Сколько нужно урана для подводной лодки

Топливо для подводных лодок, какое оно?! (заходите, интересно)

Приветствую Вас мои дорогие друзья, подписчики и гости сайта 👋🤗🍀🌹🍀

Тема из рубрики ”ИНТЕРЕСНОЕ”

Сегодня специфическая тема статьи, думаю не многие задумывались как выглядит топливо для подводных лодок, об этом и хочу Вам поведать.

Самой первой подводной лодкой, работавшей на атомном топливе, стала американская субмарина “Nautilus”, построенная и начавшая эксплуатацию в 1954 г. Спустя 5 лет, в январе 1959 г. после испытаний в СССР появилась отечественная подлодка АПЛ проекта 627.

Первая отечественная атомная подводная лодка (проект 627 А)

Конечно, по сравнению с предыдущими моделями подлодок, работавших на дизельном топливе, атомные более автономнымы и современны. Они могли приближаться к берегу для дозаправки топливом раз в несколько лет, подолгу находиться в подводном положении, быстро двигались и были незаметными.

Ядерное топливо столь эффективно, что небольшого объема, сопоставимого с мячом для гольфа, хватит, чтобы субмарина несколько раз обогнула земной шар.

Интересно, не правда ли 🤔

Принципиальная схема машинного отсека с ядерным реактором.

В качестве топлива для таких субмарин используется главным образом уран. Благодаря цепной реакции в процессе ядерного распада этот радиоактивный элемент выделяет тепловую энергию, которая и используется для запуска двигателя.

На подлодке этот процесс осуществляется в толстостенном реакторе. Чтобы избежать его перегрева или даже расплавления стенок, используется система непрерывного охлаждения проточной водой.

Почти всё как на атомных станциях..

В двигателе с ядерным реактором вода попадает внутрь корпуса под давлением. Там она в процессе охлаждения реактора нагревается, затем выводится из системы. После остывания она вновь попадает внутрь, получается как замкнутый круг.

Нагретая вода тоже не остается без дела и не пропадает, она используется перед охлаждением для превращения другой воды в пар, который вращает лопасти турбинного двигателя. Турбогенераторы в свою очередь производят электроэнергию для питания бортового оборудования и работы всех необходимых систем обеспечения внутреннего микроклимата.

Итак, в основе работы ядерной энергетической установки лежит управляемая цепная реакция, которая представляет собой процесс деления изотопов урана под действием элементарных частиц нейтронов. Последние за счет отсутствия электрического заряда легко проникают в атомные ядра. При их делении образуются более легкие ядра, испускаются нейтроны и высвобождается огромное количество энергии.

Физика ➕ химия, ядрон батон))

Если говорить языком цифр, то при делении каждого ядра урана-235 образуется 200 мегаэлектроновольт высовобожденной энергии, примерно 83% из которой приходится на долю кинетической энергии осколков. Именно она после торможения осколков преобразуется в тепловую энергию.

Конструкция ядерного реактора: 1 — корпус; 2 — регулирующие стержни; 3 — отражатель; 4 — замедлитель; 5 — тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ); 6 — защита

Если рассмотреть топливо, состоящее из изотопов урана, то цепной реакции подвержены лишь ядра урана-235. Однако известно, что делящихся изотопов в природном уране очень немного – всего 0,7% от общей массы. Остальная доля приходится на уран-238.

Чтобы создать условия для цепной реакции, существуют два способа.

Первый заключается в использовании тепловых или медленных нейтронов, вероятность деления которых примерно в 300 раз больше, чем у быстрых. Но большинство нейтронов, которые испускаются при делении – именно быстрые. Чтобы замедлить их движение, ядерное горючее в виде стержней разделяют слоями веществ-замедлителей (графит, тяжелая вода, органические жидкости типа дифенила или его смесей, соединения бериллия). Соударяясь с атомами этих веществ, нейтроны движения снижают свою скорость.

Для второго способа используют обогащенное радиоактивное топливо с повышенным числом содержания изотопов урана-235. В этом случае появляется возможность создавать реакторы трех типов: на тепловых (медленных) нейтронах, на промежуточных нейтронах и на быстрых нейтронах (без замедлителя). Для реакторов субмарин используют оба способа – вместе с замедлителями реакций применяют и обогащенный уран.

Расположение ядерного реактора в субмарине..

Ну с дизельными-электрическими субмаринами все понятно, а вот как выглядит топливо для ядерной подлодки?

Вот так выглядит урановая руда, добытая в шахте. Породу высверливают в горизонтальных штреках и вывозят на поверхность. Далее ее измельчают, разбавляют водой и удаляют все лишнее, так как примесей в породе очень много.

После этого в смесь добавляют серную кислоту и за счет выщелачивания получают осадок солей урана. Он имеет ярко-желтый цвет. Наконец уран с примесями очищается на аффинажном производстве и лишь в результате этого длительного процесса образуется закись-окись урана.

Это Вам не плюшки со стола таскать))

Однако и этого недостаточно для получения обогащенного урана, ведь в природном варианте доля нужных изотопов очень мала. Для этих целей используют центрифуги, которые разделяют породу на две фракции.

Более тяжелые молекулы выводятся в “отвал”, а более легкие обогащаются до нужного содержания в массе урана-235 (от 40% до 60%).

После достижения необходимой концентрации диоксид урана прессуется в вот такие “таблетки”. Для этого используют смазочные материалы, которые после удаляются при обжиге в печах. Полученный продукт проверяется на соответствие требованиям, потому как качественное топливо используется для реакторов подлодок.

Таблетки загружаются в так называемые ТВЭЛы (Тепловыделяющие элементы), где и происходит цепная реакция.

Казалось бы проще пареной репы)))

Надеюсь не утомил и Вам понравился эта тема))

Прошу подержать статью

Всего Вам доброго и до новых встреч))

Атомные энергетические установки первого поколения атомных подводных лодок ВМФ СССР. Проект 658 и его модификации.

С внедрением атомной энергетики в ВМФ СССР автономность нового класса кораблей – пла теоретически была ограничена только запасами пищи, регенерации и психофизическими возможностями личного состава (экипажа). В идеале пла могла находиться в подводном положении многие месяцы.

Термины главная энергетическая установка (ГЭУ), атомная энергетическая установка (АЭУ), ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) и паропроизводящая установка (ППУ) для пла являются синонимами. Подводники ВМФ СССР традиционно использовали аббревиатуры ГЭУ, АