– Владлен Васильевич, вы плавали на лодках и с ЖМТ-реактором, и с ВВР. Не могли бы вы их сравнить с точки зрения технических характеристик, безопасности эксплуатации?
– Я убедился в более высокой маневренности, меньшей энергонапряженности, более высокой радиоактивной безопасности, меньших габаритах АППУ с ЖМТ-реактором. Современные разработки реакторов с теплоносителем свинец-висмут лишены недостатков и недоработок, имевших место у реакторов на атомных лодках 645, 705 и 705К проектов.
Реактор СВБР-75/100 на быстрых нейтронах – унифицированная интегральная АЭУ со свинцово-висмутовым теплоносителем, обладает внутренней самозащищенностью, компактностью, высокой маневренностью и наивысшим КПД. Допускает режим многократного замораживания и размораживания теплоносителя, что в сочетании с компактностью делает эти ядерные энергоблоки транспортабельными в полном снаряжении и готовности к работе. В связи с низким давлением в первом контуре вплоть до атмосферного, изготовление реакторной установки не требует уникального машиностроительного оборудования в отличие от ВВР с их давлением в двести атмосфер при 3150С. В целом эти установки отличаются от АППУ с ВВР в лучшую сторону по ядерной и радиационной безопасности, по маневренности и КПД, по стоимости эксплуатации от создания до утилизации и захоронения.
При управлении кораблем особенно важно иметь преимущества в маневренности. Реакторная установка должна обеспечить быстрейшее изменение скорости корабля до максимальной или до заднего хода, крайне необходимых для уклонения от оружия противника, предотвращения столкновений с плавсредствами, кораблями и навигационными опасностями, для обеспечения быстрого всплытия аварийной подводной лодки. Для этого ППУ должна быстро наращивать мощность для обеспечения паром увеличивающих мощности турбин или турбогенераторов (на атомных ледоколах). На установках с ВВР допускается изменение мощности реактора не более 1% в секунду, а в последние годы, для повышения надежности активных зон рекомендовано изменение 0,1% в секунду.
Командуя атомоходами с ВВР, при проходе узкости, при швартовке, при выполнении сложных маневров, я вынужденно давал команду иметь запас мощности 20%. Это приводило к перерасходу ядерного горючего (20% вырабатываемого пара, минуя турбины, шли в конденсатор). На АПЛ такой перерасход мощности кратковременен. А вот на атомных ледоколах, которые при проводке судов во льдах производят до 60 реверсов в час, и бывает сутками вынуждены держать запас мощности 20%, такой перерасход значителен.
Подводные лодки «К-27» и последующие АПЛ-705 и 705К проекта с реакторами на промежуточных нейтронах и со свинец-висмутовым теплоносителем за счет возможности в 4 раза быстрей повышать мощность реакторов и большого запаса (по температуре) перегретого пара, в создании запаса мощности не нуждались. А маневренность реактора позволяла оставлять за кормой выпущенные по лодкам торпеды за счет почти мгновенного развития большой скорости. Остро нуждаясь в строительстве атомных ледоколов для спасения Северного морского пути, Минтранс до сих пор не заказал проработку СВБР-75/100 для ледокольных судовых энергоустановок.
– Какие организации сегодня занимаются работами по ЖМТ-реакторам?
– Учитывая опыт эксплуатации АЭУ с ЖМТ на АПЛ «К27» 645 проекта, АПЛ-705 и 705А проектов ряд организаций, в том числе ФЭИ им. акад. А.И.Лейпунского, ОКБ «Гидропресс», ГНИПКИИ «Атомэнергопроект», НПО «Аврора», Калужский турбинный завод, СПМБМ «Малахит» разработали концептуальный проект модульной АЭС с двумя блоками на базе модульных АППУ с многоцелевыми свинцово-висмутовыми реакторами на быстрых нейтронах (СВБР-75/100).
Этот проект заинтересовал Союз российских судовладельцев с целью его использования при освоении арктического шельфа и реализации Морской доктрины РФ на Северном морском пути. Создание атомных станций ограниченной мощности на реакторах ЖМТ для обеспечения электроэнергией и теплом северного и восточного побережья России позволит выполнить требования по экономичности, ядерной, радиационной и экологической безопасности, благодаря свойствам внутренней самозащищенности этих реакторов.
Они обеспечиваются меньшим оперативным запасом реактивности, применением химически пассивного по отношению к воздуху и воде теплоносителя, исключающего кризис теплоотвода и высокое давление в контуре, интегральной компоновкой, исключающей возможность потери теплоносителя, отсутствием жидких радиоактивных отходов, высокой надежностью активной зоны и т.д.
В июне 2006 г. НТС № 1 высоко оценил работу по созданию многоцелевого СВБР-75/100, подчеркнув монопольное владение Россией реакторной свинцово-висмутовой технологией. Было высказано опасение, что работы в этой области Японии, США, Кореи и Европы могут привести к утрате нашего приоритета.
Но, одобряя работу ФГУП ОКБ «Гидропресс», ФГУП ГНЦ РФФЭИ и ФГУП «Атомэнергопроект» по этому проекту, решение НТС свелось к предложению продолжить в 2007 году проработки опытно-промышленного энергоблока с РУ СВБР-75/100 с привязкой к конкретной площадке и рекомендации Росатому разработать технические требования к атомным энергоблокам регионального энергоснабжения.
Начало практического воплощения разработок в металл опять откладывается. Уникальный опыт 80 реакторолет эксплуатации РУ с теплоносителем свинец-висмут на АПЛ признается не в полной мере референтным, так как он отличается от режима эксплуатации и требований по ресурсу и безопасности в гражданской атомной энергетике. В результате потери еще 5–7 лет приоритет России в этой области будет безвозвратно утерян.
