Ядерные энергетические установки

Проблема оснащения космических аппаратов надежными системами энергообеспечения стала очевидна почти сразу после запусков первых искусственных спутников Земли. Химические аккумуляторные батареи, применявшиеся в те годы, не могли удовлетворить стремительно растущие потребности в энергообеспечении для решения серьезных энергоемких задач в космосе.

Проведенные исследования показали, что для решения этой проблемы возможны несколько вариантов энергообеспечения. (Данный материал затрагивает тему, затронутую в другой интересной публикации сайта http://monomah.org/archives/9899 — ред.)

Один из них предусматривал применение солнечных батарей для питания бортовой аппаратуры полезной нагрузки и служебных систем космического аппарата (КА). Этот вариант было достаточно просто реализовать в техническом плане, он был относительно дешев и надежен при эксплуатации. Однако в те годы элементы солнечных батарей в процессе эксплуатации достаточно быстро деградировали, плюс ко всему они не могли обеспечить энергией спутник, когда он находился на теневом участке орбиты – в этом случае энергия поступала от аккумуляторов, имеющих значительную массу и небольшой срок службы. Тем не менее, сейчас, в связи с появлением новых материалов и технологий для производства солнечных батарей, этот способ обеспечения энергией космических аппаратов является основным в мировой космонавтике.

Космические аппараты с радиоизотопными источниками энергии

Другой вариант предусматривал использование ядерных источников энергии. Но их применение на космических аппаратах сопряжено с решением большого комплекса проблем обеспечения радиационной безопасности – как биосферы Земли на участке выведения спутника, так и полезной нагрузки КА в космическом пространстве. Первый опыт решения этих задач в нашей стране был получен при запуске в космос космических аппаратов с радиоизотопными источниками энергии. В 1965 г. были запущены два экспериментальных КА связи типа «Стрела-1» с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами (РИТЭГ) «Орион-1», работающими на полонии-210. Вес генераторов составлял 14,8 кг, электрическая мощность – 20 Вт, срок работы – 4 месяца. В последующие годы проводились работы, направленные на повышение мощности и ресурса РИТЭГ для луноходов и автоматических межпланетных станций. В то же время разработанные конструкции РИТЭГ отличались между собой применяемыми изотопами, термоэлектрическими материалами, конструктивными формами и т.п. Все это значительно усложняло и удорожало создание подобных энергетических установок.

Сравнительно низкая энергоемкость, высокая стоимость РИТЭГ, сложности с решением проблем их использования в космосе, успехи в разработке энергетических установок на основе ядерного реактора явились причиной прекращения работ по новым РИТЭГ для космоса.


Рис. 1. Макет ЯЭУ «Тополь»

Термоэлектрические реакторы-преобразователи

Использование термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии в сочетании с ядерными реакторами позволило создать принципиально новый тип установок, в которых источник тепловой энергии (ядерный реактор) и преобразователь тепловой энергии в электрическую объединены в единый агрегат – реактор-преобразователь.

Первый советский термоэлектрический реактор-преобразователь «Ромашка» был впервые запущен в Институте атомной энергии («Курчатовский институт») 14 августа 1964 г. Реактор на быстрых нейтронах имел тепловую мощность 40 кВт и использовал в качестве топлива карбид урана. Термоэлектрический преобразователь на кремний-германиевых полупроводниковых элементах выдавал мощность до 800 Вт. Основоположник практической космонавтики, академик С.П.Королев намеревался использовать «Ромашку» на космических аппаратах в сочетании с импульсными плазменными двигателями, но его уход из жизни в 1966 г. не дал осуществиться этим планам. Испытания «Ромашки» закончились в середине 1966 года, но реактор так и не был использован в космосе.

Американские космические аппараты с ЯЭУ

Первой в мировой практике ядерной энергетической установкой (ЯЭУ), примененной на космическом аппарате, стала американская ЯЭУ SNAP-10A, размещенная на космическом аппарате Snapshot, который был выведен на орбиту 3 апреля 1965 года. Предполагалось провести летные испытания реактора в течение 90 суток. Реактор на тепловых нейтронах использовал уран-235 в качестве топлива, гидрид циркония как замедлитель и натрий-калиевый расплав в качестве теплоносителя. Тепловая мощность реактора составляла около 40 кВт. Электрическая мощность, обеспечиваемая термоэлектрическим преобразователем, составляла от 500 до 650 Вт. Реактор успешно проработал 43 дня – до 16 мая 1965 года.

Тем не менее, США вскоре свернули свою программу по космическим ЯЭУ. Так, 18 мая 1968 г. был запущен последний, на сегодняшний день, американский спутник с ядерным реактором. Увы, на участке выведения потерпела катастрофу ракета-носитель «Тор-Аджена-Д», которая должна была вывести на орбиту метеорологический спутник «Нимбус-В» с ЯЭУ SNAP-19B2. Благодаря прочности конструкции аппарата он не разрушился. Позднее он был найден и поднят на борт корабля американских ВМС. К счастью, радиоактивного заражения мирового океана не произошло. После этого США запустили ряд космических аппаратов с радиоизотопными генераторами, включая межпланетные автоматические станции «Пионер» и «Вояджер», а также пилотируемые космические корабли «Аполлон». Последним американским космическим аппаратом с радиоизотопным генератором стал межпланетный зонд «New Horizons», запущенный к Сатурну в январе 2006 г.

Советские космические аппараты с ЯЭУ

Первый советский спутник с ядерной энергетической установкой был запущен 3 октября 1970 г. Это был прототип космического аппарата радиолокационной разведки «УС-А» («Космос-367»), разработанный и изготовленный ЦКБ машиностроения (г.Реутов, генеральный конструктор В.Н.Челомей). Следует отметить, что к началу 1970-х годов ЦКБ машиностроения было загружено выполнением правительственных заданий по созданию новых противокорабельных крылатых ракет, космической орбитальной станции «Алмаз» и другими важными работами. Поэтому еще с мая 1969 г. весь комплекс работ по космическим аппаратам «УС-А», включая выпуск конструкторской и эксплуатационной документации, освоение серийного производства, проведение наземной и летно-конструкторской отработки космических комплексов, сдачу их в эксплуатацию, проводился ленинградскими Конструкторским бюро и заводом «Арсенал» имени М.В.Фрунзе.

Космический аппарат «УС-А» был оснащен радиолокатором одностороннего бокового обзора и был предназначен для обнаружения надводных кораблей и авианосных соединений противника. В качестве энергетической установки КА была использована ЯЭУ БЭС-5 «Бук» мощностью 3 кВт с термоэлектрическим преобразованием тепловой энергии (разработчик ЯЭУ – НПО «Красная Звезда»). Для обеспечения радиационной безопасности после завершения срока активного существования в составе КА была предусмотрена специальная твердотопливная двигательная установка, обеспечивающая увод энергетической части космического аппарата на орбиту с длительным сроком существования – продолжительностью не менее 10 периодов полураспада наиболее «живучих» изотопов ЯЭУ.


Рис. 2. КА УС-АМ

За время серийного производства спутников типа «УС-А» удалось увеличить срок активного существования изделий с 45 до 120 суток, при этом были решены задачи по защите бортовой аппаратуры КА от радиационного воздействия ЯЭУ.

В эти же годы коллективом КБ «Арсенал» проводились работы по модернизации КА «УС-А», направленные на кардинальное улучшение тактико-технических характеристик и увеличение срока активного существования. Результатом этого стало создание во второй половине 1980-х гг. космического аппарата двухстороннего радиолокационного обзора – «УС-АМ». Срок активного существования КА «УС-АМ» составил около 300 суток, применение локатора двухстороннего обзора позволило существенно расширить возможности КА с точки зрения целевого применения.

ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями

В то же время в Советском Союзе параллельно с работами по созданию ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами проектировались ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить КПД, повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом. В 1970–1973 гг. были созданы и прошли наземные энергетические испытания первые три прототипа термоэмиссионной ЯЭУ. Эти испытания непосредственно подтвердили возможность стабильного получения удовлетворительных выходных параметров реактора-преобразователя. Работы шли по ЯЭУ двух типов: ТЭУ-5 «Тополь» (Топаз-1) и «Енисей» (Топаз-2). Летные испытания двух образцов ЯЭУ «Тополь» были проведены в 1987–1988 гг. на КА «Плазма-А» разработки КБ «Арсенал» («Космос-1818» и «Космос-1867»). ЯЭУ на КА «Космос-1818» проработала в течение 142 суток, а ЯЭУ на «Космос-1867» – в течение 342 суток. В обоих случаях окончание работы ЯЭУ было связано с плановым исчерпанием запасов цезия, используемого при работе термоэмиссионного реактора-преобразователя.


Рис. 3

Отличительной чертой установки «Тополь» стало соединение реактора с термоэмиссионным (термоионным) преобразователем тепловой энергии в электрическую. Такой преобразователь подобен электронной лампе: катод из молибдена с вольфрамовым покрытием, нагретый до высокой температуры, испускает электроны, которые преодолевают промежуток, заполненный ионами цезия под низким давлением, и попадают на анод. Электрическая цепь замыкается через нагрузку.

Реактор (топливо – диоксид урана с 90% обогащением, теплоноситель – калий-натриевая смесь) имел тепловую мощность 150 кВт, причем количество урана-235 в реакторе было снижено до 11,5 кг по сравнению с 30 кг в БЭС-5 «Бук». Выходная электрическая мощность преобразователя составляла от 5 до 6,6 кВт.

В свою очередь, реактор-преобразователь «Енисей» разрабатывался ленинградским ЦКБ машиностроения по заказу НПО прикладной механики (г.Железногорск) для геостационарного КА непосредственного телевещания «Эстафета». Тепловая мощность «Енисея» была порядка 115–135 кВт, электрическая мощность 4,5–5,5 кВт. Расчетный срок службы был не менее 3 лет.

Международное сотрудничество по космическим ЯЭУ

Согласно ряду сообщений в прессе, в 1992 году США приобрели в России за 13 млн. долларов две ЯЭУ «Енисей». Один из реакторов, поставленных в США, предполагалось после тщательных наземных испытаний использовать в 1995 г. в «Космическом эксперименте с ядерно-электрической двигательной установкой». Однако в 1996 г. этот довольно дорогостоящий проект был закрыт.

Другие проекты космических реакторов 1990-х годов также не дошли до летных испытаний. Так, в 1993 г. были закрыты два американских проекта для Стратегической оборонной инициативы: ЯЭУ SP-100 с максимальной выходной электрической мощностью от 40 до 300 кВт и сроком службы от 3 до 7 лет и особо мощная установка на 5 МВт электрической мощности. В России проводилась разработка мощной двухрежимной установки «Топаз-100/40» («Топаз-3») для геостационарного космического аппарата. В режиме 100 кВт установка должна была обеспечить перевод КА с помощью электроракетных двигателей с начальной радиационно-безопасной орбиты (800 км) на геостационарную, а в режиме 40 кВт – для питания целевой аппаратуры в течение 7 лет.

Немалую роль в прекращении эксплуатации космических аппаратов с ЯЭУ сыграло настороженное после чернобыльской катастрофы отношение мировой общественности к ядерной энергетике вообще. К концу 1980-х годов обывателю, по крайней мере, на Западе, уже было известно об авариях космических аппаратов с ядерными энергоустановками – как советскими, так и американскими.

Радиационные аварии космических ЯЭУ

Наиболее серьезные аварии (с радиационным загрязнением) со спутниками, оснащенными ЯЭУ, происходили, по сути, трижды. Первая случилась 21 апреля 1964 г., когда аварией закончился запуск американского навигационного спутника «Транзит-5В» с ядерной энергетической установкой SNAP-9A на борту, а находившиеся в ней 950 граммов плутония-238 рассеялись в земной атмосфере, вызвав существенное повышение естественного радиоактивного фона. Вторая произошла 24 января 1978 г. уже с советским КА радиолокационной разведки «УС-А» («Космос-954»). В результате неконтролируемого схода спутника с орбиты при прохождении плотных слоев земной атмосферы произошло разрушение космического аппарата, а его обломки упали в северо-западных районах Канады. Произошло незначительное радиоактивное загрязнение поверхности, правительство СССР выплатило Канаде компенсацию, но ущерб в этом случае был в большей степени политическим – СССР обвинили в милитаризации космоса, а КА «УС-А» пришлось дооснащать дублирующей системой обеспечения радиационной безопасности, и пуски таких аппаратов возобновились только в 1980 году. В феврале 1983 г. в пустынных районах Южной Атлантики снова упал КА «УС-А» («Космос-1402»). Однако в этот раз конструктивные доработки после предыдущей аварии позволили отделить активную зону от термостойкого корпуса реактора и предотвратить компактное падение обломков. Тем не менее, было зафиксировано незначительное повышение естественного радиационного фона.

Последний инцидент со спутником «УС-А» («Космос-1900») случился в 1988 г., когда, как казалось, было не избежать повторения канадского скандала, но за несколько дней до входа космического аппарата в плотные слои атмосферы сработала аварийная защитная система и активная зона реактора была успешно отделена и переведена на орбиту захоронения.

За месяц до этого был запущен модернизированный КА «УС-АМ» («Космос-1932»). И хотя в этот раз полет прошел нормально, от эксплуатации аппаратов с ядерными энергетическими установками было решено отказаться «до лучших времен». Тем более, что в это время на СССР оказывалось серьезное давление со стороны США и международных организаций, требовавших от Советского Союза «прекратить загрязнение космоса».


Рис. 4. JIMO (журнал «Новости космонавтики»)

Экологическая безопасность космических ЯЭУ

В нашей стране с самого начала работ по космическим аппаратам с ЯЭУ огромное значение придавалось обеспечению экологической безопасности на всех этапах эксплуатации таких КА. С учетом специфики работы реактора, накопления в нем радиоактивности и ее последующего спада, были приняты следующие принципы обеспечения безопасности:

• сохранение реактора ЯЭУ в подкритичном состоянии (т.е. без протекания реакции деления) до выхода КА на орбиту, в том числе во всех аварийных ситуациях;

• включение реактора ЯЭУ только на рабочей орбите КА;

• обязательное выключение реактора после выполнения спутником заданной программы, а также при возникновении аварийной ситуации;

• изоляция ЯЭУ от населения Земли в течение времени, необходимого для снижения радиоактивности выключенного реактора до безопасного уровня;

• при невозможности изоляции – диспергирование (дробление) ЯЭУ до уровней, обеспечивающих безопасность населения на территории выпадения фрагментов установки.

Эти принципы были в дальнейшем одобрены Комитетом ООН по космосу и закреплены в ныне действующем документе «Принципы, касающиеся использования ядерных источников энергии в космическом пространстве», принятом Генеральной Ассамблеей ООН в 1992 году.

Перспективы развития космических ЯЭУ

Как видно из истории, использование ядерной энергии в космосе остается опасным и дорогостоящим делом, но игра всё же стоит свеч. В настоящее время в России ведется отработка и создание космических ядерных энергетических установок следующего поколения. Ранее созданные установки «Бук» и «Тополь» имели уровень мощности 3-10 кВт и ресурс работы от 3 месяцев до одного года. Имеется практический задел по созданию установок мощностью до 100 кВт и с ресурсом работы от 5 до 10 лет.

Применение ядерных энергоустановок в космосе в соответствии с принятой идеологией предусматривает их использование только в тех сферах, где нет возможности решить задачу с помощью других источников энергии. Главным источником энергии на околоземных орбитах являются солнечные элементы, мощность и КПД которых за последнее время значительно выросли. Если еще несколько лет назад разработчики ЯЭУ ориентировались на уровень мощности 20 кВт, то сегодня такой уровень планируется обеспечивать солнечными источниками энергии. В то же время для полетов в дальний космос использование ЯЭУ практически не имеет альтернативы. Для таких масштабных проектов, как экспедиция на Марс, преимущество использования ядерной энергетики не вызывает сомнений. Причем ЯЭУ может служить не только источником энергии для жизнеобеспечения экипажа и питания аппаратуры, но и средством, обеспечивающим движение, в том числе с помощью ядерного ракетного двигателя. В соответствии с современными представлениями это может быть транспортно-энергетический модуль, обеспечивающий вывод аппарата на орбиту или возможность смены орбиты. Такая двухрежимная установка с уровнем мощности около 100 кВт обеспечит вывод космического корабля на рабочую орбиту, и уже там обеспечит энергопитание на более низком уровне мощности.

Американские программы по атомным технологиям для космоса

В США после долгого перерыва решили вернуться к использованию космических ЯЭУ. В августе 2006 года президентом Бушем и конгрессом был принят очень важный документ – «Национальная космическая политика США». В нем недвусмысленно говорится о необходимости достижения государственного приоритета в области космических технологий, в том числе атомных. В США уже ведутся предварительные исследования по созданию первой в мире межпланетной станции, использующей ядерный реактор как источник питания бортовой электрореактивной двигательной установки и научной аппаратуры с высоким уровнем энергопотребления. Станция предназначена для исследования трех из четырех галилеевых спутников Юпитера – Европы, Ганимеда и Каллисто – и потому названа JIMO (Jupiter Icy Moon Orbiter, Орбитальный аппарат для ледяных лун Юпитера). Она должна окончательно установить, существуют ли под ледяной корой этих больших спутников океаны, в которых может быть жизнь.

Проект JIMO должен продемонстрировать безопасность ядерных реакторов и надежность эксплуатации ядерных реакторов в космосе. Ядерная энергетическая установка этого аппарата должна дать в 100 раз больше электроэнергии, чем энергетические установки, применявшиеся для межпланетных перелетов ранее. Все это откроет новые возможности для исследований, включая более гибкий план полетов, в меньшей степени зависящий от взаимного расположения планет, а значит, дающий большее время для целевых работ в одной миссии.

Концепция развития космической ядерной энергетики в России

В 1998 г. Правительство Российской Федерации приняло постановление «О концепции развития космической ядерной энергетики в России». Эта Концепция направлена на сохранение лидирующих позиций России в области космических ядерных технологий, высококвалифицированных кадров, уникальной экспериментальной и производственно-технологической баз, инфраструктуры научных центров и предприятий, которые осуществляют работы в данной области.

Таким образом, сейчас наблюдается настоящий ренессанс космической ядерной энергетики – для решения амбициозных энергоемких задач на околоземной орбите и в дальнем космосе требуется колоссальная энергия, дать которую в настоящее время способны только ядерные энергетические установки. При должном финансировании и внимании мирового ученого сообщества к этой технологии человечество уже в ближайшей перспективе будет способно подойти к промышленному освоению космоса, пилотируемому полету на Марс и исследованию дальних планет.

Журнал «Атомная стратегия» № 30, июнь 2007 г.)

П.А.Карасев,

ФГУП «Конструкторское бюро «Арсенал» имени М.В.Фрунзе»,

Санкт-Петербург

Атомная электростанция (АЭС)

ИА Neftegaz.RU. Атомная электростанция (АЭС) — ядерная установка, использующая для производства электрической (и в некоторых случаях тепловой) энергии ядерный реактор (реакторы) и содержащая комплекс необходимых сооружений и оборудования.

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю 1го контура.

Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура.

Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы.

На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя.

Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды в различных реакторах в качестве теплоносителя и охладителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др.

Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферного), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР(Водо-водяной энергетический реактор).

Реакторы типа РБМК (Реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — 2 натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Атомные электростанции использует 31 страна.

Подавляющее большинство АЭС находится в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще.

В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт.

Еще 41 реактор не производил электричества от 1,5 до 20 лет, причём 40 из них находятся в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики, на 2016 г. в отрасли наблюдается спад.

Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 г. (2660 ТВт⋅ч).

Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 г. до 10,7 % в 2015 г.

158 реакторов были окончательно остановлены. Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет.

Кроме того, строительство 6 реакторов формально продолжается более 15 лет.

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 — в Китае), либо в Восточной Европе.

2/3 строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию.

КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, ещё около полутора десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.

Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов.

Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет.

Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, работает в течение 47 лет.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

В 2007 г. Россия приступила к строительству первой в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

Строительство столкнулось с задержками.

По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает в 2018-2019 г.

Генеральный конструктор ОАО «НИКИЭТ», доктор технических наук, профессор, член-корреспондент РАН, заслуженный конструктор Российской Федерации, директор – генеральный конструктор ФГУП ОКБ «Гидропресс» (1998–2007), лауреат премии Совета Министров СССР, почетный гражданин города Подольск

Отец Юрия Драгунова с первых дней войны ушел на фронт, служил артиллеристом на Западном фронте, победу встретил под Кенигсбергом. После демобилизации Григорий Яковлевич работал председателем колхоза, затем начальником отделения большого совхоза в Московской области. Мать работала библиотекарем. Григорий Яковлевич и Нина Ивановна рано приучили своих четверых детей к труду, сумели привить им тягу к знаниям, образованию. Еще ребенком Юрий освоил основные крестьянские профессии, школьником работал в совхозе, очень много читал. Успешно окончив школу, он решил поступать в лучший вуз страны, причем на самый престижный факультет, и подал документы на физический факультет Московского Государственного университета имени М.В. Ломоносова. В первый год не был принят – не хватило полбалла, чтобы пройти по конкурсу и получить место в общежитии. Год Юрий проработал в родном совхозе и снова пришел в МГУ. Так в 1960 году он стал студентом физфака МГУ.
В университете Ю. Драгунов серьезно занимался спортом, выступал на первенстве вузов Москвы по лыжным гонкам. Активно участвовал в работе комсомольской организации, был членом факультетского бюро ВЛКСМ. Хорошей жизненной школой, с точки зрения приобретения навыков организаторской работы, для него стали студенческие стройотряды: Ю. Драгунов участвовал в освоении целины в Казахстане, на строительстве Череповецкой ГЭС, с экспедицией Института физики Земли ездил в Забайкалье.
Окончив в 1966 году физический факультет МГУ, Юрий Драгунов получил распределение в Подольск, в ОКБ «Гидропресс», которое занималось атомной тематикой, на должность конструктора 2-й категории. Вскоре ему было поручено создать бюро, которое занималось обоснованием физики выпускаемых реакторных установок. В течение года он осваивал разработки Курчатовского института, где он впервые работал в контакте с известными учеными в области атомной энергетики С.А. Скворцовым, В.А. Сидоренко, подобрал команду специалистов, а через 2 года был назначен начальником бюро, руководителем группы. Параллельно Ю.Г. Драгунов вел активную общественную работу, был заместителем секретаря, затем несколько лет – секретарем комитета комсомола ОКБ «Гидропресс».
В дальнейшем Ю.Г Драгунова назначили начальником технического отдела ОКБ «Гидропресс». В этот момент одним из важнейших направлений деятельности ОКБ «Гидропресс» стало обоснование конструкционной прочности корпусов реакторов. Разработка связанных с этим проблем и была поручена отделу Ю.Г Драгунова. В его компетенцию входили вопросы материаловедения, расчета теплогидравлических режимов, проведение экспериментальных работ, расчетов прочности.
В 1990 году Ю.Г. Драгунов защитил кандидатскую диссертацию. К тому времени список его научных работ составлял более 40 наименований.
Ю.Г Драгунов набирал очки как в своем КБ, так и в отрасли, серьезно занялся английским языком. Как специалист, он принял успешное участие в работе совещания Международного агентства по атомной энергии «Поведение корпусов реактора при термоударе под давлением». С 1995 по 2005 гг. он был рекомендован Министерством атомной энергетики в международную рабочую группу МАГАТЭ по управлению ресурсом компонентов атомных электростанций. Это дало неоценимый опыт сотрудничества с зарубежными специалистами.
Далее Ю.Г. Драгунов работал заместителем главного конструктора ОКБ «Гидропресс», затем главным конструктором – начальником отделения. С распадом СССР не избежало серьезного кризиса и ОКБ «Гидропресс». Оно практически разваливалось на глазах. Руководство отрасли предложило Ю.Г. Драгунову возглавить фирму в надежде на то, что с его помощью удастся изменить положение дел. Давая согласие на назначение, Ю.Г. Драгунов достаточно четко знал, что ему предстоит сделать. В 1998 году Юрий Григорьевич был назначен директором – генеральным конструктором Федерального государственного унитарного предприятия ордена Трудового Красного Знамени и ордена Труда ЧССР опытного конструкторского бюро «Гидропресс». Драгунов поставил цель: восстановить предприятие как единое целое, найти ему место в новых рыночных условиях, выйти на мировые рынки.
В своей деятельности руководителя такой большой конструкторской организации, как ОКБ «Гидропресс» (1998–2007), Ю.Г. Драгунов во многом использовал лучшие результаты школы бывшего начальника — главного конструктора ОКБ «Гидропресс» Героя Социалистического Труда В.В. Стекольникова и его заместителей В.П. Денисова, Н.И. Ермакова: определение приоритетных задач и четкого их содержания, назначение ответственных исполнителей, систематический контроль выполнения обязательств.
Под его руководством в новых рыночных условиях предприятие успешно развивалось и смогло выйти на мировые рынки атомных энергоблоков. Были разработаны проекты реакторных установок для АЭС в Иране, Китае, Индии. Важным направлением деятельности ОКБ «Гидропресс» в эти годы стало наукоемкое, сложное производство оборудования для российских и зарубежных атомных станций.
Ю.Г. Драгунов принимал личное участие в проведении многих научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ. Среди них – исследование факторов, определяющих радиационный ресурс корпусов реакторов ВВЭР. Результаты научных исследований по этим работам позволили обосновать и внедрить комплекс технических мероприятий по обеспечению безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР, обоснованию продления срока службы реакторных установок.
Еще одним направлением научной деятельности Ю.Г. Драгунова в ОКБ «Гидропресс» было изучение влияния режима отжига на степень восстановления свойств стали и металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР первого поколения, связывающих параметры отжига и эксплуатации, включая плотность потока нейтронов; обоснование работоспособности и ресурса корпусов реакторов после отжига. На предложенный режим отжига получены авторские свидетельства. Ю.Г. Драгунов лично принимал участие в обосновании и реализации отжига на АЭС. Под руководством Ю.Г. Драгунова в ОКБ «Гидропресс» исследованы причины повреждения коллекторов парогенераторов ВВЭР-1000 и предложен комплекс мероприятий, внедрение которых обеспечивает безаварийную работу парогенераторов в течение всего срока эксплуатации. Под руководством и при непосредственном участии Ю.Г. Драгунова в ОКБ «Гидропресс» велась разработка реакторных установок ВВЭР для АЭС нового поколения (ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500), быстрых реакторов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (сплав свинца и висмута).
В 2007-2008 гг. Ю.Г. Драгунов занимал пост советника директора ОАО «Атомэнергопром». С октября 2008 года Ю.Г. Драгунов стал заместителем генерального директора ОАО ОМЗ, а в декабре 2008 г. — первым заместителем генерального директора ОАО ОМЗ. С 1 июля 2009 года Ю.Г. Драгунов назначен генеральным директором ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля».
Одно из основных направлений деятельности НИКИЭТ, в котором Госкорпорацией «Росатом» Ю.Г. Драгу-нов утвержден руководителем проекта, — разработка реакторных установок на быстрых нейтронах нового поколения, являющихся основой создания новой технологической базы атомной энергетики на основе замкнутого ядерного топливного цикла.
Распоряжением Президента РФ, в соответствии с решением Комиссии по модернизации и технологическому развитию экономики России при президенте РФ, ОАО «НИКИЭТ» назначено единственным исполнителем работ по проекту создания реакторной установки для ЯЭДУ мегаваттного класса в рамках реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса». Руководителем данного проекта в части работ Госкорпорации «Росатом» назначен Ю.Г. Драгунов.
Традиционным направлением работы в институте остается разработка проектов исследовательских реакторов, и ключевым проектом для обоснования топлива и конструкционных материалов реакторов нового поколения является разработка многофункционального быстрого исследовательского реактора, выполняемая в рамках Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года».
Ю.Г. Драгунов принимает личное участие в важных работах института – создание судовых и космических ядерных энергетических установок, изготовление и внедрение комплексных автоматизированных систем управления ядерными энергетическими установками, систем мониторинга и диагностики оборудования атомных электростанций, реализации обязательств российской стороны по международному проекту термоядерного реактора ИТЭР.
Член Экспертного совета в области судостроения, кораблестроения и судоремонта Комиссии Совета Федерации Федерального Собрания Российской Федерации по национальной морской политике. Член Экспертного совета № 1 Высшей аттестационной комиссии.
Член секции атомной энергетики межведомственного совета по присуждению премий Правительства Российской Федерации в области науки и техники.
Член рабочей группы Научно-координационного совета ФЦП «Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития научно-технологического комплекса России на 2007 – 2014 годы» по приоритетному направлению «Энергетика и энергосбережение».
Член научно-технического совета «Исследование и разработка физических принципов и технических решений эффективной и безопасной гибридной ядерной энергетики» при Минобрнауки РФ.
Заведующий кафедрой Э-7 «Ядерные реакторы и установки» МГТУ им. Н.Э. Баумана.
Ю.Г. Драгунов является автором 16 изобретений. Личное участие Ю.Г. Драгунова в научных исследованиях, экспериментах и конструкторских разработках подтверждено более чем в 170 опубликованных работах. Ю.Г. Драгунов является научным руководителем и соавтором 5 книг. Материалы его работ, изложенные в научных журналах, сборниках докладов, книгах, доложенные им на семинарах, российских и международных конференциях, совещаниях и конференциях МАГАТЭ, нашли широкое признание у научной общественности.
Член-корреспондент РАН, доктор технических наук, профессор Ю.Г. Драгунов – лауреат премии Совета Министров СССР (1991 г., за создание научных основ и внедрение отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 для повышения безопасности атомных станций). За заслуги перед государством и большой вклад в развитие атомной энергетики Ю.Г. Драгунов удостоен почетного звания «Заслуженный конструктор РФ» (1995).
Награжден орденом Почета (2003 г.) и другими знаками отличия. Ему присвоено звание почетного гражданина города Подольск Московской области.

Россия является мировым лидером по количеству действующих исследовательских ядерных установок (22% от общемирового), в том числе – исследовательских реакторов (29 действуют, 2 временно остановлены, 2 находятся в стадии сооружения). Всего же в период развития атомной науки и техники в мире было построено более 600 ИЯУ различных типов и мощности. Большинство ИР, включая установки с рекордными пользовательскими параметрами, как в России, так и за рубежом, было создано по проектам и с участием НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля. О современном состоянии ИР, задачах по оптимизации их эксплуатации, о перспективных проектах и планах по возврату на мировой рынок рассказал в интервью Nuclear.Ru директор-главный конструктор АО «НИКИЭТ» Юрий Драгунов.
— По проектам или с участием НИКИЭТ создано 27 исследовательских реакторов в России и за рубежом. Какие именно?
— Их действительно много, они разные, а некоторые из них – уникальные. Прежде всего, это все высокопоточные ИР мощностью 100 МВт и более в России. Таких реакторов не так уж много. Это штучная продукция, поэтому их можно и перечислить. Это действующие реакторы СМ-2 (а после модернизации в 1994 году – СМ-3) и МИР-М1 в НИИАР – оба мощностью 100 МВт; сооружаемый реактор ПИК в Петербургском институте ядерной физики мощностью 100 МВт; и создаваемый в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения» реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем МБИР мощностью 150 МВт с широкими экспериментальными возможностями. Затем следует вспомнить реактор в бывшем филиале НИКИЭТ, а ныне АО «Институт реакторных материалов (ИРМ, г. Заречный) – ИВВ-2М мощностью 15 МВт, очень удачный и эффективно работающий реактор. Особо полезно выделить импульсный или пульсирующий реактор ИБР-2 в Объединенном институте ядерных исследований (ОИЯИ, г. Дубна) средней тепловой мощностью 2 МВт, а пиковой импульсной мощностью 1500 МВт.
Затем целая серия реакторов бассейнового типа ИРТ. Они строились и в Советском Союзе и в зарубежных странах. В России сейчас действуют реакторы ИРТ-2500 (в МИФИ) и ИРТ-Т (в Томске). Такие реакторы работали также в Белоруссии, Латвии, Грузии, Болгарии. Низкомощные (мощностью всего лишь 50 кВт) бассейновые реакторы типа ИР-50 есть в нашем институте и в Санкт-Петербурге, в ЦНИИ им. А.Н. Крылова (там реактор называется У-3). По проектам или с участием НИКИЭТ сооружены, а многие работают до сих пор, реакторы в Казахстане (два реактора), Узбекистане, Вьетнаме, Чехии, Венгрии, Польше, Ливии, Ираке, Корее. Возможно, я что-нибудь и забыл упомянуть и даже наверняка не упомянул, поскольку не говорил о критических и подкритических стендах, а они по терминологии МАГАТЭ тоже относятся к реакторам низкой или нулевой мощности.
— Какая работа ведется институтом по действующим ИР?
— Самая разнообразная. Во-первых, реакторы модернизируются, и это требует от разработчика новых проектных решений и обоснований. Самый свежий пример – модернизация реактора ИБР-2 в Дубне. Совместно с коллегами из ОИЯИ в течение десяти лет был выполнен весь комплекс работ: от концепции, программы модернизации, до обновления основного реакторного оборудования (включая активную зону, корпус, комплект отражателей и др.). Большая часть не только конструкторских работ, но и изготовление наиболее сложных и ответственных единиц оборудования (корпус реактора, модуляторы реактивности и др.) было выполнено в НИКИЭТ. Никто больше не брался, только наш институт смог изготовить. Два года назад была завершена полная реконструкция этого реактора. Ученые, а в Дубне все-таки международный центр, очень ждали, когда реактор заработает, потому что на него рассчитана очень большая программа.
Другой распространенный вид работ – это работы по авторскому сопровождению эксплуатации ИР. Конечно, их мы ведем с теми эксплуатирующими организациями, которые финансово и организационно поддерживают эту работу. К сожалению, к таковым относятся далеко не все эксплуатирующие организации. Правда, некоторые из них очень быстро меняют свою точку зрения, если на реакторе случаются какие-либо нештатные ситуации. Например, ИРМ в Заречном до 2007 года не поддерживал авторское сопровождение ИВВ-2М. Напомню, это высокопоточный реактор бассейнового типа мощностью 15 МВт. Но случилось три подряд неприятности с разгерметизацией, и тут же отношения и авторский надзор были восстановлены. Сейчас эта работа ведется на постоянной и взаимовыгодной основе: специалисты НИКИЭТ ведут постоянные расчетные оценки состояния активной зоны реактора в различных ее компоновках.
— Исследовательские реакторы переводятся на использование НОУ для укрепления режима нераспространения. Не снижаются ли при этом характеристики и возможности установок, и не теряется ли часть экспериментальной базы?
— Во-первых, это процесс не быстрый и не на всех реакторах сегодня этим занимаются. И для каждого реактора своя ситуация. Например, в России разработана сборка с НОУ-топливом, которая применена на реакторе ВВР-К в Казахстане по программе конверсии RERTR. Мы участвовали в этой работе. Казахстанские коллеги очень трепетно отнеслись к своему реактору и предложили американским коллегам, которые и финансируют работы по конверсии, заменить не только само топливо, но и отражатель. В результате потоки нейтронов не только не упали, но даже несколько возросли. Так что, характеристики не снижаются. Когда осуществляется перевод на НОУ-топливо, идет перестройка всей зоны, и разработчик реактора находит решения для того, чтобы не снизить характеристики.
В России тоже есть программа перевода ИР на НОУ-топливо. В ней заложены работы по расчетному обоснованию перевода некоторых, причем весьма небольшого количества, российских ИР на НОУ-топливо. Насколько мне известно, пока что реально выполнен перевод на НОУ-топливо реактора очень небольшой мощности (20 кВт) АРГУС в НИЦ «Курчатовский институт». Думаю, что в случае возникновения потребности в новом исследовательском реакторе в России надо сразу рассматривать использование НОУ-топлива. В отношении действующих ИР – каждый надо рассматривать отдельно. Проекты, ориентированные на зарубежного заказчика, однозначно должны быть с реакторами на НОУ-топливе. Кстати, исследовательский реактор в НИКИЭТ, который сейчас находится в режиме временного останова, использует НОУ-топливо. Суммируя ответ, могу сказать, что потеря экспериментальных возможностей нашему отечественному парку ИР в связи с конверсией не грозит.
— А если говорить о производстве молибдена-99? На ВОУ-топливе более эффективная наработка?
— С молибденом вопрос не такой очевидный. Там, действительно, есть некий проигрыш. Но, тем не менее, тенденция в мире такова, что ИР переходят на НОУ. Это касается и наработки молибдена. Мы тоже прорабатывали эти вопросы.

— Не является ли избыточным количество действующих исследовательских реакторов?
— Если мы говорим о избыточности или достаточности, то важно понять для каких целей и задач мы рассматриваем эти характеристики. Начнем с того, что сегодня российский парк действующих исследовательских ядерных установок, включающий в себя как собственно исследовательские реакторы, так и критические сборки и подкритические сборки является самым многочисленным в мире и составляет 22% от мирового парка (а это 231 ИЯУ). Далее следуют США с 18%, затем с сильным отставанием – Франция, Япония, Китай и т.д. Но если взглянуть более пристально, то окажется, что в Евросоюзе примерно соизмеримое с Россией количество исследовательских ядерных установок. США долгие годы не принимают активного участия в разработке новых энергетических ядерных установок. А Китай, активно развивающий атомную энергетику, увеличивает парк ИР (только за последние годы ввел в эксплуатацию два новых ИР – CARR с тяжеловодным отражателем и натриевый CEFR). Если учесть эти и некоторые другие факторы, то окажется, что по иным параметрам может ощущаться недостаток: не зря же в начале 2000 гг. встал вопрос о необходимости высокопоточного быстрого реактора на замену реактору БОР-60 в НИИАР. Кстати, последний сегодня не только загружен, но и перегружен, а это не очень хорошо, в том числе, с точки зрения потребительских характеристик реактора (большое количество экспериментальных ячеек в активной зоне «разжижает» ее, снижаются потоки и интенсивность дозовых нагрузок). Поэтому ощущения, что парк отечественных ИР избыточен, нет. Но это и не исключает того, что надо работать по его оптимизации, трезво оценивая качество каждой отдельной установки, ее востребованность, то есть загрузку и, конечно, вопросы поддержания должного уровня безопасности.
— С чем связан столь длительный срок создания реакторного комплекса ПИК в Петербургском институте ядерной физики (ПИЯФ)?
— Вопрос непростой. История сооружения реактора ПИК растянулась почти на поколение. Технический проект НИКИЭТ разработал еще в 1976 году. Строительство началось в 1978 году. Строился ПИК силами предприятий Минсредмаша, и к апрелю 1986 года объемы сооружения на 70-75% были выполнены. А дальше длительная пауза: сначала как реакция на чернобыльские события, потом распад Советского Союза. ПИЯФ, подведомственный Российской академии наук, потерял поддержку Минатома. К тому же и финансирование проекта долгие годы было куцым. Для РАН строительство производственных объектов – несвойственная функция, поэтому и ощутимого результата в завершении стройки не было. В 2011 году все-таки удалось осуществить физический пуск реактора, но впереди оказалось еще много тяжелой работы, необходимой для выхода на энергетический пуск. Понятно, что за эти сложные годы наросло множество наслаивающихся друг на друга проблем: появлялись новые нормативные требования, требующие изменения проекта, необходимо было актуализировать научную программу ПИК, возникла идея создания на базе реактора ПИК международного центра коллективного пользования, а это требует инфраструктурных решений муниципального уровня. Казалось, что клубок распутать нельзя, но НИЦ «Курчатовский институт» взялся, и, похоже, движение вперед наметилось. Насколько я знаю, пересмотрены планы выхода реактора ПИК на мегаваттные мощности, то есть энергопуск, в 2018 году. НИКИЭТ надеется на это и всячески способствует этому.
— Давайте перейдем к новой разработке НИКИЭТ – многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах (МБИР). Какие работы по этому проекту запланированы в 2015 году? Отразилось ли сокращение бюджетного финансирования ФЦП ЯЭНП на реализации проекта МБИР?
— Для начала напомню, что в 2013 году мы вместе с коллегами из других институтов «Росатома» разработали технический проект реакторной установки, а «Атомпроект» разработал проектную документацию. В это время в Ростехнадзоре была проведена процедура лицензирования на право размещения МБИР на площадке НИИАР и получена лицензия. В 2014 году произошло два важных события: начались подготовительные строительные работы на площадке в НИИАР и были размещены первые заказы на изготовление реакторного оборудования. НИКИЭТ осуществляет авторское сопровождение изготовления этого оборудования – и это будет продолжаться и 2015, и в 2016, и в 2017 году. Кроме того, в текущем году в соответствии с планом НИОКР ведутся работы, подтверждающие технические решения, заложенные в проект. Это планово предусмотренные работы, и объем их естественным образом сокращается. Между тем, возник комплекс работ, связанных со стремлением сократить капитальные затраты на сооружение и эксплуатационные затраты. С этой целью предусмотрено заменить несколько единиц контурного оборудования, при этом, конечно, необходимо выполнить должное обоснование режимов работ установки с этим оборудованием. Эти работы предусматриваться выполнить в 2015-2016 гг. В целом реализация проекта МБИР идет по плану. В мае этого года получена лицензия на сооружение МБИР. Дефицит средств в общем-то есть, но он никак не связан с сокращением бюджетного финансирования ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения».
— НИКИЭТ на своих производственных мощностях делает какое-то оборудование для МБИР?
— Будем делать привода системы управления и защиты. Это новая разработка и изготовление предусматривается на собственной базе. Институт может делать и должен делать только ключевые, высокотехнологичные элементы реакторной установки, которые трудно сделать в других местах. Привода относятся к таким элементам. Например, «Гидропресс» изготавливает привода для своих реакторных установок, мы – для своих установок (для РБМК и других). Это ключевой элемент по безопасности и к тому же элемент движущийся. Поэтому к нему особые требования. Мы уже приступили к разработке рабочей документации. То есть по МБИР процесс идет. Необходимое на 2015 год финансирование есть, конкурсы объявлены, договоры заключены. А дальше посмотрим: если будет нехватка финансирования, то, наверное, будут найдены другие источники.
— Какие проекты ИР институт предлагает зарубежным заказчикам?
— За последние годы НИКИЭТ в кооперации с другими организациями участвовал в нескольких тендерах на сооружение новых или модернизацию действующих ИР. Есть неудачи, но есть и некоторые успехи. На самом деле, в международных проектах важна основательность. Но доверие зарубежных заказчиков завоевать непросто, ведь наш последний зарубежный проект был завершен в 1984 году – это исследовательский реактор в г. Далат во Вьетнаме. И все-таки мы поставили перед собой задачу выйти на мировой рынок ИР. Прежде всего, мы разработали набор или линейку перспективных ИР различного уровня мощности – от 50 кВт до 20 МВт, из которой потенциальный заказчик может выбрать то, что ему требуется. Это шесть различных проектных решений, основанных на богатом опыте наших разработчиков и нормативных международных требованиях. При этом НИКИЭТ готов поставлять как собственно реактор, так и системы контроля и управления к ним. Мы наладили связи с проектантами и держателями технологий реакторных и постреакторных исследований. Совместно наработали комплексные предложения для центров ядерной науки и технологии (ЦЯНТ) с реакторами различного уровня мощности. Мы стараемся вести активную работу с зарубежными заказчиками, используя разные возможности: от самых традиционных, выступая на конференциях и демонстрируя наши разработки на выставках, до конкретного взаимодействия с конкретными странами.

— Вы сказали, что НИКИЭТ предлагает линейку перспективных ИР. Это уже готовые проекты?
— Нет, это на уровне технического предложения. Готовый проект может быть только тогда, когда известны требования заказчика – мощность, параметры установки, сейсмика площадки и все, что с этим связано. Вот только тогда можно сделать законченный проект.
— А какой исследовательский реактор требуется Индонезии?
— Пока непонятно. Контракт, который подписан с российско-индонезийским консорциумом, предполагает высокотемпературный газоохлаждемый реактор. Это разработка ОКБМ. В принципе тематика очень интересная, ОКБМ много этим занимается. Много идет разговоров, много проработок. Но какой должен быть принцип? Сначала надо построить установку у себя, чтобы была база, а потом предлагать ее заказчику.
— Возвращаясь к проектам НИКИЭТ, какие перспективные проекты ИР разрабатывает институт?
— Это, прежде всего, уже упомянутые шесть проектов по мощностной линейке, а также комплексное предложение для центров ядерной науки и технологии. Вообще-то мы эту линейку постоянно дополняем в связи с тем или иным проявлением спроса. В ней, например, есть и чисто изотопные реакторы двух типов, и собственно исследовательские реакторы с заложенными возможностями производства коммерческой продукции. Эти работы мы ведем в инициативном порядке, за счет собственных средств, то есть сверх выполнения достаточно напряженных производственных планов и обязательств.
— В чем все-таки конкурентное преимущество НИКИЭТ на зарубежном рынке?
— Во-первых, опыт. Все-таки специфика ИР определенная есть, и опыт в России накоплен только у нас. Фактически 90% российских исследовательских реакторов спроектированы нашим институтом. У нас имеются кадры, специалисты высокой квалификации. У нас заново воссоздана экспериментальная база, созданы стенды по свинцовому теплоносителю, создаются стенды по космическому направлению. Есть современное программное обеспечение, суперкомпьютер на 130 террафлопс. Такие колоссальные возможности! Сегодня у нас есть база для того, чтобы быть конкурентоспособными не только там, где бюджетное финансирование, но и в мире.

Корабельные объекты с ЯЭУ оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типа.

Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

сравнительно малые размеры;

высокая степень защиты (40-60 кгс/см2 – для подводных лодок и 10-20 кгс/см2 – для надводных кораблей).

Специфическими причинами аварий на корабельных ЯЭУ являются:

разгерметизация 1-го контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся: ректоры легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя.

Особенностями ВАЭС являются:

использование в качестве теплоносителя химически- и пожароопасного вещества нитрина;

отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в 3 видах исполнения:

— плавучие;

— на ж.д. платформах;

— блочно-транспортные общим весом до 100 т.

Причинами аварий на ВАЭС служат:

разгерметизация 1-го контура реактора;

механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшой размер, что достигается использованием в качестве ядерного топлива высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция-90 и плутония-238.

Специфические аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБ) и взрывные устройства к ним, в мирное время, хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Часть из них находится на боевом дежурстве.

К наиболее характерным аварийным ситуациям с ЯБП относятся:

столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯЭУ;

пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексов и воздействие грозовых зарядов.

В результате аварии или катастрофы на радиационно потенциально опасном объекте, возможны следующие виды радиационного воздействия на население (в порядке очередности):

внешнее облучение при прохождении облака;

внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных продуктов деления;

контактное облучение вследствие радиоактивного загрязнения кожных покровов и одежды;

внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхности земли, зданий;

внутреннее облучение в результате потребления загрязненных продуктов питания и воды.

В зависимости от складывающейся обстановки для защиты населения от радиоактивного воздействия могут быть приняты следующие меры:

ограничение пребывания населения на открытой местности (укрытие в домах и защитных сооружениях);

максимально возможная герметизация жилых и служебных помещений;

применение лекарственных препаратов, препятствующих накоплению радионуклидов в организме;

временная эвакуация населения;

санитарная обработка личного состава (специальная обработка техники);

простейшая обработка продуктов питания, загрязненных поверхностно;

исключение или ограничение употребления в пищу загрязненных продуктов;

перевод молочнопродуктивного скота на чистые пастбища и фуражные корма.

Для обеспечения безопасности населения устанавливаются нормы радиационной безопасности.

Законом «О радиационной безопасности» 1996 года установлены гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облучения на территории Российской Федерации от источников ионизирующих излучений:

для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001 зиверта (0,1 бэр) или эффективная доза за период жизни (70 лет) – 0,07 зиверта (7 бэр). Средняя годовая эффективная доза исчисленная за пять последовательных лет не должна превышать 0,001 зиверта (0,1 бэр).

для работников обслуживающих источники ионизирующих излучений: средняя годовая эффективная годовая доза равна 0,02 зиверта и эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) – 1 зиверт (100 бэр). Допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 0,05 зиверта (5 бэр), при условии что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за 5 последовательных лет не превысит 0,02 зиверта (2 бэр).

Облучение граждан, привлекающихся к ликвидации последствий радиационных аварий, не должно превышать 0,2 зиверта (20 бэр).

Планируемое повышение облучения граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационных аварий, допускается один раз за период жизни при добровольном их согласии и предварительном информировании о возможных дозах облучения и риска для здоровья.

Временные допустимые уровни загрязнения различных объектов радиоактивными веществами на период ликвидации аварии на АЭС:

Объект загрязнения Место контроля величин загрязнения радиоактивными веществами
непосредственно в зоне аварии при выходе из зон загрязнения
мР/ч мкЗв/ч мР/ч мкЗв/ч
Кожные покровы, нательное белье 17,6 0,1 0,88
Постельное белье и личная одежда 0,1 0,88
Специальная одежда, средства индивидуальной защиты 0,1 0,88
Внутренние поверхности транспортных средств и кабин механизмов 0,2 1,76
Наружные поверхности транспортных средств и кабин механизмов 0,3 2,64
Покрытия дорог 0,3 2,64

Примечание: Приведенные величины действуют с момента выброса радиоактивных веществ до введения временных допустимых уровней для конкретной аварии.

Допустимые дозы облучения при ядерном взрыве:

— в течение 4 суток (однократное) – не более 50 р.

— в течение месяца – не более 100 р.

— в течение 3 месяцев – не более 200 р.

— в течение 1 года – не более 300.

Допустимые значения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения при загрязнении различных объектов продуктами ядерного взрыва возрастом 1 сутки.

Открытые участки тела (лицо, шея, кисти рук или другие участки кожных покровов: — при загрязнении до 10% поверхности тела – — при загрязнении 100% поверхности тела – 4,5 мр/ч 15 мр/ч
Нательное белье, лицевая часть противогаза, обмундирование, снаряжение, обувь, средства индивидуальной защиты, медицинское имущество – 50 мр/ч
Продовольственная тара, кухонный инвентарь, оборудование столовых, хлебопекарен – 50 мр/ч
Автомобили – 200 мр/ч

Примечание: Если возраст ПЯВ меньше 12 ч. или равен 12-24 ч., то указанные в таблице мощности экспозиционных доз увеличиваются соответственно в 4 и 2 раза.

Мощности дозы, соответствующие заражению (загрязнению)

продовольствия и воды продуктами ядерного взрыва в количествах,