МОСКВА, 7 авг — РИА Новости. В России впервые создана и испытана активная зона — "сердце" ядерных реакторов атомных подводных лодок с ресурсом на весь жизненный цикл АПЛ, то есть не требующая перезарядки ядерного топлива, говорится в публичном годовом отчете предприятия госкорпорации "Росатом" АО "ОКБМ Африкантов" (Нижний Новгород) за 2017 год, размещенном на сайте предприятия.
Активная зона — содержащая ядерное топливо центральная область реактора, в которой происходит управляемая цепная реакция. "ОКБМ Африкантов" — головной разработчик активных зон для кораблей ВМФ.
"Завершена разработка, изготовление и были проведены межведомственные испытания двух транспортных активных зон — оптимизированной активной зоны для АПЛ 4 поколения проекта с кампанией до среднего ремонта корабля и уникальной в отечественной истории активной зоны с ресурсом на весь жизненный цикл корабля", — говорится в отчете.
Успешная эксплуатация активных зон ядерных реакторов АПЛ четвертого поколения подтверждает правильность проектных решений, на которых базируются новые проекты корабельных активных зон, отмечается в отчете.
К российским атомным подводным лодкам четвертого поколения относятся субмарины проектов "Борей" и "Ясень".
Боеготовность ВМФ
Новая разработка специалистов российской атомной отрасли в области реакторных установок для атомных подводных лодок, позволяющая обходиться без перезарядки ядерного топлива на все время эксплуатации субмарин, значительно повысит боеготовность отечественного Военно-морского флота, считают опрошенные РИА Новости военные эксперты.
"Это принципиальный вопрос, который имеет колоссальное значение для боеготовности подводных сил ВМФ, потому что "операция номер один", как мы ее называем на флоте, занимает более месяца, во время которого атомная боевая единица выводится из состава флота", — сказал агентству бывший командующий Северным флотом адмирал Вячеслав Попов.
Он пояснил, что в зависимости от проекта лодки и режима ее эксплуатации перезарядка реактора происходит раз в 5-10 лет. Время перезагрузки ядерного топлива составляет примерно месяц.
"На это время боевой состав флота сокращается на единицу. С таким же реактором коэффициент использования подводной лодки повышается в разы", — сказал адмирал.
Экономическая выгода
Разработка Росатома обеспечивает и большую экономическую выгоду, в свою очередь отметил бывший командующий Балтийским флотом адмирал Владимир Валуев.
"Этот реактор — мечта подводников", — подчеркнул он.
"Срок службы подлодки не менее 30 лет. Создание реактора, который может работать без перезарядки ядерным топливом на протяжении всего жизненного цикла подлодки, выгодно экономически. Замена реактора — дорогостоящий процесс. Его нужно выгрузить, поместить в защитную свинцовую емкость, отвезти к месту утилизации. Но с "вечным" реактором подлодка будет при той же боеспособности стоить дешевле", — сказал Валуев РИА Новости.
"ОКБМ Африкантов" — одно из ведущих предприятий российской атомной отрасли, входит в машиностроительный дивизион Росатома холдинг "Атомэнергомаш". "ОКБМ Африкантов" занимает ведущие позиции в создании реакторных установок различного типа и назначения, тепловыделяющих сборок и активных зон ядерных реакторов.
В последние годы в ВМС ведут капиталистических стран стали широко применяться ядерные энергетические установки (ЯЭУ). Успехи в области ядерной энергетики позволили создать в этих странах ЯЭУ, пригодные по своим весовым и габаритным показателям для подводных лодок, что превратило их из «ныряющих» в подлинно подводные корабли. По сообщениям зарубежной печати, такие лодки проходят под водой огромные расстояния со скоростью хода 30 и более узлов, не всплывая по 60 - 70 суток.
Оснащение надводных кораблей ядерными энергетическими установками резко увеличило их боевую эффективность и коренным образом изменило взгляды на использование флота. По мнению зарубежных специалистов, надводные корабли с такими установками, кроме практически неограниченной дальности плавания на различных скоростях хода, имеют следующие преимущества: исключается прием обычного топлива (атомные авианосцы могут увеличить запасы авиационного топлива или принять топливо для кораблей охранения); облегчается герметизация корпуса и улучшается защита корабля от оружия массового поражения, поскольку для работы ЯЭУ не требуется воздух; упрощается расположение помещений и улучшается тепловая защита, поскольку нет дымовых труб и дымоходов; уменьшается коррозия антенн радиоэлектронных средств и фюзеляжей самолетов (на авианосцах) в связи с отсутствием дымовых газов.
Оснащение надводных кораблей ЯЭУ увеличивает степень их готовности и сокращает время перехода в район боевых действий. В результате боевая эффективность кораблей повышается приблизительно на 20 проц.
Ракетные подводные лотки и надводные корабли с ЯЭУ предназначены для осуществления агрессивных замыслов милитаристских кругов стран , направленных против СССР и стран социалистического содружества.
По сообщениям американской печати, первая ЯЭУ была установлена на атомной подводной лодке «Наутилус», введенной в состав флота в 1954 году. К 1961 году американский флот имел 13 подводных лодок, оснащенных ЯЭУ, а в настоящее время в составе ВМС США, Великобритании и Франции насчитывается 119 атомных ракетных и торпедных подводных лодок, а 13 атомных подводных кораблей находятся в постройке.
Как сообщает зарубежная печать, основным типом лодочных ЯЭУ является реактор S5W, которым оснащаются в основном как ракетные, так и торпедные подводные лодки (рис. 1). В состав его паропроизводяшего блока входят водо-водяной реактор под давлением с двумя автономными петлями первого контура, два парогенератора, семь циркуляционных насосов, включенных по три на каждый парогенератор (с одним резервным на оба борта), система компенсации объема, а также другие вспомогательные агрегаты и системы.
Этот реактор фирмы «Вестингауз электрик» относится к классу гетерогенных реакторов на тепловых нейтронах. В 1961 году после некоторого повышения мощности и увеличений кампании активной зоны ему был присвоен шифр S5W2. Тепловая мощность модифицированного реактора (диаметр 2,45 м., высота 5,5 м.) составляет около 70 МВт, давление в первом контуре 100 кг/см2, температура теплоносителя на выходе из реактора 280°С.
В активной зоне реактора S5W2 применяются пластинчатые тепловыделяющие элементы с 40-процентным обогащением. Кампания активной зоны составляет 5000 ч., что обеспечивает атомным подводным лодкам дальность плавания полным ходом 140000 миль, а экономическим ходом 400 000 миль. Календарный срок использования активной зоны 5 - 5,5 лет.
Главный турбозубчатый агрегат (мощность на валу 15 000 л. с.) состоит из двух турбин, которые работают через двухступенчатый зубчатый редуктор на один гребной вал с малошумным гребным винтом. Давление пара перед маневровым устройством достигает 23 кг/см2, а температура 240° С.
Два автономных синхронных турбогенератора мощностью по 1800 кВт являются основными источниками электроэнергии. Они вырабатывают переменный трехфазный ток (частота 60 Гц, напряжение 440 В). Аккумуляторная батарея емкостью 7000 А.ч (режим разрядки 5 ч.), состоящая из 126 свинцово-кислотных элементов, и дизель-генератор постоянного тока мощностью 500 кВт служат резервными источниками питания. В состав электрооборудования ЯЭУ входит также тихоходный электродвигатель постоянного тока, включенный в линию вала. В режиме движения подводной лодки с минимальным шумоизлучением гребной электродвигатель работает через обратимый преобразователь от турбогенератора, а в аварийных случаях - от дизель-генератора или аккумуляторной батареи. Кроме того, на американских атомных подводных лодках установлены два асинхронных электродвигателя погружного типа с трехлопастными гребными винтами в насадке, которые выдвигаются из легкого корпуса на баллерах и используются главным образом как подруливающие устройства.
Ядерной энергетической установкой оснащаются атомные подводные лодки подводным водоизмещением 3500 - 8230 т. (скорость хода до 30 узлов).
По сообщениям зарубежной печати, в ВМС США накоплен опыт эксплуатации ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем. Реактор S2G с жидким натрием в первом контуре для второй атомной подводной лодки ВМС США разрабатывался почти одновременно с водо-водяным реактором S2W. В реакторе S2G и его наземном прототипе SIG ядерным горючим служил высокообогащенный уран, а замедлителем - графит.
Опытная эксплуатация реактора S2G, как сообщалось в иностранной печати, выявила бесперспективность ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем. Командование ВМС США, считая, что возможность утечки радиоактивного жидкометаллического сплава представляет большую опасность для личного состава корабля, сделала свой выбор в пользу водо-водяного реактора. Реактор S2G на подводной лодке «Сивулф» (прошла 71611 миль) был заменен в течение 1959 года реактором S2W.
По данным зарубежной печати, ядерные энергетические установки, применяемые в настоящее время на подводных лодках ВМС Великобритании и Франции, по типу, основным параметрам и компоновочной схеме подобны американской установке S5W. Первая английская атомная подводная лодка «Дредноут» была оснащена ЯЭУ, спроектированной и изготовленной фирмой «Роллс-Ройс» при технической помощи американских специалистов, а реактор S5W поставила фирма «Вестннгауз электрик». Установка серийных атомных подводных лодок типа и разрабатывалась и изготовлялась уже целиком английской промышленностью без привлечения фирм США. Она включает реактор типа S5W и главный турбозубчатый агрегат (мощность на валу 15 000 л. с.), работающий на одну линию вала с шестилопастным гребным винтом. Для новой атомной торпедной подводной лодки типа была создана более мощная ЯЭУ, реактор которой имеет усовершенствованную активную зону с повышенным сроком службы.
На первой атомной ракетной подводной лодке ВМС Франции вначале предполагалось использовать реактор с тяжеловодным замедлителем. Однако в ходе проектирования корабля от этого замысла отказались, и на все лодки типа устанавливается стандартная одновальная ЯЭУ мощностью 15 000 л. с. (рис. 2). Французские реакторы в отличие от американских и английских работают на уране при 93,5-процентном обогащении.
В настоящее время в атомном центре Кадараш () создается ЯЭУ для атомных торпедных подводных лодок, строительство которых начнется в ближайшие годы.
Одной из главных задач в области атомного подводного кораблестроения американские специалисты считают создание ЯЭУ с низкими уровнями шумоизлучения. Уже в процессе разработки реактора S5W были приняты меры по обесшумливанию механизмов установки (главным образом за счет уменьшения напряженности их работы, повышения точности обработки деталей и монтажа). Однако эти меры не дали существенных результатов. Поиски принципиально нового подхода к решению этой важной проблемы привели к созданию энергетической установки с электродвижением, которая была испытана на атомной подводной лодке , построенной в 1960 году. ЯЭУ этого опытного корабля имеет небольшой реактор типа S2C, два турбогенератора и гребной электродвигатель мощностью 2500 л. с. Турбоэлектрическая передача мощности на гребной вал позволила значительно снизить шумность установки за счет исключения зубчатого редуктора и упростить систему ее управления, обеспечив возможность быстрого изменения направления и частоты вращения гребного винта. Но применение электродвижения ведет к увеличению веса и объема установки, а также к снижению ее экономичности.
Как сообщала американская печать, в начале 1966 года в США приступили к постройке опытной атомной подводной лодки с реактором S5G, имеющим повышенный уровень естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Атомная подводная лодка «Нарвал» быта введена в состав ВМС США в 1969 году. Её водоизмещение 5350 т., мощность ЯЭУ 17 000 л. с., скорость хода 30 узлов. По мнению американских специалистов, исключение из состава оборудования первого контура больших циркуляционных насосов устраняет один из основных источников шума ЯЭУ, а также повышает надежность установки и упрощает ее обслуживание.
В настоящее время в США заканчивается строительство опытной атомной подводной лодки «Гленард П. Липскомб» На ней использован реактор с естественной циркуляцией теплоносителя S5WA (усовершенствованный S5G) и турбоэлектрическая силовая установка.
По данным зарубежной печати, надводные корабли с ЯЭУ строятся только в США. На них также используются водо-водяные реакторы под давлением, созданные фирмами «Вестингауз электрик» и «Дженерал электрик». Однако в отличие от атомных подводных лодок на этих кораблях не получила распространения унифицированная энергетическая установка. Для каждого типа корабля проектируется новая ЯЭУ при сохранении по возможности основного стандартного оборудования.
В американской печати сообщалось, что ударный авианосец (флагман атомного надводного флота США), вступивший в строй в конце 1961 года, оснащен четырехвальной ЯЭУ (общая мощности 28000 л. с.) с восемью реакторами тина A2W, расположенными в четыре эшелона. Пар, вырабатываемый в каждом паропроизводяшем блоке, скомпонованном по двухпетлевой схеме, поступает на одну главную турбину и два турбогенератора мощностью по 2500 кВт. В состав ЯЭУ атомного крейсера входят два реактора типа C1G, четыре главные турбины, работающие попарно через понижающие зубчатые редукторы на две линии вала, и шесть турбогенераторов. Суммарная мощность энергетической установки 160 000 л. с., скорость полного хода корабля 35 узлов. Двухвальная ЯЭУ фрегатов УРО «Тракстан» и «Бейнбридж» включает два реактора типа D2G, два главных турбозубчатых агрегата суммарной мощностью 60 000 л. с. и пять турбогенераторов мощностью по 2500 кВт.
На всех атомных надводных кораблях ВМС США предусмотрена вспомогательная котельная установка и запас топлива к ней.
В настоящее время для ВМС США строятся два атомных ударных авианосца типа и пять атомных фрегатов: два типа и три типа «Виргиния». Их энергетические установки будут иметь новые реакторы, более мощные главные турбозубчатые агрегаты и улучшенное электрооборудование.
Зарубежные военно-морские специалисты считают, что ЯЭУ надводных кораблей имеют слишком высокий удельный вес (45 - 55 кг/л.с.) по сравнению с паротурбинными установками той же мощности (12 - 18 кг/л.с. без учета запаса топлива). Это одна из причин, препятствующих внедрению ЯЭУ на корабли класса «эскадренный миноносец».
ЯЭУ непрерывно развиваются и совершенствуются. Большой размах научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы приобрели в США, где строятся экспериментальные и опытовые корабли для проверки новых технических решений, направленных на улучшение характеристик ЯЭУ.
Развитие корабельных ЯЭУ, по мнению американских военно-морских специалистов, идет в следующих основных направлениях: увеличение кампании активной зоны и глубины выгорания топлива, снижение уровней шумоизлучения, повышение надёжности.
Командование ВМС США с самого начала создания атомного флота уделяет внимание вопросам увеличения срока службы активной зоны, а также повышения надежности всей установки, поскольку эти характеристики влияют на оперативное использование атомных кораблей. Однако, первые активные зоны со значительно увеличенной кампанией были созданы лишь к 1961 году. Ударный авианосец «Энтерпрайз» после первой загрузки ядерным топливом прошел 207 000 миль, после втором - более чем 500 000 миль. Во время капитального ремонта в его реакторы была установлена активная зона новой конструкции с календарным сроком службы 10 - 13 лет.
По сообщениям зарубежном печати, в США, и Японии имеются, а в Великобритании, Франции, Италии и Нидерландах разрабатываются ЯЭУ также и для судов торгового флота, что позволит в процессе эксплуатации выявить их достоинства и недостатки, которые впоследствии можно будет учесть при проектировании ядерных реакторов для военных кораблей.
В последние годы наметился новый путь в развитии ЯЭУ. Для кораблей атомного флота США созданы и разрабатываются ядерные реакторы мощностью 100 тыс. л.с. и более. Например, два реактора ударного авианосца «Нимитц» обладают такой же мощностью, как и восемь реакторов ударного авианосца «Энтерпрайз». Большую мощность будут иметь реакторы скоростных лодок типа и лодок ракетной системы морского базирования .
При разработке новых ЯЭУ специалисты стремятся также сократить время, затрачиваемое на перегрузку активных зон реакторов, усовершенствовать конструкцию отдельных узлов энергетической установки и уменьшить её габариты.
По сообщениям зарубежной печати, в западных странах наряду с развитием ЯЭУ, имеющих водо-водяные реакторы под давлением, создаются энергетические установки с реакторами других типов, из которых наиболее перспективными считаются кипящие реакторы и реакторы с газовым охлаждением.
Разработки кипящих реакторов с водяным теплоносителем ведутся преимущественно в США. Попытки в создании ЯЭУ с высокотемпературными газовыми реакторами имеет , где недавно разработан проект одноконтурной ядерной газотурбинной установки для глубоководной ракетной подводной лодки стандартным водоизмещением 3600 т. Зарубежные военно-морские специалисты считают одной из особенностей предлагаемой установки применение турбогенераторов и гребного электродвигателя со сверхпроводящими обмотками, что позволит уменьшить габариты и вес установки на 80-85 проц. и повысить экономичность электропередачи. Предполагается, что при реализации проекта можно будет обеспечить к.п.д. установки около 30 проц., а в дальнейшем довести его до 42 проц. (к.п.д. ЯЭУ с водо-водяными реакторами меньше 28 проц.).
По сообщениям зарубежной печати, техническое осуществление всех проектов корабельных ядерных газотурбинных установок с газоохлаждаемымн реакторами встречает большие трудности.
Как утверждают зарубежные военно-морские специалисты, в капиталистических странах, ВМС которых действуют в акватории Мирового океана, ведется строительство только атомных подводных лодок. Надводные корабли с ЯЭУ строятся пока только в США. Высказывается мнение, что единственным типом корабельных ядерных реакторов в ближайшие годы останется водо-водяной реактор с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя в первом контуре.
Современные АПЛ имеют паропроизводящие установки в составе одного-двух ядерных реакторов с водой под давлением в первом контуре. Пар второго контура, который непосредственно подается на главную турбину и турбогенераторы, образуется в нескольких парогенераторах вследствие теплообмена с водой первого контура. Параметры теплоносителя первого контура на входе в парогенератор обычно лежат в пределах: 320-330°С, 150-180 кг/см²; параметры пара второго контура на входе в турбину: 280-290°С, 30-32 кг/см2. Паропроизводительность реакторов современных АПЛ на полной мощности достигает 200 и более тонн пара в час. Загрузка ядерного топлива, в качестве которого обычно используют обогащенный уран-235, составляет несколько килограммов. Известно, например, что АПЛ «Nautilus» до первой перезарядки израсходовала 3,6 кг урана, пройдя около 60 тыс. миль.
Ток воды в первом контуре осуществляется при работе установки на малой мощности за счет естественной циркуляции теплоносителя, вследствие перепада температуры на входе и выходе из реактора, и размещения парогенераторов выше активной зоны, на средних и больших мощностях - циркуляционными насосами первого контура. В интересах снижения шумности и упрощения управления реактором наблюдается тенденция повышения верхней границы мощности при работе в режиме естественной циркуляции. Американская АПЛ «Narwhal» имела реактор со значительно более высоким, чем у других АПЛ, уровнем естественной циркуляции - возможно, до 100% мощности. Однако в силу ряда причин, в первую очередь в связи с увеличенной в сравнении с обычными реакторами высотой, этот реактор не был запущен в серию. Кампания (расчетная продолжительность работы реактора на полной мощности) достигает для современных АПЛ 10-15 тыс. ч, что позволяет (вследствие работы реактора большую часть времени на мощности, значительно меньшей полной) ограничиться за срок службы АПЛ одной-двумя перезарядками активной зоны. Мощность паротурбинных установок при движении АПЛ на полном ходу достигает 30-60 тыс. л. с. (20-45 тыс. кВт).
Конструктивно паротурбинные установки выполняются в виде единого блока, состоящего, как правило, из двух турбин, параллельно работающих на одно- или двухступенчатый редуктор, понижающий обороты турбин до оптимальных для гребного винта. Для снижения передаваемых на корпус вибраций паротурбинный блок крепится к нему с помощью амортизаторов. С этой же целью так называемые неопорные связи блока с корпусом и другим оборудованием (линия вала, паровые, водяные, масляные трубопроводы) имеют относительно эластичные вставки, также препятствующие распространению вибрации от блока.
Сброс пара от турбины осуществляется на конденсатор, охлаждаемый забортной водой, протекающей по трубкам, рассчитанным на полное забортное давление. Прокачка забортной воды осуществляется самопротоком или циркуляционным насосом. Образовавшийся после охлаждения пара конденсат специальными насосами закачивается в парогенератор. Паропроизводящая и паротурбинная установки контролируются и управляются с помощью специальной автоматической системы (при необходимости с вмешательством операторов). Управление осуществляется из специального поста. Передача мощности от редуктора на гребной винт осуществляется с помощью линии вала, снабженного опорными и главным упорным подшипником (ГУП), передающим развиваемый винтом упор на корпус. Обычно ГУП конструктивно совмещается с одной из поперечных переборок и на некоторых АЛЛ снабжен специальной системой для снижения уровня вибраций, передаваемых от линии вала на корпус. Для отсоединения гребного вала от редуктора турбинной установки предусмотрена специальная муфта. На большинстве АПЛ в корму от ГУП соосно с линией вала устанавливается гребной электродвигатель (ГЭД), обеспечивающий вращение вала при отключенных и при необходимости остановленных турбинах. Мощность ГЭД составляет обычно несколько сотен киловатт и достаточна для движения АПЛ со скоростью 4-6 уз. Энергия для работы ГЭД подается от турбогенераторов или, при аварии, от аккумуляторной батареи, а при движении в надводном положении - от дизель-генератора.
Удельные массогабаритные характеристики энергоустановок существенно разнятся для отдельных типов АПЛ. Средние их значения (суммарно паропроизводящей и паротурбинной установки) для современных АПЛ: 0,03-0,04 т/кВт, 0,005-0,006 м³/кВт.
Рассмотренная энергетическая установка в составе турбозубчатого агрегата и установленного на валу маломощного ГЭД применена на подавляющем большинстве АПЛ, однако она является не единственной нашедшей практическое применение. Начиная с середины 60-х годов предпринимались попытки использования на АПЛ других установок, в первую очередь турбоэлектрической, обеспечивающей полное электродвижение, на что уже обращалось внимание в разделе, посвященном рассмотрению этапов развития ПЛ.
Широкому внедрению полного электродвижения на АПЛ препятствуют, как обычно указывается, существенно большие массы и габариты электроустановок по сравнению с турбинными близкой мощности. Работы по совершенствованию турбоэлектрических установок продолжаются, а их успех связывается с использованием эффекта сверхпроводимости, особенно при так называемых «комнатных» температурах (до -130°С), что, как ожидается, позволит резко сократить массогабаритные характеристики электродвигателей и генераторов.
Электроэнергетическая система (ЭЭС) современных АПЛ имеет в своем составе несколько (как правило, два) автономных турбогенераторов (АТГ) переменного тока, использующих пар от реактора, и аккумуляторную батарею (АБ) в качестве резервного источника энергии при неработающих АТГ, а также машинные или статические преобразователи электрического тока (для зарядки АБ от АТГ и питания оборудования на переменном токе от АБ), приборы контроля, регулирования и защиты, а также систему коммутации - распределительные щиты и кабельные трассы. В качестве аварийного источника энергии при движении в надводном положении используется дизель-генератор.
Мощность АТГ на современных АПЛ достигает нескольких тысяч киловатт. Потребителями электроэнергии являются в первую очередь вспомогательные механизмы самой АЭУ, гидроакустическое вооружение, средства навигации, связи, радиолокации, системы, обслуживающие оружие, система жизнеобеспечения, ГЭД при использовании режима электродвижения и др. В ЭЭС используется переменный ток промышленной частоты 50-60 Гц, напряжением 220-380 В, а для питания некоторых потребителей - переменный ток повышенной частоты и постоянный.
Высокая энергонасыщенность современных АПЛ, обеспечивающая возможность использования энергоемких образцов оружия и вооружения, а также высокий уровень комфортности личного состава, имеет, как уже указывалось, и негативные последствия - относительно высокий уровень шума вследствие большого числа одновременно работающих машин и механизмов, даже при движении АПЛ с относительно низкой скоростью.
Первая американская и советская атомные подводные лодки (АПЛ), как известно, оснащались паропроизводящими установками с водо-водяными реакторами. Однако уже на второй АПЛ "Си вулф" американские конструкторы применили реактор с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). Рассматривались и другие схемы, в том числе так называемый "кипящий" реактор, реактор с газовым теплоносителем, однако достоинства реактора с ЖМТ оказались наиболее привлекательными. Во-первых, металлический теплоноситель позволяет иметь в первом контуре достаточно высокую температуру при относительно небольшом давлении. Благодаря этому можно было увеличить температуру в паропроизводящем контуре, что способствовало достижению высокого к.п.д. установки в целом. Во-вторых, давление в этом контуре принималось значительно более высоким, чем в первом, поэтому негерметичности первого контура не приводили к быстрому радиоактивному загрязнению пара. В-третьих, большая теплоемкость металла принципиально способствовала уменьшению габаритов и массы реактора.
В Советском Союзе разработка судового реактора с ЖМТ была задана постановлением ЦК КПСС и Совмина от 22 октября 1955 г. Постановление предусматривало создание опытной АПЛ проекта 645 с двухреакторной паропроизводящей установкой. Корпус лодки, как и все основные системы (помимо реакторов), предстояло "позаимствовать" от серийной лодки проекта 627.
Работы по техническому проекту АПЛ были закончены осенью 1956 г., через год подготовили рабочие чертежи, а 15 июня 1958 г. на предприятии СМП в Северодвинске заложили опытный атомоход. Спустя пять лет АПЛ проекта 645, которой был присвоен тактический номер К-27, вступила в состав ВМФ. Подобно кораблям 627-го проекта, новая лодка предназначалась, в основном, для борьбы с надводными кораблями противника при действиях на большом удалении от базы.
В отличие от АПЛ проекта 645 реакторы расположили в четвертом отсеке (у предшественницы - в пятом). Перемещение тяжелых реакторов ближе к носу корабля позволило улучшить дифферентовку, однако в результате принятого решения центральный пост стал соседствовать с реакторным, что усложнило обеспечение радиационной безопасности. Входившие в состав главной энергетической установки ядерные реакторы ВТ-1, созданные подольским ОКБ "Гидропресс" при научном руководстве Физико-энергетического института (Обнинск), имели суммарную мощность 146 МВт. Паротурбинная установка лодки выполнялась двухвальной, каждая из двух паровых турбин имела номинальную мощность 17 500 л.с.
На своей лодке американцы применили в качестве ЖМТ натриево-калиевый сплав, активно, с большим выделением тепла, реагировавший при соприкосновении с водой. Отечественные конструкторы остановились на сплаве свинец-висмут с температурой плавления 398 К. Температура теплоносителя на выходе из реактора составляла 713 К., а температура перегретого пара во втором контуре - 628 К. Реакторы обладали определенными преимуществами по сравнению с традиционными водо-водяными. В частности, их расхолаживание в случае перерыва в электропитании осуществлялось путем естественной циркуляции, без использования насосов.
Лодку обеспечивали электроэнергией два автономных турбогенератора мощностью по 1600 кВт. В частности, от них запитывались так называемые "двигатели подкрадывания" ПГ-116, позволявшие скрытно сблизиться с объектом атаки (основные сильно шумящие турбозубчатые агрегаты при этом отключались). В отличие от АПЛ проекта 627 резервная дизель-электрическая установка у К-27 отсутствовала.
После вступления в строй лодка совершила два дальних похода, выявивших как положительные, так и отрицательные стороны применения судовых реакторов с ЖМТ. Трудности были преимущественно эксплуатационные. Так, выяснилось, что сплав свинец-висмут постепенно зашлаковывался, что требовало его периодической замены. С учетом того, что отработанный сплав был загрязнен высокоактивным полонием-210, пришлось создать специальные дистанционно управляемые устройства для приема теплоносителя. Даже при стоянке в базе, а также при доковании следовало постоянно поддерживать температуру в первом контуре выше температуры застывания ЖМТ, что создавало определенные неудобства для экипажа.
В мае 1968 г. К-27 в очередной раз вышла в море. Уже при возвращении на лодке произошла тяжелая радиационная авария, в результате которой погибло девять членов экипажа атомохода. После аварии восстанавливать К-27 не стали, и после 13-летнего отстоя в резерве лодка была затоплена в Карском море.
Однако опыт эксплуатации судовых реакторов с ЖМТ в нашей стране не был признан однозначно отрицательным (в отличие от США). В 1959 г. А.Б. Петров, один из ведущих специалистов ленинградского КБ, проектировавшего АПЛ, предложил идею малогабаритной высокоскоростной лодки, отличавшейся исключительно высокой по тем временам степенью автоматизации. По его замыслу она должна была стать своеобразным "подводным истребителем-перехватчиком" неприятельских субмарин. Идею поддержали на самом высоком уровне. В частности, ее сторонниками были министр судостроения Б.Е. Бутома и главком ВМФ С.Г. Горшков. 23 июня 1960 г. вышло совместное постановление ЦК КПСС и Совмина о постройке АПЛ проекта 705. Об исключительном внимании "сверху" к оригинальному кораблю свидетельствовало и второе постановление от 25 мая 1961 г., разрешившее конструкторам при наличии достаточных оснований отступать от норм и правил, принятых в военном кораблестроении.
Общее руководство программой осуществлял академик А.П. Александров, главным конструктором был назначен М.Г. Русанов. Для достижения 40-узловой скорости требовалась исключительно мощная, и, вместе с тем, малогабаритная и легкая энергетическая установка. Выполненные расчеты убедительно свидетельствовали, что применение реактора с ЖМТ позволяло сэкономить 300 т водоизмещения по сравнению с традиционным водо-водяным реактором. Созданием энергетической установки для АПЛ проекта 705 занялись два коллектива: подольское ОКБ "Гидропресс" и горьковское ОКБМ.
Первоначальный проект предусматривал комплексную автоматизацию большинства систем АПЛ, и, благодаря этому, - исключительно малую численность экипажа из 16 человек. Столь "экстремистское" предложение не нашло отклика у руководства ВМФ, настоявшего на увеличении состава экипажа до 29 специалистов - только офицеров и мичманов. Лодка имела всего один обитаемый отсек, а прямо над ним - впервые в мире - аварийную всплывающую камеру, обеспечивавшую спасение всего экипажа с глубин вплоть до предельной, при значительных крене и дифференте.
Опытную лодку проекта 705 (тактический номер К-64) заложили на ленинградском Адмиралтейском объединении в июне 1968 г., а спустя три с половиной года корабль прибыл на Северный флот, вступив в его состав 31 декабря 1971 г. Эта лодка имела энергетическую установку, разработанную горьковским ОКБМ. С самого начала эксплуатации К-64 преследовали неудачи и аварии, крупнейшая из которых привела к застыванию теплоносителя и полному выходу из строя реактора. В августе 1974 г. лодку вывели из боевого состава флота, а еще до этого приостановили и всю программу строительства серии (к этому времени в Ленинграде и Северодвинске на стапелях находились еще пять аналогичных кораблей).
Состоявшийся "разбор полетов" на самом высоком уровне привел к отказу от варианта горьковчан в пользу энергетической установки БМ-40А мощностью 150 МВт, разработанной в Подольске. Она оказалась гораздо более надежной, во всяком случае, на построенных впоследствии шести АПЛ усовершенствованного проекта 705К по причине радиационных аварий не погиб ни один моряк.
Лодки проекта 705К были приняты флотом в 1977-1981 гг. Их оценки разными специалистами варьировались от весьма положительных ("золотая рыбка", "упущенная жар-птица") до резко негативных. Названные на Западе "Альфами", эти АПЛ могли часами висеть на хвосте у НАТОвских субмарин, не позволяя им ни оторваться, ни контратаковать, ведь их маневренность и скорость были куда выше, чем у оппонентов. Благодаря особенностям энергетической установки "семьсот пятые" обладали исключительно высокими разгонными и маневренными характеристиками. Для разворота на 180° при максимальной скорости лодке требовалось всего 42 c. Первому командиру первой АПЛ проекта 705К капитану 2 ранга А.Ч. Аббасову за успешное освоение корабля принципиально нового типа в 1984 г. было присвоено звание Героя Советского Союза.
Вместе с тем, оригинальность конструкции неизбежно предполагала и наличие изрядной "ложки дегтя". Западные специалисты неизменно критиковали "Альфы" за высокую шумность, почти неизбежную при движении АПЛ с высокой подводной скоростью. Не преминул упомянуть об этом Том Кленси в своей крайне тенденциозной книге "Охота за "Красным Октябрем". Но более существенными опять-таки оказались эксплуатационные проблемы: необходимость постоянного поддержания реактора в "теплом" состоянии, периодической регенерации и замены ЖМТ. Флоту не удалось отладить на практике внешне весьма привлекательную систему эксплуатации лодки двумя экипажами - "морским" и "береговым". В результате карьера АПЛ проекта 705 была непродолжительной - все они, кроме одной, были выведены из боевого состава флота уже к 1990 г. Последней "Альфой" в составе российского ВМФ оставалась головная серийная лодка К-123, списанная в 1997 г.
И все же, по мнению специалистов Физико-энергетического института, опыт эксплуатации корабельных реакторов с ЖМТ позволяет рекомендовать подобные системы для использования на перспективных АПЛ.
|
Число атомных подводных лодок, построенных в СССР и США |
||
| Период | ||
По информации предоставленной РИА Новости с соответствующей ссылкой на предоставленные данные АО «ОКБМ Африкантов», в России была создана и удачно протестирована активная зона, входящая в состав атомного реактора и являющаяся ее ключевым элементом. Исходя из полученного сообщения, основного создателя, зона обладает потенциалом, обеспечивающим весь период эксплуатации атомной подлодки (АПЛ).
На поставленный вопрос о том на самом ли деле был создан вечный ядерный реактор для атомных подводных лодок, отвечаем, что, да действительно, если считать вечность годы эксплуатации субмарины.
Так, что же в общих чертах активная зона, разберемся более детально. Сама активная зона – это ничто иное, как центральный «орган» реактора. В ней сконцентрирована вся атомная подпитка и непосредственно через нее, а точнее через всю основную, указанную область распространяется координируемая цепная реакция. Благодаря этой новейшей конструкции «ОКБМ Африкантова» теперь командирам атомных подлодок не придется беспокоится, о подзарядке ядерного питания.
Оценка компетентных источников
Ситуацию прокомментировал офицер, находящийся в звании адмирал Вячеслав Попов. В частности он сообщил, что факт производства «постоянного» реактора реально расценивать, как достижение громадного масштаба, которое имеет огромную важность для боевой активности подводного арсенала ВМФ. Кроме того он уточнил, что перезаряд проведенный на флоте принято считать самой основной функцией. Ранее на ее осуществление уходил как минимум месячный срок. За этот период боевой состав флота имел тенденцию к сокращению на одну единицу.
«С реактором, разработанным и не требующим подзарядки, показатель, отпущенный на использование этой машины, способен повысится сразу в несколько раз», — подытожил адмирал.
Опираясь на отчет подготовленный «ОКБМ Африкантов» появилась информация, о том, что успешность испытаний проведенных с оптимальной активной зоной, разработанной для АПЛ, которые являются представителями четвертого поколения, подтверждена на 100%. То, что будет максимально эффективно эксплуатироваться, еще раз докажет целесообразность проекта, который основывается на создании корабельных активных зон.
К подлодкам четвертого поколения, который были запущены в России, смело можно отнести такие субмарины, как «Борей» и «Ясень».