Как работает ядерный реактор на подводной лодке

Как работает ядерный (атомный) реактор

• 12 января 2021 г.
• 9 минут
• 163 404
• 3

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово “ядерный”. Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали “Чикагской поленницей”.

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Первый в мире ядерный реактор

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций – пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Схема ядерного реактора на АЭС

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он – кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

• Контрольная работа от 1 дня / от 120 р. Узнать стоимость
• Дипломная работа от 7 дней / от 9540 р. Узнать стоимость
• Курсовая работа 5 дней / от 2160 р. Узнать стоимость
• Реферат от 1 дня / от 840 р. Узнать стоимость

Иван Колобков, известный также как Джони. Маркетолог, аналитик и копирайтер компании Zaochnik. Подающий надежды молодой писатель. Питает любовь к физике, раритетным вещам и творчеству Ч. Буковски.

Атомные установки подлодок

На заре подводного судостроения, когда шел поиск оптимальных двигателей для субмарин, конструкторы экспериментировали, в том числе, с паросиловыми установками.

После того как в 1930-х годах дизель-электрические подлодки уже перешагнули 20-узловой рубеж, казалось, эра «паровых» субмарин завершилась навсегда. Но прошло всего полтора десятилетия, и о них вновь вспомнили. Разница состояла лишь в том, что пар для турбины должен вырабатывать не привычный котел, сжигающий органическое топливо, а котел атомный.

ФИЗИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ РАБОТЫ

В основе работы ядерной энергетической установки лежит управляемая цепная ядерная реакция. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц – нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра. При делении ядер образуются новые, более легкие ядра – осколки деления, испускаются нейтроны и освобождается большое количество энергии. Так, деление каждого ядра урана-235 сопровождается освобождением приблизительно 200 мегаэлектроновольт энергии. Из них примерно 83 % приходится на долю кинетической энергии осколков деления, которая в результате торможения осколков преобразуется в основном в тепловую энергию. Остальные 17 % ядерной энергии освобождаются в виде энергии свободных нейтронов и различных видов радиоактивного излучения. Вновь образованные нейтроны в свою очередь участвуют в делении других ядер.

ПЕРВЫЕ ШАГИ

Проработка вопросов создания ядерных силовых установок для подводных лодок началась в США в 1944 году, а уже через четыре года первая из них была спроектирована. Там же в июне 1952 года состоялась закладка первой атомной подводной лодки, получившей имя «Наутилус». На первый взгляд она была само воплощение человеческой мечты об истинной подводной лодке. Действительно, где, как только не в мечтах, можно было себе представить подводный корабль длиной почти 100 м способный более месяца, не всплывая, ходить скоростью более 20 узлов. Но, как это часто бывает, ощутимый качественный скачок в одной области технического прогресса повлек за собой целый букет сопутствующих проблем в смежных. Применительно к атомным силовым установкам – это прежде всего вопросы, связанные с ядерной безопасностью их эксплуатации и последующей утилизацией. Но в начале 1950-х годов об этом просто никто не задумывался.

ОБЩАЯ КОНСТРУКЦИЯ

Основной элемент ядерных энергетических установок – ядерный реактор – специальное устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция. В его состав входят активная зона, отражатель нейтронов, стержни управления и защиты, биологическая защита реактора. Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее и замедлитель нейтронов. В ней протекает управляемая реакция цепного деления ядерного горючего. Ядерное топливо размещается внутри так называемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), которые имеют форму цилиндров, стержней, пластин или трубчатых конструкций. Эти элементы образуют решетку, свободное пространство которой заполняется замедлителем. Основными материалами для оболочек тепловыделяющих элементов служат алюминий и цирконий. Нержавеющая сталь применяется в ограниченных количествах и только в реакторах на обогащенном уране, так как сильно поглощает тепловые нейтроны. Для отвода тепла через активную зону прокачивается жидкий теплоноситель.

В энергетических реакторах водо-водяного типа как замедлителем, так и теплоносителем систем является бидистиллят (дважды дистиллированная вода).

Чтобы сделать цепную реакцию возможной, размеры активной зоны реактора должны быть не меньше так называемых критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества (уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива ураном-235), от количества материалов, поглощающих нейтроны, вида и количества замедлителя, формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны назначаются больше критических, чтобы реактор располагал необходимым для нормальной работы запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону, должен сокращать утечку нейтронов. Он уменьшает критические размеры активной зоны, повышает равномерность нейтронного потока, увеличивает удельную мощность реактора, следовательно, уменьшает размеры реактора и обеспечивает экономию делящихся материалов. Обычно отражатель выполняется из графита, тяжелой воды или бериллия. Стержни управления и защиты содержат в себе материалы, интенсивно поглощающие нейтроны (например, бор, кадмий, гафний). К стержням управления и защиты относятся компенсирующие, регулирующие и аварийные стержни.

ОСНОВНЫЕ РАЗНОВИДНОСТИ

«Наутилус» имел силовую установку с водо-водяным реактором под давлением. Такие реакторы применены и на подавляющем большинстве других атомных субмарин.

В современных атомных установках ядерная энергия превращается в механическую только посредством тепловых циклов. Во всех механических установках атомных подводных лодок рабочим телом цикла является пар. Паровой цикл с промежуточным теплоносителем, передающим теплоту из активной зоны рабочему телу в парогенераторах, приводит к двухконтурной тепловой схеме энергетической установки. Такая тепловая схема с водо-водяным реактором получила самое широкое распространение на атомных подводных лодках. Первому контуру необходима защита, так как при прокачке теплоносителя через активную зону реактора содержащийся в воде кислород становится радиоактивным. Весь второй контур нерадиоактивен.

Для того чтобы получить во втором контуре пар заданных параметров, вода первого контура должна иметь достаточно высокую температуру, превышающую таковую производимого пара. Для исключения вскипания воды в первом контуре в нем необходимо поддерживать соответствующее избыточное давление, обеспечивающее так называемый «недогрев до кипения». Так, в первом контуре зарубежных корабельных ядерных силовых установок поддерживается давление 140-180 атмосфер, которое позволяет нагревать воду контура до 250-280° С. При этом во втором контуре генерируется насыщенный пар давлением 15-20 атмосфер при температуре 200-250° С. На советских подводных лодках первого поколения температура воды в первом контуре составляла 200° С, а параметры пара – 36 атмосфер и 335° С.

С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

В 1957 году в состав ВМС США вошла вторая атомная подводная лодка «Сивулф». Ее принципиальное отличие от «Наутилуса» заключалось в ядерной силовой установке, где применялся реактор с натрием в качестве теплоносителя. Теоретически это должно было снизить удельную массу установки за счет снижения веса биологической защиты, а главное – повышения параметров пара. Температура плавления натрия, составляющая всего 98° С, и высокая температура кипения – более 800° С, а также отличная теплопроводность, в которой натрий уступает только серебру, меди, золоту и алюминию, делает его очень привлекательным для использования в качестве теплоносителя. Нагревая жидкий натрий в реакторе до высокой температуры, при относительно небольшом давлении в первом контуре – порядка 6 атмосфер, во втором контуре получали пар давлением 40-48 атмосфер с температурой перегрева 410-420°С.

Практика показала, что, несмотря на все преимущества, ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем обладает рядом существенных недостатков. Чтобы сохранить натрий в расплавленном состоянии, в том числе и в период бездействия установки, на корабле необходимо иметь специальную постоянно действующую систему подогрева жидкометаллического теплоносителя и обеспечения его циркуляции. В противном случае натрий и сплав промежуточного контура «замерзнут» и энергетическая установка будет выведена из строя. В ходе эксплуатации «Сивулфа» обнаружилось, что жидкий натрий химически чрезмерно агрессивен, в результате чего трубопроводы первого контура и парогенератор быстро коррозировали, вплоть до появления свищей. А это очень опасно, так как натрий или его сплав с калием бурно реагируют с водой вплоть до теплового взрыва. Утечка радиоактивного натрия из контура вынудила сначала отключить пароперегревательные секции парогенератора, что привело к снижению мощности установки до 80 %, а потом, через год с небольшим после вступления в строй, и вообще вывести корабль из состава флота. Опыт «Сивулфа» заставил американских военных моряков окончательно сделать выбор в пользу водо-водяных реакторов. А вот в СССР эксперименты с жидкометаллическим теплоносителем продолжались гораздо дольше. Вместо натрия применялся сплав свинца с висмутом – гораздо менее пожаро- и взрывоопасный. В 1963 году вступает в строй подлодка проекта 645 с таким реактором (по сути – модификация первых советских атомных субмарин проекта 627, на которых применялись водо-водяные реакторы).

А в 1970-е годы состав флота пополнили семь подлодок проекта 705 с ядерной силовой установкой на жидкометаллическим носителе и титановым корпусом. Эти субмарины обладали уникальными характеристиками – они могли развивать скорость до 41 узла и погружаться на глубину 700 м. Но эксплуатация их была чрезвычайно дорогой, из-за чего лодки этого проекта прозвали «золотыми рыбками». В дальнейшем ни в СССР, ни в других странах реакторы с жидкометаллическим теплоносителем не применялись, а повсеместно принятыми стали водо-водяные реакторы.

«Ерш» против «Золотой рыбки»: рассказываем про реакторы для атомных подлодок

Лодочный реактор ВМ-А стал базисом для развития подводного атомного флота. В установках второго поколения, ВМ-4 и В-5, были учтены все ошибки предыдущего проекта и использованы новейшие материалы, конструкции и приборы. Судьба этих реакторов сложилась по-разному.

Главными требованиями к подводным лодкам нового поколения были повышение надежности и живучести, а также уменьшение габаритов ядерной установки. Основанием для начала работ стало постановление ЦК КПСС и Совмина СССР, принятое в августе 1958 года.

С самого начала проектирование под научным руководством Анатолия Александрова шло по двум альтернативным направлениям. Сектору «Б» ОКБ завода № 92 (ныне ОКБМ им. Африкантова) поручили перейти на совершенно новые конструкторские решения, исключающие недостатки предыдущего проекта. Этот реактор получил индекс ВМ‑4. Вторым направлением занялся НИИ‑8 (ныне НИКИЭТ им. Доллежаля). Его задачей было максимально модернизировать узкие места реактора ВМ-А, сохранив основные схемно-компоновочные решения. Этому реактору присвоили индекс В‑5.

Три проекта с ВМ‑4

Конструкторы ОКБ завода № 92 сделали выбор в пользу блочной конструкции паропроизводящей установки с водяным теплоносителем. В ППУ такого типа было два блочных узла: реактор — ​парогенератор с соединением по принципу «труба в трубе» и парогенератор — ​насос первого контура.

Основным техническим решением было двухреакторное исполнение ядерной паропроизводящей установки с побортным расположением групп основного оборудования. Установку ВМ‑4 подстраивали сразу под три проекта АПЛ разных конструкторских бюро. ППУ для подлодок проекта 671 получила индекс ОК‑300, для 670-го — ​ОК‑350, для 667-го — ​ОК‑700. Основное оборудование было практически полностью унифицировано, различалось лишь количество петель (четыре или пять на один реактор) и привязки к фундаментным конструкциям реакторных отсеков.

На подлодке проекта 667 было два реактора мощностью 90 МВт каждый

На АПЛ проекта 670 устанавливали один реактор мощностью 90 МВт и одну турбину, на АПЛ проекта 671 — ​два реактора по 72 МВт и одну турбину, на АПЛ проекта 667 — ​два реактора по 90 МВт и две турбины.

Создание этих надежных в эксплуатации ППУ с минимальными габаритами и массой стало возможно благодаря компактному расположению оборудования вокруг реактора. Одновременно его использовали как элемент биологической защиты. Существенное сокращение протяженности систем первого контура и сварных швов значительно повысило надежность.

