольких странах: США, Германии, Японии, Советском Союзе. Хотя в некоторых других государствах подобные проекты тоже рассматривались (например, во Франции, Великобритании, Швеции, Норвегии), они окончились ничем. К реализованным проектам относятся американское грузопассажирское судно «Саванна», немецкий сухогруз «Отто Ганн», японское исследовательское судно «Муцу», российский лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть».
Исторически первым из них была «Саванна», заложенная на верфи в 1958 году и принятая в эксплуатацию в мае 1962 года. Она получила название от американского парохода, который в 1819 году впервые пересек Атлантический океан на паровой тяге. Судно стоимостью $50 млн в тогдашних ценах было построено по совместному заказу министерства торговли и Комиссии по атомной энергии США и задумывалось Вашингтоном как демонстрация возможностей мирного использования атома, наряду с пущенной в 1958 году АЭС «Шипингпорт». Оба объекта проектировались в конце 1950-х годов, после знаменитой речи президента США Дуайта Эйзенхауэра в 1953 году в ООН, призвавшего к развитию мирной атомной энергетики. Строительство и эксплуатация «Саванны» субсидировались правительством США и преподносились как чудо судостроения, способное пройти на одной заправке более полумиллиона километров. «Саванна» эксплуатировалась около восьми лет, посетила за это время десятки портов по всему миру, преодолев расстояние в 20 земных экваторов.
С 1965 года началась коммерческая эксплуатация судна. При команде в 110 человек, включая обслуживающий персонал ядерной энергоустановки, оно имело комфортабельную пассажирскую зону с бассейном, кинотеатром, рестораном и каютами на 60 пассажиров, но в то же время и грузовые трюмы на 9,3 тыс. тонн груза. Пассажирские палубы располагались ближе к реактору, чем большая часть груза. Впрочем, поскольку судну придавалось важное пропагандистское значение, вопросам безопасности уделялось демонстративно большое внимание. В частности, реакторная установка была помещена в герметичный защитный контейнмент, внутренний слой которого представлял собой оболочку из углеродистой стали толщиной 6 см в форме эллипсоида с малым радиусом 11 метров и большим — 15 метров и был рассчитан на внутреннее давление 1,3 МПа. Внутренняя оболочка была окружена толстыми слоями из предварительно напряженного бетона, свинца и полиэтилена. Суммарная толщина слоев местами превышала 1,5 метра.
Судно водоизмещением 20 тыс. тонн приводилось в движение одним реактором (см. Таблицу 1) изначальной производительностью 74 МВт, позднее увеличенной до 80 МВт. Вал приводился от паровой турбины. Мощность на единственном винте составляла 16 тыс. л. с., а после модернизации силовой установки — 22 тыс. л. с. Перегрузка топлива предполагалась приблизительно раз в три года при работе силовой установки две трети времени.
Реактор конструкции B&W имел петлевую компоновку и двухзаходную активную зону кассетного типа с 32 тепловыделяющими сборками в квадратной решетке. Каждая ТВС состояла из 164 твэлов контейнерного типа диаметром 11 мм с оболочками из нержавеющей стали, содержавшими диоксид урана средним обогащением 4,4 %. СУЗ включала 21 стержень крестообразной формы с борным поглотителем. Стержни двигались между тепловыделяющими сборками посредством масляных гидроприводов. Выгорающий и жидкий поглотители не использовались. РУ имела паровую компенсацию давления, два оригинальных горизонтальных парогенератора насыщенного пара с естественной циркуляцией и четыре циркуляционных насоса первого контура, расположенных на холодных нитках трубопроводов.
Реактор «Саванны» содержал 7,7 тонны урана — в 4,5 раза больше, чем современный ему реактор ОК-150 ледокола «Ленин», имевший близкие состав топлива и обогащение, но заметно бóльшую мощность. В то же время, как и на ледоколе, хронической болезнью реакторной установки «Саванны» были всевозможные течи, что объяснялось в числе прочего незначительным опытом морского реакторостроения. К неудачным общим чертам обеих конструкций, ставших позже анахронизмами в судовых реакторах, относились петлевая компоновка РУ, двухзаходная активная зона, отсутствие выгорающего поглотителя, применение однородного диоксидного топлива, похожего на твэлы АЭС, и так далее.
Кроме специализированных ледоколов, строились и транспортные суда на ядерном ходу — в единичных экземплярах и только в нескольких странах: США, Германии, Японии, Советском Союзе. Хотя в некоторых других государствах подобные проекты тоже рассматривались (например, во Франции, Великобритании, Швеции, Норвегии), они окончились ничем. К реализованным проектам относятся американское грузопассажирское судно «Саванна», немецкий сухогруз «Отто Ганн», японское исследовательское судно «Муцу», российский лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть».
