Отработавшее ядерное топливо судовых ЯЭУ

 

Создание и развитие отечественного атомного флота сопровождалось новыми разработками как в части физики ядерных реакторов, так и в конструктивном исполнении ЯЭУ и атомных кораблей в целом. С целью расширения представлений читателей об атомных кораблях остановимся на некоторых особенностях судовых ЯЭУ.

Ядерная энергетическая установка представляет собой сложный комплекс главных и вспомогательных механизмов, аппаратов, систем и устройств, подразделяющийся на две части: реакторную установку, в которой осуществляется получение тепла и передача его рабочему телу, и турбинную установку, в которой энергия рабочего тела превращается в механическую и электрическую. Реакторная установка включает в себя ядерный реактор с системами управления и первичной биологической защитой, оборудование контура циркуляции теплоносителя, теплообменные аппараты, ряд вспомогательных систем и устройств, вторичную биологическую защиту. Тип ядерного реактора и в первую очередь вид используемого в реакторе теплоносителя в значительной степени определяют конструктивные особенности реакторной установки, а также принципиальную схему и технико-экономические показатели ЯЭУ в целом /21/. В качестве примера на рис. 1.11 /3/ приведена принципиальная схема реакторной установки АПЛ первого поколения с реактором водо-водяного типа.

 

 

Рис. 1.11 иллюстрирует одну из особенностей судовых ЯЭУ с реакторами водо-водяного типа, тепловая схема которых состоит из четырех контуров. Теплоноситель первого контура (природная вода высокой чистоты под давлением 10-20 МПа) прокачивается через активную зону реактора, где он нагревается до температуры порядка 300 ^оС. Так, например, в эксплуатационном режиме первых реакторов ледокола «Ленин» температура теплоносителя на выходе из активной зоны составляла 311-313 ^оС /16/.

Из реактора теплоноситель поступает в парогенератор (ПГ), в котором он отдает тепло рабочему телу – воде и пару второго контура и, охлажденный на 10-50 ^оС, вновь поступает в реактор. Прокачка теплоносителя через реактор и парогенератор производится циркуляционными насосами первого контура. Вода (теплоноситель) второго контура насосами подается в ПГ, где она за счет тепла воды первого контура нагревается до температуры кипения, испаряется и в виде насыщенного или слабо перегретого пара поступает в главную турбину, вспомогательные механизмы и общесудовые потребители. Например, в эксплуатационном режиме первых реакторов ледокола «Ленин» давление генерируемого пара составляло 3-3,2 МПа, а его температура – 308-310 ^оС /16/. Третий контур предназначен для охлаждения оборудования реакторной установки в целях обеспечения температурных условий, необходимых для его нормальной работы. Охлаждению подлежат первичная защита реактора, теплообменник системы очистки теплоносителя, электродвигатели циркуляционных насосов первого контура, приводы стержней регулирования и защиты реактора. Система охлаждения выполняется в виде замкнутого контура, по которому циркулирует вода высокой чистоты (дистиллят). Обычно в системе охлаждения устанавливаются два циркуляционных насоса (рабочий и резервный), которые подают воду ко всем потребителям и затем в теплообменник, прокачиваемый забортной водой четвертого контура. Для пополнения утечек предусматривается расширительный бак /21/.

Нормальная работа ЯЭУ обеспечивается рядом вспомогательных систем. Одной из них является система компенсации объема (КО), предназначенная для создания и поддержания давления в первом контуре в установленных пределах и компенсации изменений объема теплоносителя, обусловленных изменениями его температуры. Основным элементом этой системы являются компенсаторы объема, представляющие собой один или несколько цилиндрических баллонов высокого давления, нижняя часть которых соединена с первым контуром и заполнена теплоносителем, а верхняя часть заполнена газом или паром в зависимости от типа системы /21/.

Вспомогательными системами, обеспечивающими нормальную работу реакторной установки, являются также система очистки теплоносителя и система подпитки.

Система очистки теплоносителя предназначена для удаления из воды первого контура во время работы установки взвешенных и растворенных примесей. Основными причинами загрязнения теплоносителя являются процессы коррозии и эрозии материалов первого контура, примеси в подпиточной воде, а также газовые и другие продукты деления ядерного топлива, попадающие в теплоноситель в случае возможного нарушения герметичности тепловыделяющих элементов. Система очистки включает в себя механические фильтры, предназначенные для удаления взвешенных частиц, и ионообменные – для удаления растворенных примесей /21/.

Система подпитки предназначена для пополнения первого контура теплоносителем. Необходимость подпитки первого контура возникает в связи с периодическими отборами проб теплоносителя для радиохимических анализов, а также после отдельных технологических операций по обслуживанию, связанных с частичным дренированием контура. Кроме того, не исключены протечки через уплотнения арматуры или возникновение небольших течей в аварийных ситуациях /21/.

Ввиду отсутствия опыта, при создании ЯЭУ первого поколения большое внимание уделялось резервированию оборудования, благодаря которому установки обеспечивали поставленные задачи, несмотря на недостаточную надежность отдельных видов оборудования /4,9/. Одной из особенностей ЯЭУ первого поколения является использование петлевой компоновочной схемы первого контура. Для такой схемы характерна значительная пространственная распределенность и большой объем первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование (реактор, парогенераторы, насосы, теплообменники, компенсаторы объема и др.). Поэтому для этой схемы серьезной проблемой является организация защиты при разгерметизации трубопроводов первого контура /22/.

В современных судовых ЯЭУ применяется блочная схема компоновки оборудования первого контура. При такой компоновке протяженные трубопроводы первого контура заменяются на короткие патрубки большого диаметра, соединяющие основное оборудование установки. Увеличенный диаметр патрубков по сравнению с петлевой схемой обусловлен использованием в блочной компоновке наиболее рациональной организации входа и выхода теплоносителя по принципу «труба в трубе» /22/. С точки зрения безопасности блочная компоновка позволила решить ряд важных задач. В первую очередь такая схема позволила иметь режим естественной циркуляции в первом контуре на достаточно высоких уровнях мощности реактора, что важно для организации отвода тепла из активной зоны при полном или частичном обесточивании корабля /3/.

В качестве примера ЯЭУ с блочной компоновкой на рис. 1.12 приведен общий вид ЯЭУ типа КЛТ-40. Основное оборудование ЯЭУ с помощью коротких силовых патрубков объединено в единый блок, образующий герметичный тракт циркуляции теплоносителя минимальной протяженности.

Блок размещен в кессонах бака железоводной защиты (ЖВЗ), где расположено также вспомогательное оборудование. Бак ЖВЗ, съемные блоки сухой защиты и стенки защитной оболочки составляют биологическую защиту, предназначенную для обеспечения радиационной безопасности обслуживающего персонала и окружающей среды /23/.

Основным элементом первого контура ЯЭУ является ядерный реактор. Известно, что в атомном судостроении наиболее широкое применение получили корпусные реакторы водо-водяного типа, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов применяется вода. Общее представление о реакторе данного типа дает рис. 1.13 на примере реактора ЯЭУ типа КЛТ-40.

 

Реактор представляет собой герметичный сосуд высокого давления, состоящий из корпуса, выполненного из теплостойкой высокопрочной стали, крышки, выемного блока и активной зоны. На крышке реактора установлены приводы органов компенсации избыточной реактивности компенсирующей группы (КГ) и исполнительные механизмы аварийной защиты.

Типичная активная зона корпусного реактора водо-водяного типа состоит из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС), в состав которых входят тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэлы, содержащие ядерное топливо, являются самой главной частью реактора, в них непосредственно происходит ядерная реакция и выделение тепла.

Изменение требований и задач, стоящих перед атомным судостроением, вызывало необходимость развития и технологии изготовления твэлов. На пути поиска наиболее оптимальных характеристик ЯЭУ и повышения безопасности их эксплуатации изменения претерпевало не только конструктивное исполнение твэлов, но и состав топливной композиции.

Так, например, для активной зоны реакторов ЯЭУ ОК-150 ледокола «Ленин» было выбрано топливо в виде спеченного диоксида урана со средним начальным обогащением по ²³⁵U, равным 5%. Конструкция технологического канала (тепловыделяющей сборки) и твэла первых реакторов ледокола «Ленин» показана на рис. 1.14.

 

Стержневой твэл этих реакторов имеет диаметр 6,1 мм и представляет собой цилиндрическую трубу (оболочку) из циркониевого сплава с толщиной стенки 0,75 мм, наполненную таблетками из UO₂ диаметром 4,5 мм. Между оболочкой и топливными таблетками существует зазор (газовая полость), заполненный гелием. Газовая полость выполняет роль аккумулятора газообразных продуктов деления. После заполнения оболочки таблетками на обжатые концы оболочки надевают и приваривают наконечники, служащие для герметизации и крепления твэлов в ТВС (технологических каналах). Технологический канал имеет круглое сечение и образован трубой (кожухом) из циркония (применялась также нержавеющая сталь) внешним диметром 54 мм с толщиной стенки 1 мм. К стенке канала приварены верхняя подвеска, служащая для крепления канала в активной зоне, и нижний направляющий наконечник, имеющие кольцевые проточки, играющие роль лабиринтового уплотнения. Внутри технологического канала по трем концентрическим окружностям расположены 36 твэлов с шагом 7,5 мм. Твэлы крепятся в звездочке верхней подвески и свободно расширяются вниз. Дистанционирование твэлов осуществляется специальными звездочками, которые крепятся к центральному дистанционирующему стержню /16,21/.

Стержневые твэлы нашли применение и в активных зонах реакторов АПЛ. В отличие от топлива первых ледокольных реакторов топливо АПЛ первого и второго поколения имело большее обогащение – 20-21 % /18,24/. Топливо водо-водяных реакторов АПЛ третьего поколения имеет обогащение 43-45% /3/. Для водо-водяных реакторов ледоколов с ЯЭУ типа ОК-900 и КЛТ-40 характерно еще более высокое обогащение топлива – от 40 до 90% /1,25/. При этом в активных зонах некоторых реакторов ледокольных ЯЭУ использовалась топливная композиция на основе уран-циркониевого сплава /1/. На рис. 1.15 приведена схема фигурного твэла из уран-циркониевого сплава, который явился одним из хорошо зарекомендовавших себя вариантов технологии твэлов судовых реакторов /26/.

 

Такого же высокого обогащения (до 90%) может достигать топливо, которое загружалось в активные зоны реакторов с ЖМТ. В состав топливной композиции, которая применялась в активных зонах этих реакторов, входит интерметаллид UBe₁₃, диспергированный в бериллиевой матрице /27/.

При работе реактора в результате поглощения нейтронов и радиоактивных превращений происходит изменение изотопного состава ядерного топлива. Наряду с выгоранием делящегося изотопа в составе топлива, в активной зоне реактора образуются продукты реакций деления, накапливаются стабильные и долгоживущие изотопы, что приводит к щлакованию реактора. По мере выгорания топлива и увеличения шлакования реактора происходит снижение его реактивности. Поэтому через некоторое время работы реактора требуется полная или частичная замена (перегрузка) топлива. Энергозапас активной зоны реактора определяется глубиной выгорания топлива, которая зависит от продолжительности работы реактора на определенном уровне его тепловой мощности. Поэтому одной из основных характеристик эксплуатации ЯЭУ являются энерговыработка реактора, которая определяется эксплуатационной мощностью реактора и временем работы реактора до перегрузки топлива.

Из краткого обзора опыта создания судовых ЯЭУ читатель мог увидеть, что эксплуатационные показатели судовых ЯЭУ постоянно форсировались. Вместе с тем, форсирование эксплуатационных показателей судовых ЯЭУ, способствовавшее совершенствованию тактико-технических характеристик и расширению круга задач атомных кораблей различного типа и назначения, не снимало необходимости перегрузки топлива, осуществляемой после достижения допустимой величины глубины его выгорания. Энергозапас одного комплекта ядерного топлива ледокольных реакторов рассчитан на 3-4 года /1/, а перегрузка топлива водо-водяных реакторов АПЛ при нормальной эксплуатации осуществляется через 7-10 лет /28/, что обусловлено, в основном, различиями в режимах эксплуатации гражданских и военных атомных кораблей. В отличие от водо-водяных реакторов перегрузка активных зон реакторов АПЛ проекта 705, 705К с ЖМТ в процессе эксплуатации не осуществлялась, и выгрузка этих активных зон производилась после выработки их энергоресурса к моменту окончания эксплуатации самой АПЛ.

Современное состояние практики обращения с ОЯТ судовых ЯЭУ в регионе более подробно рассматривается в следующих разделах. Здесь же мы остановимся на кратком описании некоторых этапов транспортно-технологической схемы обращения с ОЯТ.

Отработавшее (выгоревшее) ядерное топливо, выгруженное из реакторов, представляет собой особый вид радиоактивных материалов, для которого характерна значительная накопленная активность: даже через месяц после остановки реактора выгоревшее топливо может иметь активность порядка 100 тыс. Ки на одну отработавшую тепловыделяющую сборку (ОТВС). По этой причине ОЯТ, выгружаемое из реактора, является очень сильным источником ионизирующего излучения: после выдержки в течение нескольких месяцев мощность дозы от одной ОТВС на расстоянии 10-20 см составляет сотни тысяч бэр/ч /6/ в то время как допустимая величина мощности эффективной дозы для персонала равна примерно 10^-3 бэр/ч. Поэтому разгрузка ОЯТ является наиболее ответственной операцией на ЯЭУ, требующей тщательной подготовки и контроля, поскольку несоблюдение правил радиационной безопасности может привести к значительным переоблучениям персонала, большим загрязнениям помещений и большим дезактивационным работам /21/.

Перед выгрузкой топлива после остановки реактора осуществляется выдержка первого контура в течение не менее 1 месяца /6/ для снижения активности ОЯТ и расхолаживания реактора (до температуры 50-60 ^оС /21/). После этой выдержки производится демонтаж системы управления и защиты реактора (СУЗ), подрыв крышки реактора и установка оборудования для выгрузки ОТВС /6,21/.

Сущность операций по разгрузке реактора может быть проиллюстрирована на примере перезарядки первых реакторов ледокола «Ленин» /16/. Перегрузочный контейнер весом около 12 тонн (см. рис. 1.16), обеспечивающий снижение интенсивности ионизирующего излучения до безопасного уровня, устанавливается на защитной плите наводящего устройства над подготовленным к разгрузке каналом (ОТВС). С помощью ручной лебедки внутри контейнера опускается цанговый захват, который зацепляет ОТВС за ее головку. Контроль за работой цангового захвата осуществляется через перископ. Затем с помощью лебедки ОТВС поднимается в перегрузочный контейнер. Внизу контейнера закрывается защитный шибер, и контейнер с помощью крана подается для выгрузки ОЯТ во временное хранилище. Среднее время выгрузки одной ОТВС из реактора ледокола «Ленин» составляло 15-20 мин. /11/. Вся разгрузка реактора занимает от 3 до7 суток в зависимости, в основном, от погодных условий /6/.

После извлечения ОЯТ из реактора производится промывка реактора вместе с первым контуром и осуществляется загрузка свежего топлива в реактор. Операции по загрузке ТВС активной зоны одного реактора ледокола «Ленин» занимали 6-10 часов /16/. После загрузки в реактор свежего топлива производится установка крышки реактора и монтаж системы управления и защиты, проводятся гидравлические испытания и осуществляется физический пуск реактора.

Первоначально отработавшее ядерное топливо из реакторов ледоколов выгружалось в хранилище судна «Лепсе», которое вплоть до 1981 г. использовалось в качестве плавучей технической базы (ПТБ) для перезарядки, хранения свежего и отработавшего ядерного топлива атомных ледоколов «Ленин», «Арктика» и «Сибирь». Для хранения ОЯТ на борту «Лепсе» имеется специальное хранилище, состоящее из двух баков. В баках расположены изолированные пеналы (ячейки), каждый из которых предназначен для размещения одной ОТВС. Хранение ОТВС осуществлялось в «мокром» режиме: пеналы хранилища заполнены водой. В настоящее время ОЯТ ледокольного флота помещаются в хранилища плавтехбаз «Имандра» и «Лотта». В отличие от «Лепсе» для хранения ОТВС на этих плавтехбазах используются чехлы /6/. Чехлы предназначены для упорядоченного размещения в них ОТВС и представляют собой цилиндрическую конструкцию (внешний диаметр примерно 200-220 мм, высота примерно 3500 мм, вес около 260 кг), состоящую из трубного блока и пробки, которая предназначена для герметизации чехла. Трубный блок выполнен в виде труб для установки в них ОТВС, число которых в одном чехле может быть от 3 до 7 /29/. В хранилищах плавтехбаз «Имандра» и «Лотта» применяется «сухой» способ хранения ОТВС, т.е. охлаждающей средой для ОТВС служит воздух, а сами чехлы охлаждаются дистиллятом /6/.

 

Операции, аналогичные тем, которые кратко были описаны ранее, производятся и при поканальной перегрузке ОЯТ водо-водяных реакторов АПЛ. Отработавшее ядерное топливо из этих реакторов выгружается в чехлы, которые размещаются в специальных баках хранилищ плавтехбаз, находящихся в эксплуатации в составе Северного флота.

Перегрузка ОЯТ реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем имеет свои отличительные особенности, одна из которых состоит в том, что с помощью специального транспортно-технологического оборудования их активные зоны загружаются в реакторы и выгружаются из них в виде единых выемных частей, включающих в себя активную зону с погруженными в нее стержнями СУЗ, отражатель и верхнюю пробку биологической защиты /27/.

В соответствии с государственной стратегией в области обращения с ОЯТ в России используется так называемый замкнутый топливный цикл, заключительной стадией которого является переработка ОЯТ с целью извлечения из топлива делящихся материалов, которые направляют затем для изготовления новых твэлов. Реализация замкнутого топливного цикла стала возможной с пуском в 1977 г. в эксплуатацию первого и пока единственного в России радиохимического завода РТ-1 производственного объединения (ПО) «Маяк» Министерства по атомной энергии, который наряду с ОЯТ коммерческих АЭС производит переработку отработавшего топлива судовых ЯЭУ /30/.

Отработавшее ядерное топливо судовых ЯЭУ направляется на переработку железнодорожным транспортом в специальных транспортных контейнеров, к которым предъявляются особые нормативные требования, в частности, по содержанию радиоактивных материалов и уровню тепловыделения ОЯТ. С целью соблюдения этих требований выгруженное из реакторов отработавшее ядерное топливо направляется на переработку только после определенной выдержки. Это связано с тем, что среди продуктов деления имеется большое количество короткоживущих радионуклидов, которые определяют значительную долю активности и остаточного тепловыделения ОЯТ, выгружаемого из реактора. Поэтому свежевыгруженное топливо перед отправкой на переработку выдерживают в специальных хранилищах в течение времени, достаточного для распада короткоживущих радионуклидов /31/. Время выдержки ОЯТ судовых ЯЭУ перед отправкой его на переработку составляет не менее 3 лет с момента остановки реактора /6/.