Установки изготавливали с прочно-плотными корпусами, рассчитанными на давление первого контура. Так, корпуса и днища реакторов ОК‑300 и ОК‑350 делали из перлитных сталей и сваривали автоматической сваркой. Внутри корпус покрывали антикоррозионной наплавкой.

Была принята однозаходная схема циркуляции теплоносителя через активную зону, что упростило конструкцию внутреннего блока реактора и сделало возможным использование естественной циркуляции теплоносителя для расхолаживания реактора.

В активной зоне использовали стержневые и двухкольцевые твэлы с ураном обогащением 21 % (зона с двухкольцевыми твэлами оказалась единственной, которая полностью вырабатывала свой энергоресурс). Проектный цикл перезарядки составлял восемь лет.

Монтаж под присмотром спецбригад

Опыт создания подлодок первого поколения показал, что монтаж ППУ из-за тесноты в реакторном отсеке — ​самый трудный этап. Новая компоновка позволила перенести многие монтажные работы на предстапельные участки, что сократило срок монтажа и повысило его качество. Наблюдали за сборкой бригады шефмонтажа, присланные из ОКБ. Но это не стало стопроцентной гарантией исключения инцидентов на суше — ​они случались, в том числе и ядерно опасные.

Имели место и другие происшествия. Так, в ноябре 1966 года на Севмашпредприятии при гидроиспытаниях реактора для АПЛ проекта 667 в аппарате волгоградского завода «Баррикады» обнаружили грязь и металлическую стружку. Случай был квалифицирован как ЧП, так как он ставил под сомнение отсутствие посторонних предметов в другом оборудовании. Началась проверка всех ранее смонтированных реакторов, из-за чего была отложена сдача ряда подлодок проектов 670 и 667. Инцидент завершился выпуском нормативного документа, регулирующего порядок закрытия и вскрытия оборудования первого контура атомного подводного флота.

В начале 1970-х годов выявились два серьезных недостатка ППУ типа ВМ‑4: преждевременная разгерметизация твэлов стержневого типа и образование трещин в стояках крышек реактора. Конструкцию крышки усовершенствовали и разработали новые конструкции активной зоны с модернизированными стержневыми и кольцевыми твэлами.

В ходе эксплуатации ядерные установки продемонстрировали значительно возросшую надежность систем и оборудования. При более интенсивной по сравнению с первым поколением лодок эксплуатации количество отказов или неисправностей оборудования было в десятки раз меньше.

«Ерш», «Скат» и «Навага»

АПЛ проекта 671 («Ерш») создавалась как лодка — охотник на американские субмарины с баллистическими ракетами. Головной корабль К‑38 был заложен в апреле 1963 года в Ленинграде на Ново-Адмиралтейском заводе. Использование одного гребного вала позволило уменьшить водоизмещение и шумность и получить значительно более высокую, чем у зарубежных аналогов, подводную скорость. 5 ноября 1967 года К‑38 вошла в состав Северного флота. Всего было построено 15 «Ершей», основная их часть служила на Северном флоте.

АПЛ проекта 670 («Скат») предназначалась для уничтожения кораблей, идущих в составе конвоев, в основном авианосцев. Строил «Скаты» завод «Красное Сормово» в Горьком. Подлодка имела двухкорпусную архитектуру с веретенообразными обводами легкого корпуса, имеющего в носовой части эллиптическое сечение, обусловленное размещением ракетного вооружения. Первая АПЛ была спущена на воду 2 августа 1966 года. Приемный акт по головному кораблю К‑43 серии 670 был подписан 6 ноября 1967 года. Всего построено 11 лодок проекта 670.

АПЛ проекта 667 создавалась как носитель баллистических ракет с ядерной боеголовкой. После решения правительства о смене используемого вооружения проект получил индекс 667А («Навага»). Новые ракетоносцы стали именоваться РПКСН — ​ракетный подводный крейсер стратегического назначения. Лодка была двухкорпусной. Носовая оконечность имела овальную форму, кормовая — ​веретенообразную. Прочный корпус цилиндрического сечения диаметром 9,4 м разделялся на 10 отсеков, реакторным был седьмой. Главная энергоустановка номинальной мощностью 52 тыс. л. с. состояла из автономных блоков правого и левого борта. В состав каждого блока входил водо-водяной реактор ВМ‑4-2 (ОК‑700), паротурбинная установка с турбозубчатым агрегатом и турбогенератор.