Исторически первым из них была «Саванна», заложенная на верфи в 1958 году и принятая в эксплуатацию в мае 1962 года. Она получила название от американского парохода, который в 1819 году впервые пересек Атлантический океан на паровой тяге. Судно стоимостью $50 млн в тогдашних ценах было построено по совместному заказу министерства торговли и Комиссии по атомной энергии США и задумывалось Вашингтоном как демонстрация возможностей мирного использования атома, наряду с пущенной в 1958 году АЭС «Шипингпорт». Оба объекта проектировались в конце 1950-х годов, после знаменитой речи президента США Дуайта Эйзенхауэра в 1953 году в ООН, призвавшего к развитию мирной атомной энергетики. Строительство и эксплуатация «Саванны» субсидировались правительством США и преподносились как чудо судостроения, способное пройти на одной заправке более полумиллиона километров. «Саванна» эксплуатировалась около восьми лет, посетила за это время десятки портов по всему миру, преодолев расстояние в 20 земных экваторов.
С 1965 года началась коммерческая эксплуатация судна. При команде в 110 человек, включая обслуживающий персонал ядерной энергоустановки, оно имело комфортабельную пассажирскую зону с бассейном, кинотеатром, рестораном и каютами на 60 пассажиров, но в то же время и грузовые трюмы на 9,3 тыс. тонн груза. Пассажирские палубы располагались ближе к реактору, чем большая часть груза. Впрочем, поскольку судну придавалось важное пропагандистское значение, вопросам безопасности уделялось демонстративно большое внимание. В частности, реакторная установка была помещена в герметичный защитный контейнмент, внутренний слой которого представлял собой оболочку из углеродистой стали толщиной 6 см в форме эллипсоида с малым радиусом 11 метров и большим — 15 метров и был рассчитан на внутреннее давление 1,3 МПа. Внутренняя оболочка была окружена толстыми слоями из предварительно напряженного бетона, свинца и полиэтилена. Суммарная толщина слоев местами превышала 1,5 метра.
Судно водоизмещением 20 тыс. тонн приводилось в движение одним реактором (см. Таблицу 1) изначальной производительностью 74 МВт, позднее увеличенной до 80 МВт. Вал приводился от паровой турбины. Мощность на единственном винте составляла 16 тыс. л. с., а после модернизации силовой установки — 22 тыс. л. с. Перегрузка топлива предполагалась приблизительно раз в три года при работе силовой установки две трети времени.
Реактор конструкции B&W имел петлевую компоновку и двухзаходную активную зону кассетного типа с 32 тепловыделяющими сборками в квадратной решетке. Каждая ТВС состояла из 164 твэлов контейнерного типа диаметром 11 мм с оболочками из нержавеющей стали, содержавшими диоксид урана средним обогащением 4,4 %. СУЗ включала 21 стержень крестообразной формы с борным поглотителем. Стержни двигались между тепловыделяющими сборками посредством масляных гидроприводов. Выгорающий и жидкий поглотители не использовались. РУ имела паровую компенсацию давления, два оригинальных горизонтальных парогенератора насыщенного пара с естественной циркуляцией и четыре циркуляционных насоса первого контура, расположенных на холодных нитках трубопроводов.
Реактор «Саванны» содержал 7,7 тонны урана — в 4,5 раза больше, чем современный ему реактор ОК-150 ледокола «Ленин», имевший близкие состав топлива и обогащение, но заметно бóльшую мощность. В то же время, как и на ледоколе, хронической болезнью реакторной установки «Саванны» были всевозможные течи, что объяснялось в числе прочего незначительным опытом морского реакторостроения. К неудачным общим чертам обеих конструкций, ставших позже анахронизмами в судовых реакторах, относились петлевая компоновка РУ, двухзаходная активная зона, отсутствие выгорающего поглотителя, применение однородного диоксидного топлива, похожего на твэлы АЭС, и так далее.
Грузопассажирское судно «Саванна» (США)
Коммерческие, пассажирские трансатлантические перевозки, осуществлявшиеся в течение нескольких лет, не позволили добиться рентабельности — в тот период цены на нефть опустились до уровня стоимости газированной воды. В 1970 году «Саванна» была снята с эксплуатации, в октябре 1971 года из реактора было удалено топливо, проведена дезактивация. Впоследствии судно было поставлено на прикол и превращено в музей.
Несколько более удачным предприятием, и коммерчески, и технически, оказалось судно «Отто Ганн», заложенное в 1963 году и принятое в эксплуатацию в 1968 году. Проект стоимостью около $13 млн в тогдашних ценах осуществила немецкая государственная компания GKSS (аббревиатура расшифровывалась как «Общество внедрения атомной энергии в судостроении и мореходстве»). Судно фактически было грузопассажирским: оно предназначалось для перевозки руды (14 тыс. тонн), но в то же время несло на борту, помимо команды в 60 человек, исследовательскую группу и 30–40 человек обслуживающего персонала, которые наблюдали за работой силовой установки и осуществляли часть операций ядерно-топливного цикла; судно располагало собственной инфраструктурой для исследований, перегрузки топлива и обращения с ОЯТ, включая бассейн выдержки, лабораторию и так далее.
Реактор мощностью 38 МВт, созданный совместно с той же американской компанией B&W, которая была поставщиком для «Саванны», впервые в практике того времени имел интегральную компоновку, к которой в последующие десятилетия стали стремиться многие конструкторы малых, в том числе судовых, реакторов.
Активная зона реактора «Отто Ганн», парогенераторы и встроенный компенсатор давления были объединены внутри общего корпуса, к которому через короткие соединения типа «труба в трубе» подсоединялись три циркуляционных насоса (что повышало их доступность для ремонта). Вместе с остальным оборудованием корпус был окружен многослойным контейнментом. Давление теплоносителя (6,32 МПа) было примерно вдвое ниже обычных для PWR значений. В верхней части активной зоны происходило закипание небольшой доли теплоносителя, что позволяло создать встроенную компенсацию давления, устраняя необходимость отдельного выносного компенсатора. В трех прямоточных парогенераторах со спиралевидными трубами создавался перегретый на 33 °C пар, повышавший КПД установки до приличных по морским меркам ~26 %. Мощность передавалась на единственный винт от паровой турбины, в то же время имелось два небольших турбогенератора на 450 кВт каждый.
Активная зона диаметром и высотой 83 см включала 12 квадратных тепловыделяющих сборок 16×16 с твэлами, содержащими однородный спеченный диоксид урана в оболочке из нержавеющей стали. Сборки включали стержни выгорающего поглотителя. В ТВС применялись два уровня обогащения: 3,5–6,6 %. За время службы реактор перегружался два раза, первый раз в 1972 году.
В период эксплуатации (до 1979 года) судно совершило 126 рейсов, посетило 33 порта в 22 странах, пройдя в общей сложности 1,2 млн км. В 1979 году, по причинам экономического характера, реакторная установка «Отто Ганн» была демонтирована, проведена ее дезактивация, и вместо реактора поставлен морской дизель, а судно к 1982 году перепрофилировано в контейнеровоз. Его оригинальная реакторная установка, проработавшая около девяти лет без особых нареканий, опередила свое время. Достаточно сказать, что малый модульный стационарный реактор mPower, выигравший в 2013 году грант министерства энергетики США на его внедрение, был разработан B&W по мотивам этой конструкции 1960-х годов.
Несколько более удачным предприятием, и коммерчески, и технически, оказалось судно «Отто Ганн», заложенное в 1963 году и принятое в эксплуатацию в 1968 году. Проект стоимостью около $13 млн в тогдашних ценах осуществила немецкая государственная компания GKSS (аббревиатура расшифровывалась как «Общество внедрения атомной энергии в судостроении и мореходстве»). Судно фактически было грузопассажирским: оно предназначалось для перевозки руды (14 тыс. тонн), но в то же время несло на борту, помимо команды в 60 человек, исследовательскую группу и 30–40 человек обслуживающего персонала, которые наблюдали за работой силовой установки и осуществляли часть операций ядерно-топливного цикла; судно располагало собственной инфраструктурой для исследований, перегрузки топлива и обращения с ОЯТ, включая бассейн выдержки, лабораторию и так далее.
Реактор мощностью 38 МВт, созданный совместно с той же американской компанией B&W, которая была поставщиком для «Саванны», впервые в практике того времени имел интегральную компоновку, к которой в последующие десятилетия стали стремиться многие конструкторы малых, в том числе судовых, реакторов.
Активная зона реактора «Отто Ганн», парогенераторы и встроенный компенсатор давления были объединены внутри общего корпуса, к которому через короткие соединения типа «труба в трубе» подсоединялись три циркуляционных насоса (что повышало их доступность для ремонта). Вместе с остальным оборудованием корпус был окружен многослойным контейнментом. Давление теплоносителя (6,32 МПа) было примерно вдвое ниже обычных для PWR значений. В верхней части активной зоны происходило закипание небольшой доли теплоносителя, что позволяло создать встроенную компенсацию давления, устраняя необходимость отдельного выносного компенсатора. В трех прямоточных парогенераторах со спиралевидными трубами создавался перегретый на 33 °C пар, повышавший КПД установки до приличных по морским меркам ~26 %. Мощность передавалась на единственный винт от паровой турбины, в то же время имелось два небольших турбогенератора на 450 кВт каждый.
Активная зона диаметром и высотой 83 см включала 12 квадратных тепловыделяющих сборок 16×16 с твэлами, содержащими однородный спеченный диоксид урана в оболочке из нержавеющей стали. Сборки включали стержни выгорающего поглотителя. В ТВС применялись два уровня обогащения: 3,5–6,6 %. За время службы реактор перегружался два раза, первый раз в 1972 году.
В период эксплуатации (до 1979 года) судно совершило 126 рейсов, посетило 33 порта в 22 странах, пройдя в общей сложности 1,2 млн км. В 1979 году, по причинам экономического характера, реакторная установка «Отто Ганн» была демонтирована, проведена ее дезактивация, и вместо реактора поставлен морской дизель, а судно к 1982 году перепрофилировано в контейнеровоз. Его оригинальная реакторная установка, проработавшая около девяти лет без особых нареканий, опередила свое время. Достаточно сказать, что малый модульный стационарный реактор mPower, выигравший в 2013 году грант министерства энергетики США на его внедрение, был разработан B&W по мотивам этой конструкции 1960-х годов.
Немецкий сухогруз «Отто Ганн»
Судно «Муцу» строилось компанией IHI по заказу Японского агентства развития атомного судоходства и под научным руководством Института ядерных исследований Японии. Оно было заложено в 1968 году и совершило свой первый рейс в 1974 году. Хотя «Муцу» считалось океанографическим судном, его основными функциями стали отработка применения на флоте ядерной энергетической установки, а также обоснование возможности доставки специальных грузов, подготовки экипажа и тому подобное.
Реактор мощностью 36 МВт (см. Таблицу 1), поставщиком которого была Mitsubishi, имел петлевую компоновку, вертикальные парогенераторы, производившие насыщенный пар с давлением 4 МПа. Активная зона высотой 104 см и диаметром ~115 см состояла из 32 топливных кассет 11×11 с твэлами из однородного диоксида урана в оболочке из нержавеющей стали внешним диаметром 10,5 мм. Обогащение изменялось от 3,2 % в центральной части активной зоны до 4,4 % на периферии. В состав каждой сборки входили девять стержней выгорающего поглотителя (боросиликатное стекло). Жидкий поглотитель не применялся. Стальной контейнмент высотой и диаметром порядка 10 метров был способен выдержать внутреннее давление 1,25 МПа, необходимое для удержания активности внутри в случае разрыва трубопровода первого контура.
Реактор был готов к физпуску в 1972 году, но из-за протестов местной общественности и префектуры было решено испытать его в открытом море при полной готовности судна, что и было сделано в 1974 году. Однако вскоре после физпуска были зафиксированы пропуски излучения через некоторые участки биологической защиты. Подача инцидента со стороны СМИ еще больше подогрела протесты общественности, и без того негативно настроенной к проекту. Судно долго не подпускали к берегу. Расследование специально созданной правительственной комиссии показало, что причиной утечки были концептуальные ошибки при проектировании биологической защиты, а также недостатки координации работы ключевых поставщиков проекта. Было решено доработать биологическую защиту реактора, однако решение этой задачи растянулось до 1990 года. После этого было совершено несколько длительных рейсов и подтверждена работоспособность ядерной энергетической установки. Однако по меркам конца XX века разработанная в 1960-х годах петлевая конструкция морально устарела. В это время создатель реактора, Институт ядерных исследований Японии, уже разрабатывал концепции интегральных РУ, в частности существенно более мощного MRX (100–300 МВт, в зависимости от исполнения), который предполагалось применить на флоте. Поэтому в 1992 году от проекта «Муцу» отказались. Однако с тех пор других атомных судов в Японии так и не появилось.
Реактор мощностью 36 МВт (см. Таблицу 1), поставщиком которого была Mitsubishi, имел петлевую компоновку, вертикальные парогенераторы, производившие насыщенный пар с давлением 4 МПа. Активная зона высотой 104 см и диаметром ~115 см состояла из 32 топливных кассет 11×11 с твэлами из однородного диоксида урана в оболочке из нержавеющей стали внешним диаметром 10,5 мм. Обогащение изменялось от 3,2 % в центральной части активной зоны до 4,4 % на периферии. В состав каждой сборки входили девять стержней выгорающего поглотителя (боросиликатное стекло). Жидкий поглотитель не применялся. Стальной контейнмент высотой и диаметром порядка 10 метров был способен выдержать внутреннее давление 1,25 МПа, необходимое для удержания активности внутри в случае разрыва трубопровода первого контура.
Реактор был готов к физпуску в 1972 году, но из-за протестов местной общественности и префектуры было решено испытать его в открытом море при полной готовности судна, что и было сделано в 1974 году. Однако вскоре после физпуска были зафиксированы пропуски излучения через некоторые участки биологической защиты. Подача инцидента со стороны СМИ еще больше подогрела протесты общественности, и без того негативно настроенной к проекту. Судно долго не подпускали к берегу. Расследование специально созданной правительственной комиссии показало, что причиной утечки были концептуальные ошибки при проектировании биологической защиты, а также недостатки координации работы ключевых поставщиков проекта. Было решено доработать биологическую защиту реактора, однако решение этой задачи растянулось до 1990 года. После этого было совершено несколько длительных рейсов и подтверждена работоспособность ядерной энергетической установки. Однако по меркам конца XX века разработанная в 1960-х годах петлевая конструкция морально устарела. В это время создатель реактора, Институт ядерных исследований Японии, уже разрабатывал концепции интегральных РУ, в частности существенно более мощного MRX (100–300 МВт, в зависимости от исполнения), который предполагалось применить на флоте. Поэтому в 1992 году от проекта «Муцу» отказались. Однако с тех пор других атомных судов в Японии так и не появилось.
«Муцу»
Наиболее современным и практичным транспортным судном на ядерном ходу стал российский лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть», построенный за 6,5 лет на Керченском судостроительном заводе «Залив» и принятый в эксплуатацию в 1988 году. «Севморпуть» также является крупнейшим из когда-либо спущенных на воду в мире гражданских атомоходов (водоизмещение при полной загрузке 61,8 тыс. тонн) и самым мощным транспортным судном. Он оснащен ледокольным форштевнем и способен без посторонней помощи преодолевать льды толщиной порядка метра без крупных торосов. Его конструкция также хорошо приспособлена для навигации по Северному морскому пути в холодный сезон в кильватере линейных ледоколов.
Способность нести и разгружать с помощью собственного мостового крана лихтеры (по сути баржи, наподобие речных) весом до 450 тонн дает принципиальную возможность разгрузиться на рейде, не заходя в порт, что для такого судна полезно вдвойне. Во-первых, это устраняет административные препятствия, связанные с допуском атомохода к некоторым портам. Во-вторых, такая схема может быть удобна для доставки грузов в районы Крайнего Севера, расположенные в низовьях крупных рек, таких как Обь и Енисей. В этом случае можно иногда обходиться без помощи мелкосидящих ледоколов. Не случайно «Севморпуть» использовался в разных широтах — от тропиков до Заполярья.
Судно оснащено единственным реактором КЛТ-40. С момента принятия в эксплуатацию ядерное топливо в нем заменялось один раз. Особенность конструкции силовой установки по сравнению с ледоколами заключается в том, что привод на гребной вал с единственным винтом осуществляется от паровой турбины без посредства электродвигателя — через главный турбозубчатый агрегат мощностью 29,4 МВт. При поломке реактора вдали от базы может использоваться котел аварийного хода, работающий на том же топливе, что и дизели — резервные и аварийные.
К середине 2000-х годов судно исчерпало стандартный проектный ресурс в 100 тыс. часов и в 2007 году было помещено в отстой, где пробыло несколько лет без проведения ремонтных работ из-за отсутствия в тот период необходимого объема спроса на его грузоперевозки. В октябре 2012 года Росатом решил снять реактор с эксплуатации, однако спустя год передумал. Появилась идея использования судна для доставки грузов в районы Крайнего Севера в условиях активизации там военной деятельности России и развития проектов добычи полезных ископаемых. В течение двух лет осуществлялись капитальный ремонт и замена топлива, в итоге к 2016 году «Севморпуть» был подготовлен к дальнейшей эксплуатации как минимум до 2030 года.
Способность нести и разгружать с помощью собственного мостового крана лихтеры (по сути баржи, наподобие речных) весом до 450 тонн дает принципиальную возможность разгрузиться на рейде, не заходя в порт, что для такого судна полезно вдвойне. Во-первых, это устраняет административные препятствия, связанные с допуском атомохода к некоторым портам. Во-вторых, такая схема может быть удобна для доставки грузов в районы Крайнего Севера, расположенные в низовьях крупных рек, таких как Обь и Енисей. В этом случае можно иногда обходиться без помощи мелкосидящих ледоколов. Не случайно «Севморпуть» использовался в разных широтах — от тропиков до Заполярья.
Судно оснащено единственным реактором КЛТ-40. С момента принятия в эксплуатацию ядерное топливо в нем заменялось один раз. Особенность конструкции силовой установки по сравнению с ледоколами заключается в том, что привод на гребной вал с единственным винтом осуществляется от паровой турбины без посредства электродвигателя — через главный турбозубчатый агрегат мощностью 29,4 МВт. При поломке реактора вдали от базы может использоваться котел аварийного хода, работающий на том же топливе, что и дизели — резервные и аварийные.
К середине 2000-х годов судно исчерпало стандартный проектный ресурс в 100 тыс. часов и в 2007 году было помещено в отстой, где пробыло несколько лет без проведения ремонтных работ из-за отсутствия в тот период необходимого объема спроса на его грузоперевозки. В октябре 2012 года Росатом решил снять реактор с эксплуатации, однако спустя год передумал. Появилась идея использования судна для доставки грузов в районы Крайнего Севера в условиях активизации там военной деятельности России и развития проектов добычи полезных ископаемых. В течение двух лет осуществлялись капитальный ремонт и замена топлива, в итоге к 2016 году «Севморпуть» был подготовлен к дальнейшей эксплуатации как минимум до 2030 года.
Лихтеровоз «Севморпуть» (Россия)
ПЕРСПЕКТИВЫ АТОМНОГО ПРИВОДА
На первый взгляд, атомная энергия имеет неоспоримые достоинства, которые могли бы найти применение в коммерческих судах. К ним относятся практически полная независимость от источников горючего в течение длительного времени, большой запас мощности, высокие предельная и крейсерская скорости, экономия тоннажа (реактор весит и занимает места меньше, чем силовая установка вместе с запасами органического топлива) и так далее.
Атомный привод мог бы оказаться полезным там, где требуются доставка больших единичных объемов груза (танкеры, буксиры), преодоление максимальных расстояний (трансокеанские рейсы), перевозка с комфортом большого числа пассажиров (круизные лайнеры). В конце концов, атомная энергия может заменить или сэкономить углеводороды при их резком подорожании.
Между тем большинство этих аргументов обсуждалось и много десятилетий назад, когда появление диковинных ядерных технологий всколыхнуло волну энтузиазма и породило уйму предложений по внедрению атомного привода на транспорте. Но прошло полвека, «а воз и ныне там». Реакторы на гражданском транспорте почти нигде не прижились, несмотря на то что с того времени технологии шагнули далеко вперед, их эффективность и надежность возросли, а многие технические препятствия сняты. Есть целый ряд причин, по которым на первый взгляд привлекательная идея осталась невостребованной.
Прежде всего, коммерческое применение требует экономической целесообразности. Как показано выше, все проекты создания атомных судов так или иначе инициировались государством и осуществлялись до тех пор, пока оно было не прочь их субсидировать. Между тем атомная энергия, давая некоторые экономические преимущества, несет и большие издержки, которые пока перевешивают.
Так, строительство атомного судна обходится дороже, чем транспорта на органическом топливе. Дороже и вывод из эксплуатации, и капремонт, особенно с заменой силовой установки. Ведь реакторный отсек с начинкой нельзя сразу отправить на переплавку, как у какого-нибудь дизельного судна. К этому надо добавить отсутствие специфической обслуживающей инфраструктуры, которую нерентабельно создавать для единичных атомных судов.
Далее, для глобальных перевозок важны свобода выбора контрагентов, заказов, возможность управления сроками. Между тем география передвижения атомного судна подчас сильно ограниченна, сроки и сам факт обслуживания в порту непредсказуемы. Атомные суда нередко испытывали трудности при оформлении допуска в порты, иногда разрешительная процедура растягивалась на многие месяцы или заканчивалась отказом. С подобным противодействием сталкивались, например, «Отто Ганн» и «Севморпуть».
В ряде случаев решающую роль играли предубеждение общества, фобии в отношении ядерной энергетики, раздуваемые СМИ. Яркий пример — проект «Муцу», провал которого был во многом обусловлен негативным «пиаром» вокруг него.
Стоимость страхования атомоходов в условиях реального рынка также оказалась чрезмерно высокой, отчасти из-за превратного толкования рисков, отчасти в силу уникального, «штучного» характера подобных страховых сделок.
Затрудняет распространение подобных судов на флоте и неясная юрисдикция объектов использования атомной энергии, неопределенность правил игры. Одно дело, когда инвесторы, строя атомную электростанцию, достаточно ясно понимают правовую среду, в которой ее предстоит эксплуатировать; и совсем иное дело — инвестировать в судно, которое предстоит использовать в десятках юрисдикций, не всегда известных заранее.
Существуют и экологические проблемы, и в еще большей мере — их общественное восприятие. Военные корабли пусть нечасто, но тонули. На заре атомной эры захоронение ядерных отходов в море практиковалось всеми ядерными державами. Но сегодня отношение к загрязнению океана, к последствиям этого для человека изменилось. Затопление судна — вполне реальный риск. Если это атомный транспорт, то тяжесть катастрофы возрастает многократно. Соответственно, для перевозчика потерей судна дело не ограничится.
Терроризм, который в последние десятилетия не отставал в развитии от ядерной энергетики, также заставляет инвесторов задаваться вопросами. Вероятность захвата или повреждения гражданского транспортного средства с ядерной установкой, очевидно, наиболее высока по сравнению с любым стационарным объектом использования атомной энергии или военным кораблем. Для предотвращения этого необходимы особые меры безопасности, не характерные для гражданских судов. Что делать, если таких судов вдруг станет много? Возможна ли эффективная охрана каждого, и сколько она будет стоить? Где они могут, а где не могут ходить по соображениям физической безопасности? Возможны ли маршруты, например, у берегов Сомали, Малайского архипелага или где-то еще?
Все перечисленные риски могут усугубляться с ростом числа объектов использования атомной энергии на транспорте и, соответственно, «пользователей». Все же пока основная сфера коммерческого применения атомной энергии — крупные электростанции — это в большинстве стран штучные, стационарные объекты, система надзора за которыми хорошо отлажена и индивидуальна в отношении каждого. Проникновение ядерных технологий в новую коммерческую сферу — транспортную — приведет к многократному росту числа объектов и субъектов надзора, усложнению его характера (объекты мобильны) и, опять-таки, — к мультипликации рисков.
Похоже, вопросов об использовании атомной энергии на гражданском флоте пока больше, чем ответов. Не случайно за многие десятилетия эта сфера так и не получила широкого развития, несмотря на ряд серьезных попыток.
И все же есть по крайней мере одно исключение. Сегодня внятные экономические перспективы и реальные планы развития гражданского атомного флота есть только у России, в силу ее географических и природных особенностей: гигантских территорий, значительная часть которых расположена в труднодоступных местах, включая ряд важнейших для экономики районов. Использование атомной энергии для обеспечения массового грузооборота в северных акваториях оказывается оправданным не только стратегически, но и экономически.
Говоря о потребностях, следует отметить и возможности: инфраструктура и обширный опыт создания и эксплуатации атомоходов в условиях Крайнего Севера есть только в России. Как показывают примеры США, Канады, Японии, Швеции, для создания подобных ледоколов, тем более серийных, мало иметь развитые ядерные технологии. Это еще и результат огромных вложений знаний и капитала, осуществлявшихся десятилетиями.
На первый взгляд, атомная энергия имеет неоспоримые достоинства, которые могли бы найти применение в коммерческих судах. К ним относятся практически полная независимость от источников горючего в течение длительного времени, большой запас мощности, высокие предельная и крейсерская скорости, экономия тоннажа (реактор весит и занимает места меньше, чем силовая установка вместе с запасами органического топлива) и так далее.
Атомный привод мог бы оказаться полезным там, где требуются доставка больших единичных объемов груза (танкеры, буксиры), преодоление максимальных расстояний (трансокеанские рейсы), перевозка с комфортом большого числа пассажиров (круизные лайнеры). В конце концов, атомная энергия может заменить или сэкономить углеводороды при их резком подорожании.
Между тем большинство этих аргументов обсуждалось и много десятилетий назад, когда появление диковинных ядерных технологий всколыхнуло волну энтузиазма и породило уйму предложений по внедрению атомного привода на транспорте. Но прошло полвека, «а воз и ныне там». Реакторы на гражданском транспорте почти нигде не прижились, несмотря на то что с того времени технологии шагнули далеко вперед, их эффективность и надежность возросли, а многие технические препятствия сняты. Есть целый ряд причин, по которым на первый взгляд привлекательная идея осталась невостребованной.
Прежде всего, коммерческое применение требует экономической целесообразности. Как показано выше, все проекты создания атомных судов так или иначе инициировались государством и осуществлялись до тех пор, пока оно было не прочь их субсидировать. Между тем атомная энергия, давая некоторые экономические преимущества, несет и большие издержки, которые пока перевешивают.
Так, строительство атомного судна обходится дороже, чем транспорта на органическом топливе. Дороже и вывод из эксплуатации, и капремонт, особенно с заменой силовой установки. Ведь реакторный отсек с начинкой нельзя сразу отправить на переплавку, как у какого-нибудь дизельного судна. К этому надо добавить отсутствие специфической обслуживающей инфраструктуры, которую нерентабельно создавать для единичных атомных судов.
Далее, для глобальных перевозок важны свобода выбора контрагентов, заказов, возможность управления сроками. Между тем география передвижения атомного судна подчас сильно ограниченна, сроки и сам факт обслуживания в порту непредсказуемы. Атомные суда нередко испытывали трудности при оформлении допуска в порты, иногда разрешительная процедура растягивалась на многие месяцы или заканчивалась отказом. С подобным противодействием сталкивались, например, «Отто Ганн» и «Севморпуть».
В ряде случаев решающую роль играли предубеждение общества, фобии в отношении ядерной энергетики, раздуваемые СМИ. Яркий пример — проект «Муцу», провал которого был во многом обусловлен негативным «пиаром» вокруг него.
Стоимость страхования атомоходов в условиях реального рынка также оказалась чрезмерно высокой, отчасти из-за превратного толкования рисков, отчасти в силу уникального, «штучного» характера подобных страховых сделок.
Затрудняет распространение подобных судов на флоте и неясная юрисдикция объектов использования атомной энергии, неопределенность правил игры. Одно дело, когда инвесторы, строя атомную электростанцию, достаточно ясно понимают правовую среду, в которой ее предстоит эксплуатировать; и совсем иное дело — инвестировать в судно, которое предстоит использовать в десятках юрисдикций, не всегда известных заранее.
Существуют и экологические проблемы, и в еще большей мере — их общественное восприятие. Военные корабли пусть нечасто, но тонули. На заре атомной эры захоронение ядерных отходов в море практиковалось всеми ядерными державами. Но сегодня отношение к загрязнению океана, к последствиям этого для человека изменилось. Затопление судна — вполне реальный риск. Если это атомный транспорт, то тяжесть катастрофы возрастает многократно. Соответственно, для перевозчика потерей судна дело не ограничится.
Терроризм, который в последние десятилетия не отставал в развитии от ядерной энергетики, также заставляет инвесторов задаваться вопросами. Вероятность захвата или повреждения гражданского транспортного средства с ядерной установкой, очевидно, наиболее высока по сравнению с любым стационарным объектом использования атомной энергии или военным кораблем. Для предотвращения этого необходимы особые меры безопасности, не характерные для гражданских судов. Что делать, если таких судов вдруг станет много? Возможна ли эффективная охрана каждого, и сколько она будет стоить? Где они могут, а где не могут ходить по соображениям физической безопасности? Возможны ли маршруты, например, у берегов Сомали, Малайского архипелага или где-то еще?
Все перечисленные риски могут усугубляться с ростом числа объектов использования атомной энергии на транспорте и, соответственно, «пользователей». Все же пока основная сфера коммерческого применения атомной энергии — крупные электростанции — это в большинстве стран штучные, стационарные объекты, система надзора за которыми хорошо отлажена и индивидуальна в отношении каждого. Проникновение ядерных технологий в новую коммерческую сферу — транспортную — приведет к многократному росту числа объектов и субъектов надзора, усложнению его характера (объекты мобильны) и, опять-таки, — к мультипликации рисков.
Похоже, вопросов об использовании атомной энергии на гражданском флоте пока больше, чем ответов. Не случайно за многие десятилетия эта сфера так и не получила широкого развития, несмотря на ряд серьезных попыток.
И все же есть по крайней мере одно исключение. Сегодня внятные экономические перспективы и реальные планы развития гражданского атомного флота есть только у России, в силу ее географических и природных особенностей: гигантских территорий, значительная часть которых расположена в труднодоступных местах, включая ряд важнейших для экономики районов. Использование атомной энергии для обеспечения массового грузооборота в северных акваториях оказывается оправданным не только стратегически, но и экономически.
Говоря о потребностях, следует отметить и возможности: инфраструктура и обширный опыт создания и эксплуатации атомоходов в условиях Крайнего Севера есть только в России. Как показывают примеры США, Канады, Японии, Швеции, для создания подобных ледоколов, тем более серийных, мало иметь развитые ядерные технологии. Это еще и результат огромных вложений знаний и капитала, осуществлявшихся десятилетиями.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА
