Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров
В этом сплаве растворяется всё, кроме совести авторов. А.П. Александров
Опыт создания и эксплуатации реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем для АПЛ (1951 - 1996 гг.) имеет фундаментальное значение для современных проектов реакторов с ТЖМТ (СВБР и БРЕСТ), поскольку данный опыт, по мнению разработчиков этих проектов, доказывает «теорему существования» подобных реакторов.
«В ходе освоения этой технологии были решены научно-технические проблемы, прежде всего коррозионной стойкости конструкционных материалов, контроля и поддержания качества теплоносителя» (л. 291 [19]).
Разработчики новых проектов реакторов с ТЖМТ планировали соорудить опытно-демонстрационные энергоблоки, «при устойчивом финансировании», не более чем за 6-10 лет [10, 15, 54], будучи совершенно уверены, что никаких принципиальных технических препятствий для этого нет и крупномасштабных предпроектных НИОКР не потребуется
Традиционно история разработки и эксплуатации реакторов с СВТ описывается участниками этой эпопеи следующим образом:
· «В начальный период эксплуатации на опытной атомной подводной лодке проекта 645 в 1968 г. произошла авария с плавлением части активной зоны, причина которой была связана со слабой изученностью свинцово-висмутового теплоносителя. После этой аварии были развернуты работы по технологии свинцово-висмутового теплоносителя во многих организациях страны под научным руководством ГНЦ РФ-ФЭИ. В результате проблема была успешно решена, что подтверждается многолетним опытом успешной эксплуатации» (с. 416 [8]).
· «Причём только на самой первой АПЛ (проект 645) причина аварии (1968 год) была связана с использованием свинцово-висмутового теплоносителя» (с.14 [10]).
· «Всего было построено восемь атомных подводных лодок с реакторными установками, использующими свинцово-висмутовый теплоноситель ‒ первая опытная атомная подводная лодка проекта 645 с двумя реакторами, остальные семь проекта 705 ‒ однореакторные. Кроме того, были построены и эксплуатировались два полномасштабных наземных реактора-прототипа в ФЭИ и НИТИ (г. Сосновый Бор). Общая наработка установок рассматриваемого типа составила около 80 реакторо-лет» (с. 416 [8]).
· За весь период эксплуатации реакторных установок со свинцово- висмутовым теплоносителем, в том числе и в условиях ремонта оборудования первого контура, удаления вытекшего теплоносителя, не наблюдалось случаев переоблучения персонала по радионуклиду 210Po выше допустимых пределов» (с. 416 [8]).
· «В промышленных масштабах была продемонстрирована новая ядерная энергетическая технология, не имеющая аналогов в мировой практике. В настоящее время сложились условия внедрения этой технологии в гражданскую ядерную энергетику» (с. 416 [8]).
Для того чтобы оценить, насколько достоверны приведенные выше утверждения, обратимся к фактическим результатам эксплуатации 13 реакторов с СВТ и 8 АПЛ с этими реакторами.
2.1. Начальный период
Как сообщается в [71], «по-видимому, первой работой, в которой были всесторонне оценены характеристики ядерной энергетической установки со свинцово-висмутовым теплоносителем для атомных подводных лодок, был дипломный проект выпускника МЭИ Б.Ф. Громова, выполненный под руководством А.И. Лейпунского летом 1951 г.» (с. 469). В этом же году в ФЭИ начались экспериментальные исследования химических и теплофизических свойств эвтектического сплава Pb (45 %)-Bi (55%). В 1952 г. введен в строй циркуляционный контур для исследования сплава Pb-Bi, как теплоносителя.
Привлекательные качества СВТ представлялись столь очевидными и несомненными, что дипломного проекта и одного года практической работы с этим теплоносителем на экспериментальных стендах оказалась достаточно, чтобы убедиться в его пригодности и перспективности для ЯЭУ подводных лодок. Уже в октябре 1952 года в расчетной записке «О возможности создания ядерной силовой установки с жидкометаллическим охлаждением для мартена[1]», подготовленной Б.Ф. Громовым, В.А. Кузнецовым, В.Я. Пупко и Г.И. Тошинским под руководством А.И. Лейпунского, был сделан вывод о том, что «эвтектика Pb-Bi представляет собой вполне подходящий теплоноситель по теплотехническим, эрозионным и ядерным свойствам», «по обращению с эвтектикой уже накоплен большой опыт и этот теплоноситель можно считать освоенным» (с. 27 [4]).
Но недостаточно самим убедиться в перспективности СВТ, надо убедить в этом и окружающих, особенно вышестоящих. По воспоминаниям Г.И. Тошинского [72], «в сохранении и развитии этого направления решающая роль принадлежит А.И. Лейпунскому, имевшему очень высокий авторитет в самых различных кругах. Он сумел простыми и ясными словами донести до сознания лиц, принимающих решения, потенциал, присущий реакторам данного типа».
Рис. 2.1. Расчетная записка Лаборатории «В» 1952 г. [5]
Основными аргументами в пользу СВТ были [72]:
1. Низкое давление в первом контуре, обусловленное очень высокой точкой кипения ~1670 °С. Это давало возможность уменьшить толщину стенок оборудования и трубопроводов и не вводить ограничение на маневренность ЯЭУ по условиям термоциклической прочности; исключить возможность потери теплоносителя вследствие его выкипания при нарушении герметичности первого контура и повысить безопасность; исключить проблемы возникновения кризиса теплоотдачи и повысить теплотехническую надежность активной зоны; существенно повысить температурный напор в парогенераторе (ПГ) и обеспечить более высокую компактность реакторной установки (РУ); исключить необходимость быстрого вывода РУ из действия при возникновении межконтурной неплотности в ПГ.
2. Химическая инертность теплоносителя, исключающая экзотермические реакции при контакте СВТ с водой и воздухом, возможном в условиях аварийных ситуаций, что обеспечивало взрыво- и пожаробезопасность при нарушении герметичности первого контура.
3. Возможность получения перегретого пара повышенных (в сравнении с водо-водяными реакторами) параметров, что позволяло повысить давление пара в конденсаторе турбины, уменьшить его габариты, диаметр корпуса и водоизмещение АПЛ.
4. Невысокая температура плавления СВТ (~124 °С) обеспечивает возможность ремонта оборудования первого контура и перегрузки топлива без дренирования СВТ при поддержании его в жидком состоянии при температуре 160-180 °С за счет работы системы парового обогрева.
Большинство обещанных преимуществ оказались на практике иллюзорными. Например, чтобы избежать переопрессовки при разрыве теплообменных трубок ПГ, первый контур ЯЭУ АПЛ пришлось проектировать с расчетом на давление второго контура с соответствующей толщиной стенок оборудования и трубопроводов. Как показал опыт эксплуатации этих ЯЭУ, высокая коррозионная агрессивность СВТ является гораздо более вероятной причиной разгерметизации первого контура и потери теплоносителя, чем кипение воды или натрия.
Взаимодействие «инертного» СВТ с водой и воздухом приводит к интенсивному образованию твердых окислов PbO, BiO и появлению шлаковых блокад в том числе в активной зоне, что неоднократно проявилось на практике и послужило причиной потери первой АПЛ с СВТ проекта 645.
В результате взаимодействия перегретого пара с СВТ при разгерметизации трубок ПГ генерируется водород (по данным эксплуатации ЯЭУ АПЛ, появление течей приводило к повышению содержания водорода в газовой полости реактора до десятков процентов).
Уменьшение габаритов конденсатора турбины с лихвой компенсировалось увеличением веса СВТ из-за его высокой плотности, поэтому обещанного уменьшения диаметра корпуса и водоизмещения АПЛ не случилось.
«Невысокая» температура плавления СВТ неоднократно приводила к заклиниванию насосов из-за замерзания теплоносителя и стала причиной потери второй АПЛ с СВТ проекта 705 (К-64) в результате замораживания сплава в первом контуре (т.н. «козел»), а также чрезвычайно усложнила эксплуатацию лодок.
Все это выяснилось позже, в процессе эксплуатации, но в начале 1950-х годов приведенные выше аргументы в пользу СВТ, доводимые «простыми и ясными словами» до сознания лиц, принимающих решение, включая командование ВМФ, выглядели вполне убедительно. В результате в конце 1952 года комиссия Первого главного управления при Совете Министров СССР, признавая достоинства реактора с СВТ, приняла его в качестве второго, после реактора с водой под давлением, запасного варианта для первой атомной подводной лодки.
И это было очень кстати. Дело в том, что к началу 50-х годов авторитет А.И. Лейпунского в руководящих кругах заметно пошатнулся. По воспоминаниям О.Д. Казачковского [73], в 1947 году Александр Ильич выступил с идеей создания бериллиевого реактора. «Простыми и ясными словами» он описал все очевидные преимущества такого реактора. Смысл заключался в том, чтобы использовать эффект дополнительного размножения нейтронов за счет реакции (n,2n) на бериллии и таким образом повысить интенсивность накопления плутония.
«С этим предложением он выступил в соответствующих высоких инстанциях. Ему поверили. Было выпущено специальное постановление, выделены соответствующие средства и ресурсы. Однако работа зашла в тупик» (с. 277 [73]). Через несколько лет выяснилось, что поглощение нейтронов бериллием (n,α) полностью нивелирует эффект от их дополнительного размножения за счет (n,2n). Создание бериллиевого реактора потеряло смысл. К тому времени в Лаборатории «В» были развернуты не только теоретические, но и технологические работы по бериллию. При этом выяснилось, что оксид бериллия является высокотоксичным материалом. В результате несколько сотрудников были поражены бериллиозом, что привело к летальному исходу. По словам О.Д. Казачковского, «это серьезно отразилось на репутации Александра Ильича» (с. 277 [73]).
Положение удалось исправить с помощью новых масштабных предложений и описания («простыми и ясными словами») грядущих выгод от использования СВТ для лодочных реакторов. В результате вместо бериллиевого реактора в ФЭИ развернулись работы по созданию реактора на промежуточных нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем.
Для проверки методов и констант, используемых в нейтронно-физических расчетах этого реактора, в 1954 году соорудили критическую сборку с промежуточным нейтронным спектром. Во время набора критмассы на этой сборке произошел разгон на мгновенных нейтронах. Группа экспериментаторов, в том числе и присутствующий при загрузке топлива А.И. Лейпунский, были срочно госпитализированы в Москве. Наиболее серьезно пострадал А.В. Малышев, которому ампутировали кисть [72].
Несмотря на это происшествие и всего через 2 года после того, как Лейпунский и К° заявили о том, что свинцов-висмутовый теплоноситель можно считать освоенным, в 1955 году Совет Министров СССР принял постановление о создании опытной АПЛ проекта 645 с двумя свинцово-висмутовыми реакторами. На площадке ФЭИ началось сооружение наземного реактора-прототипа для этого проекта. В декабре 1958 года состоялся физический, а в марте 1959 года энергетический пуск этого реактора, получившего название – стенд 27/ВТ.
Рассказ о разработке бериллиевого реактора и смертельных отравлениях (бериллиозе) нескольких сотрудников О.Д. Казачковский заканчивает словами: «Но это не афишировалось» (с. 333 [73]). Не афишировались и фактические результаты эксплуатации реакторов с СВТ. Ниже будут приведены некоторые из этих результатов, опубликованные как участниками разработки реакторов, так и теми, кому довелось их эксплуатировать. Разумеется, это далеко не полная история. Поскольку речь о ЯЭУ для ВМФ, то и сегодня большая часть отчетов и документов по этой теме хранится под грифом «совершенно секретно». Но и того, что уже опубликовано вполне достаточно, чтобы сделать определенные выводы. Как говорят китайцы, не обязательно выпить всё море, чтобы понять, что оно солёное.
Наземный реактор-прототип 27/ВТ
Стенд 27/ВТ создавался как натурный наземный прототип ЯЭУ подводной лодки. Основное оборудование стенда было смонтировано в специальном контейнере, имитирующим реакторный, турбинный и, частично, электро-механический отсеки АПЛ. Тепловая мощность реактора Nном = 70 МВт, расход СВТ Gном = 850 м3/ч, температура Tвх = 235 °С, Твых = 440 °С, проектная длительность кампании 1500 эф. часов [74].
Энергопуск стенда (10 %Nном) состоялся 12.03.1959 г., на следующий день 13.03.1959 г. реактор был выведен на мощность 25 %Nном, после чего обнаружилась утечка сплава 1 контура (~20 т) и реактор был остановлен.
По свидетельству участника этих работ Г.И. Тошинского [128], начались работы по разборке защиты и герметичного ограждения. Как только проникли внутрь «увидели на дне отсека большую лужу уже затвердевшего свинца-висмута». «Естественно, по полонию воздух был загрязнен, персонал работал в спецодежде, в респираторах».
«Когда разобрали теплоизоляцию и добрались до труб теплоносителя, то увидели, что на ряде трубопроводов имеется сетка коррозионных трещин под углом 45 градусов. Все трубы первого контура были из аустенитной нержавеющей стали, считалось, что она самая коррозионностойкая. Когда на эти трубы посмотрели материаловеды, они сразу сказали ‒ это типичная картина коррозионного растрескивания аустенитных сталей под воздействием хлоридов и кислорода».
Рис. 2.2. Сплав свинец-висмут
Источником хлоридов была названа теплоизоляция, которая обычно использовалась в теплоэнергетике, в котельной технике. «Когда сделали химический анализ этой теплоизоляции, оказалось, что там есть хлориды натрия и магния». Источник влаги – текущие трубки парового обогрева. Пар «конденсировался где-то сверху, на холодных поверхностях, а капли конденсата падали вниз, на теплоизоляцию, насыщались там хлоридами, а эта вода с хлоридами капала на трубопроводы. Причина стала ясна.» Сразу же после этого заключения Г.И. Тошинский сообщает:
«То же самое произошло позднее на опытной АПЛ проекта 705 (заказ 900). Но сделать уже ничего было нельзя. АПЛ уже стояла на стапеле со смонтированным реакторным отсеком. Иначе надо было бы демонтировать РУ. Поэтому у всех сразу возник вопрос, — а что же будет на АПЛ? И все поняли, что если там будет попадать пар, то произойдет то же самое. Это и послужило причиной досрочного прекращения эксплуатации АПЛ заказа 900.» (с. 142 [128]).
АПЛ проекта 705 (заказ 900) была заложена в июне 1968 года, т.е. через 9 лет после того, специалистам ФЭИ «причина стала ясна». Остается загадкой, почему за все эти годы они не сообщили о своем открытии – о том, что необходимо заменить ньювелевую теплоизоляцию на асбестовую с нормированным содержанием хлоридов конструкторам ЯЭУ и АПЛ, а спохватились только когда лодка стояла уже на стапеле со смонтированным реакторным отсеком. Или в ФЭИ вспомнили об этом, когда потребовалось назвать причину досрочного списания второй подряд АПЛ, причем такую, чтобы она не была связана с коррозионными свойствами свинца-висмута? Но об этом позже.
Ремонтно-восстановительные работы на стенде 27/ВТ продолжались почти год. Следующий пуск произошел 18.03.1960 г. Реактор проработал в общей сложности полтора года до 18.09.1961 г. В процессе этой непродолжительной эксплуатации в полной мере проявились отрицательные качества СВТ: высокая коррозионная агрессивность по отношению к конструкционным сталям, высокая температура плавления, высокая плотность, радиационная опасность полония-210, образующегося при захвате нейтронов висмутом, интенсивное химическое взаимодействие с воздухом и водой, приводящее к образованию твердых окислов свинца и висмута.
Еще в дореакторных испытаниях «возникли трудности на экспериментальной петле из-за коррозионных проблем и сильного массопереноса продуктов коррозии» (с. 339 [73]). Первое подмораживание теплоносителя произошло уже при пуске реактора.
Работа стенда сопровождалась многочисленными авариями с проливом свинцово-висмутового теплоносителя 1 контура (с. 108 [76]). Аэрозольная активность воздуха в центральном зале в аварийных условиях превышала установленную норму на три, а в процессе ремонтно-восстановительных работ (сварка трубопроводов с остатками СВТ) на четыре порядка (с. 15 [72]).
Из-за резонансных вибраций в потоке тяжелого коррозионно-агрессивного теплоносителя имели место множественные повреждения теплообменных трубок ПГ в местах их дистанционирования. По этой причине было заглушено 52 трубки. Расход течей ПГ, по данным [72], достигал 10 кг/ч. В качестве большого успеха в [74] отмечено, что после модернизации ПГ удалось проработать без течи 1100 часов на уровнях мощности (50-100 %Nном).
Когда в сентябре 1961 года реактор был остановлен, наработка активной зоны составляла 1740 эф. часов (116 % от проектной кампании). «Вскрытие» показало, что за полтора года первый контур, включая активную зону, был зашлакован окислами теплоносителя и продуктами коррозии настолько, что для восстановления работоспособности стенда потребовалась его пятилетняя реконструкция, в ходе которой было заменено все оборудование 1 и 2 контура, за исключением корпуса реактора.
При разборке активной зоны было обнаружено, что «межтвэльное пространство было забито от нижней решетки до середины активной зоны оксидами теплоносителя и конструкционных материалов. Отдельные кассеты активной зоны были забиты отложениями на всю длину» (с. 141 [79]).
По существу, реакторная установка 27/ВТ после первой кампании пришла в аварийное состояние, не допускающее ее дальнейшую эксплуатацию, т.е., фактически была потеряна. За 2,5 года своего существования эта установка год простояла в ремонте, а остальные полтора года ее эксплуатация сопровождались многочисленными ремонтно-восстановительными работами загрязненного полонием оборудования (с. 108 [76]). Средний коэффициент использования мощности (КИМ) за 1,5 года составил 13%. При таких условиях ни о каких ресурсных испытаниях основного оборудования ЯЭУ АПЛ проекта 645, для которых и создавался стенд 27/ВТ, говорить не приходится.
Тем не менее, разработчики проекта, не моргнув глазом, сделали следующие выводы:
- первая кампания 27/ВТ прошла «вполне успешно» (с. 15 [75]),
- «установка имела хорошую стабильность параметров в стационарных режимах и обеспечивала получение 100 % мощности на ГТЗА на протяжении всей кампании» (с. 76 [74]),
- «эвтектический сплав Pb-Bi имеет все те преимущества, которые были определены на поисково-проектной стадии разработки установок подобного типа (с. 79 [74]).
Очевидно, что эти блестящие результаты и были доложены высокому руководству. В 1961 году сотрудникам ФЭИ и других организаций была присуждена Ленинская премия за создание уже неработоспособного к тому времени стенда 27/ВТ и проведение на нем цикла исследований.
О практике бравурных рапортов и о том, к чему эта практика приводит с горечью писал В.С. Северьянов, работавший в ФЭИ на Первой АЭС со времени ее пуска, в том числе 20 лет в должности директора этой станции [77]:
«Как поступали в те времена? У нас на АЭС проблема за проблемой (до 30 срабатываний АЗ в месяц), а наверх идут доклады в стиле: “Первая атомная станция безопасна, надежна и работает как швейцарские часы”.
В результате у высокого начальства создалось превратное впечатление, будто развитие атомной энергетики ‒ задача простая. И последовало решение о строительстве первой очереди Белоярской АЭС с водографитовыми канальными реакторами АМБ. Они были похожи на наш реактор, но во много раз больше, что существенно усугубляло проблемы при эксплуатации[2]. Я почти уверен: если бы конструкторы имели полную информацию об опыте нашей работы, то они отказались бы от проектирования таких реакторов и сразу приступили бы к поиску других вариантов. Может быть, даже вообще не строили бы реакторы РБМК, и не дошло бы до чернобыльской катастрофы».
Точно такая же история случилась и со свинцово-висмутовыми реакторами. Под влиянием оптимистических докладов разработчиков у руководства сложилось твердое мнение, что создание таких реакторов ‒ задача несложная. Если бы наверх сообщалась достоверная и полная информация об опыте эксплуатации 27/ВТ, то от проектирования чего-либо подобного отказались бы еще 60 лет назад (как это сделали американцы). Но этого не случилось. Наоборот, после первой и единственной кампании зашлакованного реактора-прототипа длительностью ~2,5 эф. месяца, несмотря на отсутствие ресурсных испытаний основных элементов РУ, была дана команда заводу ‒ приступить к выпуску комплекта ЯЭУ для АПЛ проекта 645 (с. 132 [5]).
Наземный реактор-прототип 27/ВТ-5
В результате пятилетних работ в тех же помещениях 75 здания ФЭИ был сооружен новый стенд 27/ВТ-5 для испытания оборудования ЯЭУ АПЛ следующего поколения – проекта 705. Помимо новой активной зоны и ГЦН, в составе стенда 27/ВТ-5 смонтированы новые парогенераторы двух типов: МП-7 и МП-4А с различными параметрами перегретого пара. ПГ МП-7 был разработан для АПЛ проекта 705, а ПГ МП-4А ‒ для планируемой замены ПГ ЯЭУ АПЛ К-27 (проект 645) после первой кампании.
В 1966 году были проведены пуско-наладочные работы и 30.11.1966 г. стенд был выведен на энергетический уровень мощности (10 %Nном). При последующих подъемах мощности была обнаружена значительная (до 200 °С) неравномерность поля температур по сечению активной зоны. Причиной такой неравномерности стала крупномасштабная зашлаковка активной зоны.
И это случилось через 15 лет после того, как было заявлено, что по СВТ «уже накоплен большой опыт и этот теплоноситель можно считать освоенным» [4]. Пять лет прошло с тех пор, как отработал и был выведен из эксплуатации первый реактор-прототип 27/ВТ, уже 4 года эксплуатировались два реактора с СВТ на АПЛ К-27. За создание этих ЯЭУ и проведенные на них исследования получены две Ленинские премии.
По свидетельству Ф.М. Митенкова (одного из создателей реакторов с СВТ для АПЛ) [78]: «Даже на наземном прототипе после перегрузки, когда считалось, что технология поддержания качества теплоносителя отработана, реактор не удавалось вывести на мощность более 70 %».
Безуспешные попытки очистить активную зону и первый контур от шлаков водородосодержащей газовой смесью или парами гидразин-гидрата продолжались до конца эксплуатации стенда в июне 1975 года. Выгрузка активной зоны была выполнена 18 ноября 1986 г. Представление о степени зашлаковки твэльного пучка дает рисунок 2.3, сделанный после выгрузки активной зоны. Как видно из рисунка, многолетние и многочисленные попытки очистить активную зону от шлаков не привели к желаемому результату.
Также как и на стенде 27/ВТ, на модернизированном стенде имели место многочисленные течи ПГ МП-7, в связи с чем потребовался его ремонт. Как справедливо указывается в заключении к докладу [80]: «Эксплуатация на парогенераторах с межконтурной течью ‒ опасна, поскольку возможно развитие течи, а кислородный потенциал в сплаве свинец-висмут сдвинут в сторону образования окислов, что может привести к зашлакованию контура с возможным перекрытием сечения активной зоны, как это имело место на стенде 27/ВТ-5». Но это было написано в 1998 году, а в 1960-х разработчики реакторов с СВТ были уверены в его инертности по отношению к воде и пару.
Рисунок 2.3. Отложения на поверхности твэлов наземного реактора-прототипа 27/ВТ-5 после вывода из эксплуатации [79]
В целом судьба реактора-прототипа 27/ВТ-5 оказалась ничем не лучше, чем у реактора 27/ВТ. За 7,5 лет эксплуатации реактор выработал 51 % ресурса активной зоны (c. 78 [74]), средний КИМ за это время составил 6 %.
Как отмечено в книге Б.Н. Григорьева, «проверки отдельных узлов на реконструированном стенде 27/ВТ в Обнинске дали не слишком много. Не прошли испытания парогенераторы МП-7, обратные преобразователи ОПВ-501, турбонасосные агрегаты 1-го контура и ряд других образцов техники.» (с. 126, [89]).
Вторая попытка создать на площадке ФЭИ под контролем и при участии научного руководителя даже не «естественно» безопасную, а хотя бы минимально работоспособную РУ с СВТ, не увенчалась успехом.
Что касается безопасности, то по информации [81], в 2007 году в ФЭИ был составлен официально подтвержденный список участников аварийных работ (персонал здания 75), в котором значился 71 человек, «не получивших справедливого возмещения за утраченное здоровье».
Дело в том, что моряки, проходившие стажировку на реакторах-прототипах и также участвовавшие в работах по устранению последствий многочисленных утечек радиоактивного теплоносителя и в ремонте загрязненного альфа-излучателем 210Po оборудования, впоследствии получили некоторые льготы и социальные гарантии, а гражданский персонал здания 75 нет.
Обращения к местным властям, так же, как и к руководству страны ‒ В.В. Путину, С.М. Миронову, Д.А. Медведеву, С.В. Кириенко, инициаторами которых были Ю.А. Брыльков и К.В. Ермилин, не дали никаких результатов. В 2008 году их последней надеждой оставался Страсбургский суд по правом человека. Для обращения в него был подготовлен полный пакет документов. К.В. Ермилин, которому самому довелось зубилом откалывать застывший на полу СВТ из первого контура, к тому времени ушел из жизни. К сожалению, я не знаю, чем закончилась эта история для оставшихся 70 человек из списка пострадавших.
Моряки тоже были возмущены. Как уже говорилось выше, во время обучения в Обнинске им пришлось участвовать в ликвидации аварий на стенде 27/ВТ. По словам бывшего помощника командира АПЛ К-27 Э.А. Ковалева:
«Выполняя свои обязанности, мы, входившие в аварийные группы, в ходе ликвидации двух аварий были переоблучены. Определить величину полученных доз радиации не представилось возможным, т.к. имевшиеся в ту пору специальные приборы не позволяли точно измерить уровень альфа- активности, характерной для эксплуатируемого реактора, а обычные радиометры начинали реагировать тогда, когда допустимые нормы уже превышены. До сих пор государственные чиновники без стыда уклоняются от включения фактических ликвидаторов ‒ личный состав аварийных подразделений К-27, ликвидировавших в 1959 году две аварии на ЯЭУ в Обнинске, в число ветеранов особого риска. А ведь у нас были потери: после аварий трюмного машиниста Боровцина списали по инвалидности, а командира дивизиона движения Кондратьева признали больным с диагнозом “лучевая болезнь 3-й степени”.» [82].
Здесь и далее я привожу подобные сведения для того, чтобы читатель мог по достоинству оценить заявление разработчиков ЯЭУ с СВТ о том, что: «За весь период эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем, в том числе и в условиях ремонта оборудования первого контура, удаления вытекшего теплоносителя, не наблюдалось случаев переоблучения персонала по радионуклиду 210Po выше допустимых пределов» (с. 416 [8]). Как видим, не только государственные чиновники, но и ученые без стыда уклоняются от признания своих ошибок.
ЯЭУ АПЛ К-27 (проект 645)
Закладка будущей АПЛ К-27 (такой тактический номер получила АПЛ проекта 645) с двумя охлаждаемыми СВТ реакторами мощностью по 75 МВт(т) каждый состоялась 15 июня 1958 г., а её спуск на воду ‒ 1 апреля 1962 г. Летом 1963 г. лодка вышла в море на испытания. Вскоре, 30 октября 1963 г. Правительственная комиссия подписала приемный Акт опытной АПЛ К-27 и рекомендовала применение ЯЭУ со свинцово-висмутовым теплоносителем на АПЛ новых проектов [83]. В декабре 1963 г. А.И. Лейпунскому в присутствии большого количества адмиралов вручается Золотая звезда Героя Социалистического Труда.
С 21 апреля по 11 июня 1964 года лодка совершила первый боевой поход длительность 51 сутки. По общему мнению его участников, разработчиков проекта и руководства, поход прошел исключительно успешно: «Во время похода АПЛ ходила на различных глубинах (вплоть до рабочих) и скоростях. При этом ЯЭУ не накладывали каких-либо ограничений на эксплуатацию корабля». «Это был первый поход советского корабля на полною автономность. И это был мировой рекорд непрерывного пребывания под водой». «Результаты этого похода еще больше укрепили уверенность моряков в большой надежности и безопасности ППУ с жидкометаллическим теплоносителем» и т.п.
Рис. 2.4. АПЛ проекта 645 [179]
Командир корабля И.И. Гуляев становится Героем Советского Союза, награждена и вся команда подводной лодки. В конце 1964 года за проектирование, создание и опытную эксплуатацию АПЛ проекта 645 присуждена Ленинская премия.
Но не все разделяли этот восторг и воодушевление. Ведущий специалист СКБ-143 (ныне СПМБМ «Малахит») по энергетике Р.И. Симонов на заседании НТС по выдвижению на Ленинскую премию попросил снять свою кандидатуру, по причине того, что считал применение ЯЭУ с СВТ необоснованным.
Да и в первом походе не все было так безоблачно. Как пишет в своей книге адмирал флота В.Н. Чернавин [84], большой неприятностью оказалось падение вакуума в газовой системе первого контура левого реактора, в результате чего металл теплоносителя забросило в одну из трубок, где он застыл. «Облаченный в специальную защитную одежду, капитан 3 ранга А.В. Шпаков разрезал газовую трубку и вручную прошомполил ее, вытолкнув застывший металл. Другого способа не существовало. Потом специалисты-сварщики трубку заварили... Самую большую, хоть и допустимую дозу облучения, получил Шпаков...».
По свидетельству А.Н. Дерюгина: «Лето 1964 г. ‒ первый многосуточный поход без всплытия. Это были самые счастливые годы жизни Бориса Федоровича Громова. Он говорил нам (конструкторам), прохаживаясь по кабинету: “Представляете, какую чудо-машину мы создали: возникла течь из парогенератора до 12 л/час, а ей хоть бы что ‒ идет и никаких неприятностей.”» (c. 132 [5]). Из чего видно, что первый успешный поход К-27 проходил с текущим парогенератором, но в этом ни научный руководитель, ни конструкторы, ни участники похода не видели никакой проблемы.
Позже, в 2018 году участники работ по реакторам с СВТ писали, что «главной проблемой РУ первого поколения являлись практически не прекращающиеся межконтурные течи ПГ из-за низкой вибростойкости трубок». «По существу, работа установок в таких условиях являлась штатным режимом эксплуатации. Варьировались лишь величины течей ПГ от нескольких литров воды в сутки до нескольких десятков литров. В этих условиях шло постепенное накопление шлаков на основе PbO в первом контуре» (с. 107 [67]).
Но почему же накопление шлаков совершенно не взволновало и не насторожило Б.Ф. Громова, бывшего тогда заместителем Александра Ильича Лейпунского или АИЛа, как его называли коллеги? Ответ на этот вопрос дан в той же заметке А.Н. Дерюгина: «и АИЛ, и Громов хорошо разбирались в нейтронной физике, возможности выравнивания полей энерговыделения, биологической защите, вопросах теплогидравлики, а неудачи поджидали их совсем с другой стороны: «пухнущее» топливо, коррозия стали в агрессивном теплоносителе, приход теплоносителя в агрессивное состояние, закупорка шлаками, низкотемпературное охрупчивание оболочек и т.п.» (с. 132 [5]).
Именно они, АИЛ и Б.Ф. Громов вместе с физиками В.А. Кузнецовым, В.Я. Пупко и Г.И . Тошинским в 1952 году, не будучи специалистами в области технологии ТЖМТ и материаловедения, уверенно (точнее говоря, самоуверенно) сделали вывод о том, что опыта обращения с СВТ достаточно и этот теплоноситель можно считать освоенным [4]. Они сумели заразить своей верой и энтузиазмом не только коллег-физиков, но и конструкторов, и высокое руководство.
Одним из постулатов этой веры была инертность свинцово-висмутового теплоносителя по отношению к воде и пару. Считалось, что «при возникновении межконтурной неплотности в ПГ, поступающий при этом в первый контур пар сепарируется на свободном уровне свинцово-висмутового теплоносителя и конденсируется в конденсаторе газовой системы» [72]. Поэтому ни Б.Ф. Громов, ни конструкторы не ждали с этой стороны никаких неприятностей. Но неприятности последовали. И очень скоро. И очень крупные.
В 1965 г. АПЛ К-27 совершила второй боевой поход продолжавшийся 60 суток с 15 июля по 13 сентября. Единственное происшествие за это время, связанное с ЯЭУ, случилось 19 августа, когда в реакторном отсеке внезапно подскочила газовая и аэрозольная активность, в пять раз превышавшая предельно допустимый уровень. К вечеру её удалось сбить до 1,5 предельных значений. Причина радиоактивного выброса осталось неизвестной [85]. Второй поход, несмотря на течи ПГ, так же был признан успешным.
После завершения второго похода АПЛ К-27 была отправлена в Северодвинск на межпоходовый ремонт и перезарядку реакторов. Перегрузка активных зон, которую командир лодки П.Ф. Леонов назвал «уникальной научно-инженерной операцией», сопровождалась радиоактивным загрязнением и самой лодки от первого до девятого отсека, и акватории причала [78].
В начале октября 1967 года лодка из Североморска вернулась к месту постоянного базирования в Гремиху. Дальнейшие события подробно описаны в книге [83] В.Н. Мазуренко, главного старшины АПЛ К-27, служившего в 5-м турбогенераторном отсеке. В кратком пересказе эти события развивались следующим образом.
13 октября, когда АПЛ находилась в море, произошел заброс СВТ в газовую систему реактора правого борта. Его причиной стали отложения шлаков, закупоривших проход для теплоносителя, который стал поступать в газовую систему. В результате этой аварии два насоса оказались залитыми застывшим сплавом, в трюме реакторного отсека образовался толстый слой застывшего СВТ 1 контура.
Сплав необходимо было срочно убрать. Убрать застывший теплоноситель можно, только выдолбив зубилом эту вязкую радиоактивную смесь. Личный состав спецтрюмных нахватался доз радиации и был временно отстранен от работ с металлом. Командование корабля приняло решение подключить к этой работе личный состав других боевых частей и дивизионов, а также личный состав второго экипажа лодки.
Долбить и выносить застывший теплоноситель нужно было не более 5 минут. Однако работа кувалдой и зубилом занимала в тех условиях значительно больше времени. Надежных средств защиты тела и органов дыхания не было. Только один текстильный респиратор. На полученные дозы облучения перестали обращать внимание. Командование интересовала только техника и сроки выхода в запланированный кругосветный поход.
Наибольшую радиационную опасность в этих условиях представлял полоний-210, образующийся в СВТ под действием нейтронного облучения из висмута 209Bi(n, γ)210Po. Приведем краткую характеристику этого изотопа, взятую из Википедии: полоний-210 обладает особо высокой радиотоксичностью и канцерогенен, альфа-излучатель, имеет период полураспада 138 дней и 9 часов, легко проникает сквозь кожные покровы. При попадании полония-210 внутрь организма, ‒ если его проглотить или вдохнуть, ‒ альфа-частицы необратимо вызовут опасные радиобиологические эффекты внутри организма человека, что может привести к мутациям, развитию злокачественных заболеваний, нарушению кроветворения и гибели. Мировую «известность» полоний-210 получил после отравления А.В. Литвиненко в 2006 г.
Характерно, что описанная выше тяжелая радиационная авария на реакторе правого борта АПЛ К-27 даже не упоминается в публикациях разработчиков ЯЭУ с СВТ, когда они рассказывают об истории этих реакторов [5, 8, 10, 72, 75, 76, 86, 91]. По их мнению, «проблема обеспечения радиационной безопасности эксплуатационного персонала РУ с СВТ была успешно решена.» [72]. Кувалды, зубила и респиратора для этого вполне хватило.
Как отмечено в [97], «наука», в лице разработчиков ППУ не уделила должного внимания проблеме регенерации сплава. «Даже после аварии 13 октября эта операция так и осталась РЕКОМЕНДУЕМОЙ».
Еще более определенно по этому поводу высказался бывший командир штурманской боевой части АПЛ К-27, впоследствии контр-адмирал В.В. Наумов:
«Совершенно двусмысленная позиция НИИ и группы Лейпунского А.И из ФЭИ. Если они предлагали, знали к чему может привести несвоевременная регенерация сплава, то они были ОБЯЗАНЫ запретить ввод ГЭУ до ее выполнения, и записать это требование во все руководящие документы и инструкции, тогда никакая "гонка" и ни один "волевик" не отправил бы в море корабль. Думаю, что даже после аварии 13 октября "наука" не представляла возможных последствий "невыполнения" регенерации сплава, отсюда и "еврейское" РЕКОМЕНДУЕМ…» [116].
Но вернемся к рассказу В.Н. Мазуренко [83]: «Лодка готовилась к выходу в море. Командир БЧ-5 при проверке ГЭУ перед выходом в море еще раз напомнил командиру лодки о необходимости срочной высокотемпературной регенерации сплава1. Регенерацию провели. Но, вместо трёх недель, она продолжалась всего одну. Этого было явно недостаточно, тем более что после краткосрочного выхода в море перед кругосветкой, повторной регенерации никто проводить не собирался».
В мае 1968 г. АПЛ К-27 вышла в море для проверки работоспособности энергетической установки. 24 мая при выводе ЯЭУ в режим полного хода произошло быстрое, за 60-90 секунд падение мощности реактора левого борта с 83 % до 7 % Nном. Одновременно был отмечен значительный рост давления в газовой системе первого контура, увеличение уровня теплоносителя в буферной емкости и появление воды в аварийном конденсаторе. Авария сопровождалась частичным (по расчетным оценкам ~20 %) расплавлением активной зоны, выносом расплава по контуру в район парогенераторов левого борта, резким ростом гамма-активности в реакторном отсеке (до 1500 рентген в час в районе ПГ), выбросом радиоактивного газа и его распространением по отсекам лодки Все члены экипажа, 144 человека ‒ подводники первого и второго экипажей, заводские специалисты, представители науки были переоблучены. Двадцать моряков получили дозы радиации от 600 до 1000 рентген. Один матрос погиб прямо на борту, задохнувшись в противогазе, еще восемь скончались в госпитале. К 2004 году, по свидетельству В. Мазуренко, половина экипажа ушла из жизни. В той или иной степени радиация подорвала здоровье всех членов экипажа. Многие впоследствии были вынуждены оставить службу из-за вызванных облучением болезней. Средняя продолжительность жизни обреченных подводников составила всего 50 лет [83, 86-89, 179].
Причиной аварии явилось резкое ухудшение теплоотвода из-за зашлаковки активной зоны окислами теплоносителя и продуктами коррозии конструкционных материалов, которые накопились в контуре за время эксплуатации реактора с текущими ПГ и были заброшены в активную зону при подъеме мощности (при увеличении расхода теплоносителя).
Через 30 лет, в 1998 году инициаторы и разработчики проекта ЯЭУ для АПЛ проекта 645 Б.Ф. Громов и Г.И. Тошинский так объясняли случившееся:
«В результате слабой изученности в то время физико-химических процессов, протекающих в теплоносителе в процессе эксплуатации, отсутствовали обоснованные нормы по примесному составу теплоносителя, представительные средства контроля качества теплоносителя и устройства, обеспечивающие поддержание требуемых показателей качества теплоносителя в процессе эксплуатации. Этот уровень знаний о СВТ можно сопоставить с уровнем знаний о водяном теплоносителе, когда в паровой котел считалось допустимым подавать воду из водопровода» (с. 65 [86]).
И это пишут люди, которые за 16 лет до аварии уверенно заявляли, что свинцово-висмутовый теплоноситель можно считать освоенным, что у них по обращению с эвтектикой уже накоплен большой опыт [4]. После того как под эти заверения было построено четыре реактора, один из которых после первой «успешной» кампании уже вывели из эксплуатации. К моменту аварии были получены две Ленинские премии и звание Героя Социалистического Труда за создание и опытную эксплуатацию реакторов с СВТ, и за проведенные на них исследования.
В чем же состояли эти исследования, если знания о СВТ через 16 лет после победных рапортов оставались на том же первобытном уровне, что и в 1952 году ‒ ни норм по содержанию примесей, ни контроля качества, ни средств для его поддержания?
Понадобилось зашлаковать и фактически потерять 4 реактора, переоблучить сотни моряков и гражданских сотрудников, кувалдой и зубилом отдиравших от пола застывший радиоактивный СВТ в трюме 4 отсека АПЛ К-27 и на здании 75 ФЭИ, обкладывавших мешками со свинцовой дробью трубопроводы реактора левого борта с расплавленной активной зоной, многие из которых потеряли не только здоровье, но и жизнь. И лишь после всего этого у научного руководителя зародились сомнения в том, что «физик во всем разберется3: «После этой аварии были развернуты работы по проблеме технологии теплоносителя. Эти работы проводились во многих организациях страны под научным руководством ГНЦ РФ-ФЭИ в течение 15-20 лет» [86].
Сегодня разработчики ЯЭУ с СВТ всячески подчеркивают, что авария на АПЛ К-27 «это единственная авария, первопричина (исходное событие) которой связана с применением СВТ» (c. 65 [86]). Заметим, что даже на этой лодке произошла не одна, а две аварии на реакторах правого и левого борта с тяжелыми радиационными последствиями, которые прямо связаны с применением СВТ, не говоря уже об авариях на стенде 27/ВТ. А сколько таких аварий было еще впереди.…
К-27 получила у подводников название «Нагасаки» по аналогии с АПЛ К-19 ‒ первой советской АПЛ с баллистическими ядерными ракетами на борту, за многочисленные аварии имевшей на флоте прозвище «Хиросима».
Проект 705, 705К (шифр “ЛИРА”)
Казалось бы, после описанного выше фиаско с АПЛ К-27 и с двумя зашлакованными реакторами в ФЭИ нужно остановиться, разобраться в причинах, отработать, наконец, технологию теплоносителя. Но не тут-то было. Слишком много времени и денег потрачено, слишком много обещаний дано и слишком много самых высоких наград и премий получено. Свинцово-висмутовый каток набрал такую скорость и такую инерцию, что остановить его уже было невозможно.
В начале 1960-х годов умами партийного и военно-морского руководства овладела идея «подводного-истребителя-перехватчика» ‒ АПЛ малого водоизмещения (~1500 т) с мощной энергетической установкой, обеспечивающей быстрый набор скорости до ~40 узлов (~74 км/ч) и высокой маневренностью. При своевременном обнаружении неприятельской торпедной атаки лодка должна была уходить от вражеских торпед, предварительно произведя залп из своих торпедных аппаратов [90].
Работы по созданию ЯЭУ для этой лодки были начаты на основании постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР № 704-290 от 23 июня 1960 г., в котором ФЭИ был определен научным руководителем. На начальном этапе работа велась на конкурсной основе. Рассматривалось три варианта ‒ два водо-водяных реактора (кипящий и с водой под давлением) и жидкометаллический (Pb-Bi). Но уже 27 мая 1961 г. постановлением № 485-201, был утвержден вариант реактора с СВТ.
По словам сотрудника Специального конструкторского бюро № 143 Б.В. Григорьева (с. 96 [89]), на выбор этого варианта существенным образом повлияло то обстоятельство, что «в Обнинске на стенде 27/ВТ безаварийно и эффективно проводились испытания натурной установки с жидкометаллическим теплоносителем».
Как видно, никакой информации о годовом ремонте этого стенда сразу же после пуска, о многочисленных течах первого контура и ПГ, зашлаковке активной зоны, о моряках и сотрудниках здания 75, долбивших зубилом застывший на полу и загрязненный полонием сплав ни руководству, ни главному конструктору АПЛ М.Г. Русанову ничего не сообщалось. Так же, как на Первой АЭС [77], наверх шли доклады в стиле «реакторная установка с СВТ безопасна, надежна и работает как швейцарские часы».
Работа над проектом «подводного истребителя» была организована с большим размахом. Одновременно проектировалось две альтернативные ЯЭУ: одна в Подольском ОКБ «Гидропресс» ‒ БМ-40/А, проект 705К (блочная двухсекционная, два паропровода, два циркуляционных насоса), вторая в Горьковском ОКБМ ‒ ОК-550, проект 705 (блочная, с тремя паропроводами и тремя циркуляционными насосам). Мощность реактора 155 МВт (т), ресурс активной зоны 4000 эф. часов.
Проект включал в себя множество новаторских решений, например, планировалось, что лодка будет иметь небольшой (16 человек) офицерский экипаж, а значит должна была быть максимально автоматизирована, в качестве материала для ее корпуса было решено использовать титановый сплав. Все это потребовало, помимо основного проектировщика подводной лодки ‒ СКБ № 143, привлечения множества научных и конструкторских организаций и многолетних исследований.
В высшем эшелоне власти горячими сторонниками, идеологами и энтузиастами этого проекта были Д.Ф. Устинов и С.Г. Горшков. Первый на посту секретаря ЦК КПСС, отвечавшего за военно-промышленный комплекс, второй ‒ в должности главнокомандующего ВМФ. Главным куратором от руководства страны выступал Д.Ф. Устинов [89].
Два успешных поход АПЛ К-27 в 1964 г. и 1965 г. длительностью 51 и 60 суток окончательно укрепили уверенность разработчиков ЯЭУ в своей правоте, а руководство страны и командование ВМФ в исключительной надежности и перспективности жидкометаллических реакторов. Было решено построить целую серию из тридцати с лишним «подводных истребителей».
Первая лодка была заложена в Северодвинске в конце 1967 г. В 1968-1969 годах, сразу после аварии на АПЛ К-27, состоялась закладка еще 3-х лодок этой серии ‒ одной в Северодвинске и двух в Ленинграде. Вера в «чудо-машину» со свинцово-висмутовым теплоносителем была так велика, а перспектива завоевания господства в мировом океане так заманчива, что даже тяжелейшая авария с плавлением активной зоны, переоблучением и гибелью моряков АПЛ К-27 не заставили усомниться в правильности намеченного курса.
Аварию сочли досадной случайность, а основную вину возложили на командира лодки П.Ф. Леонова. Как справедливо заметил по этому поводу В.Н. Мазуренко «если бы он не был определен как виновник гибели людей, то встали бы другие вопросы, которые никто из власть предержащих, ставить не хотел: Кто отправил неподготовленную атомную лодку с экипажем в море? Кто сконструировал такой реактор, и кто принял экспериментальную АПЛ в состав флота, как боевой корабль?». «Ибо те, кто "экспериментировал", рассчитываясь жизнями военных моряков, регулярно получали геройские звезды при удачах и никогда не отвечали за промахи. Поощряли при успехах, предавали при поражениях.» [83].
В 1972 г. на судостроительных заводах Северодвинска и Ленинграда было заложено еще две лодки проектов 705, 705К, а в 1975 г. и еще две. Таким образом, было начато строительство восьми лодок этого типа, семь из которых спущено на воду, а восьмая, с учетом опыта эксплуатации предыдущих, разобрана на стапеле на металлолом.
Как сообщается сегодня на сайте Страна РОСАТОМ [92]: «Неполадки, проявившиеся к тому времени на полномасштабном стенде-прототипе 27/ВТ в ФЭИ (зашлаковка активной зоны), и авария на опытной подлодке проекта 645 потребовали серьезной переоценки и корректировки некоторых важных положений программы создания ядерных установок с ЖМТ для АПЛ. Стала очевидной недопустимость работы установки при течах парогенераторов, что ранее позволялось». С этим можно согласиться при двух существенных уточнениях: во-первых, имела место зашлаковка не одной, а двух активных зон на стендах 27/ВТ и 27/ВТ-5, а, во-вторых, на АПЛ проекта 645 произошла не одна, а две аварии с тяжелыми радиационными последствиями.
Нельзя сказать, что у проектов 705, 705К совсем не было противников. Так, главный конструктор по энергетике СКБ № 143 Павел Дегтярев отказался подписать технический проект лодки, а начальник ОКБМ, проектанта ЯЭУ для 705К, И.И. Африкантов обратился в ЦК КПСС с предложением переделать установку. Суть возражений сводилась к тому, что из-за ряда недоработок и нерешенных научно-технических проблем оснащать корабли такими установками более чем преждевременно [92]. Но кто же их послушает, когда Д.Ф. Устинов и С.Г. Горшков горячо поверили в этот проект и его блестящие перспективы. Естественно, идеологи свинцово-висмутового направления обещали устранить все отмеченные замечания в процессе строительства, точно также, как сегодня это делают идеологи проекта РУ БРЕСТ-ОД-300.
Главкомом ВМФ С.Г. Горшков выдвинул следующие требования к эксплуатационным качествам АПЛ проектов 705, 70К:
«Необходимо исходить из того, что лодка должна быть в море 4 раза в год по 50 суток. Межпоходовый ремонт ‒ не более 40 суток, из них ‒ 30 сам ремонт, 10 суток ‒ подготовка экипажа.» (с. 175 [89]).
Насколько фактические результаты боевой службы «подводных истребителей» соответствовали этому тактико-техническому заданию, будет подробно по каждой лодке показано ниже. Здесь же отметим, что первая АПЛ К-27 с двумя свинцово-висмутовым реакторами за 5 лет своего пребывания в составе ВМФ совершила всего два боевых похода длительность 51 и 60 суток, после которых лодка была направлена на мехжпоходовый ремонт, продолжавшийся больше года. По результатам ремонта было предложено ограничить максимальную мощность реакторов ‒ не более 80 %Nном. Подготовка к третьему походу закончилась катастрофой.
Источник: https://proatom.ru/modules.php...
Оценили 3 человека
7 кармы