Строительство подводных лодок по проекту 667А велось быстрыми темпами. Первую АПЛ К‑137 заложили на Северном машиностроительном заводе 9 ноября 1964 года. Спуск на воду состоялся 28 августа 1966 года, а 1 сентября начались сдаточные испытания. К‑137 вступила в строй 5 ноября 1967 года. Серия 667А стала самой многочисленной из всех проектов советских АПЛ и имела большое количество модификаций. С 1967 по 1974 год было построено 34 судна проектов 667А и 667АУ.

Субмарина проекта 671 («Ёрш») создавалась как лодка-охотник

Все лодки проектов 671, 670 и 667 были выведены из состава флота в 1989–1997 годы.

В‑5 для «Анчара»

НИИ‑8 еще с 1955 года занимался разработкой установки ВК с водо-водяным реактором для АПЛ проекта 639. Ее особенностями были размещение в активной зоне нескольких легких органов компенсации избыточного запаса реактивности, одноходовая схема движения воды в активной зоне, объединение в блок основного оборудования установки и др. Фактически установка ВК являла собой конструкцию первой блочной паропроизводящей установки, доказавшей в дальнейшем свою эффективность.

В 1958 году работы по проекту 639 были прекращены, и все идеи специалисты НИИ‑8 использовали для создания реакторной установки второго поколения для АПЛ проекта 661. Боевым назначением новой подводной лодки была борьба со скоростными кораблями охранения и авианосцами.

Технический проект ППУ В‑5 был подготовлен НИИ‑8 совместно с ЛИПАН в ноябре 1959 года. Двухреакторная установка отличалась рядом новых технических решений. Так, наиболее крупное оборудование и часть радиационной защиты размещались на фундаментных балках, не присоединенных к прочному корпусу лодки, что снижало динамическое воздействие на оборудование. В качестве основного материала радиационной защиты применили серпентинитовый бетон. Кроме того, для установки разработали единую систему контроля дистанционного и автоматического управления.

При разработке проекта В‑5 впервые в практике НИИ‑8 для сложных многовариантных расчетов активной зоны использовали электронно-вычислительные машины.

В декабре 1963 года опытную лодку проекта 661 («Анчар») заложили в Северодвинске, строительство растянулось на пять лет. Главная причина отставания от графика заключалась в том, что корпус должен был быть из титана, производство которого в СССР только налаживалось.

Ядерные реакторные установки на лодке располагались в пятом отсеке. Главная энергетическая установка состояла из двух автономных групп — ​правого и левого борта. Каждая группа включала в себя атомную паропроизводящую установку В‑5 с реактором, турбозубчатый агрегат и автономный турбогенератор. Номинальная тепловая мощность одного реактора была 177,4 МВт.

Водо-водяной реактор и размещенные вокруг него секции прямоточных парогенераторов с их гидрокамерами соединялись патрубками «труба в трубе». Плотная компоновка и размещение оборудования затрудняли обеспечение ремонта, и задача сохранения работоспособности установки при отказах секций парогенератора решалась за счет возможности отсечения секций в ремонтные периоды. Агрегатирование каждой из двух ППУ с конструкторской точки зрения отличалось исключительной оригинальностью и смелостью проектных решений.

Первая блочная ППУ В‑5 по удельной массе в два раза, а по насыщенности энергоотсека в 2,5–3 раза превосходила лучшие достигнутые к этому времени показатели.

Судьба «Золотой рыбки»

В декабре 1968 года АПЛ спустили на воду, а через год, после испытаний, передали флоту. Во время государственных ходовых испытаний лодка продемонстрировала уникальные качества. На 80 % номинальной мощности реакторов была развита скорость подводного хода 42 узла, а во время опытной эксплуатации на полной мощности ЯЭУ — ​44,7 узла, что по сей день мировой рекорд.

Опытная эксплуатация завершилась в декабре 1971 года. АПЛ с индексом К‑162 (с 1978 года — ​К‑222) в сентябре того же года заступила на боевое дежурство и прошла в район экватора от Гренландского моря до Бразильской котловины. Подлодка «вела» американский авианосец «Саратога», он несколько раз пытался оторваться, но сделать это так и не смог. Более того, атомная подлодка, осуществляя маневры, иногда опережала «Саратогу». За два с половиной месяца похода АПЛ поднималась на поверхность всего лишь раз.

Вот только из-за титанового корпуса лодка проекта 661 оказалась очень дорогой, за что и была прозвана «Золотой рыбкой». По той же причине не пошла в серию, оставшись единственным кораблем этого проекта. Прослужила в составе ВМФ до 1998 года.

Как работает ядерный реактор на подводной лодке

И в США, и в СССР на ранней стадии рассматривались два варианта реакторов для атомных подводных лодок: водо-водяной и с жидкометаллическим теплоносителем. В варианте с жидкометаллическим теплоносителем в обоих странах были построены опытные стенды и по одной подводной лодке. Только в СССР, несмотря на возникающие проблемы, подобные АПЛ получили право на жизнь, а в США этот проект в 1957 году был закрыт окончательно и бесповоротно.

Идея использования в атомной подводной лодке реактора с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) возникла в сентябре 1952 года, когда по решению правительства СССР началось проектирование первой отечественной атомной подлодки. Предложение об использовании реактора с ЖМТ было выдвинуто А.И. Лейпунским в его письме в Первое Главное управление, отправленном в том же сентябре. Целесообразность развития этого направления, по его мнению, заключалась в возможности получения пара более высокой температуры.

Работы начались с выходом 22 октября 1955 года Постановления «О начале работ по созданию ПЛА проекта 645». Головной корабль проекта, который в итоге станет единственным представителем класса, предназначался для борьбы с надводными кораблями и транспортными судами противника при действиях на океанских и удаленных морских театрах.

За основу проекта АПЛ, вести который было поручено СКБ-143, был взят проект первой атомной подводной лодки К-3, поэтому предэскизный и эскизный проекты не разрабатывались. Осенью 1956 года технический проект АПЛ был готов. Несмотря на то, что изначально ставилась задача создать аналог АПЛ К-3 с водо-водяным реактором, между этими двумя лодками появились кардинальные отличия. Тяжёлые ядерные реакторы были смещены ближе к носу корабля, что позволило улучшить его дифферентовку. Это решение было обусловлено во многом ошибочным мнением о безопасности этого типа реакторов и повлекло за собой ухудшение условий обеспечения радиационной безопасности центрального отсека.

Разработчиками силовой установки стали ОКБ «Гидропресс» при научном руководстве Лаборатории «В» (ФЭИ, А.И. Лейпунский), в 1959 году к проекту подключилось ОКБМ. Техническое задание на проектирование реактора для паропроизводящей установки (ППУ) с жидкометаллическим теплоносителем, разработанное Лабораторией «В», было выдано в ОКБМ 20 февраля 1959 года. Техническим заданием предусматривалось несколько вариантов реактора: с эвтектическим сплавом свинец-висмут, с жидким литием, для одно- или двухреакторной паропроизводящей установки (ППУ). В дальнейшем, учитывая, что литий, как теплоноситель, был менее изучен, было принято решение проектные проработки ППУ вести только со сплавом свинец-висмут и в двухреакторном исполнении (индекс ОК-250). В пользу сплава свинец-висмут также были низкая температура плавления (123 град.), высокая температура кипения (1670 град.), низкая активность при контакте с воздухом или водой, а также исключение возможности образования водорода при любых авариях.

Реализация установки с ЖМТ свинец-висмут по целому ряду ее особенностей оказалась значительно более сложной в отработке и потребовала решения таких проблем, как: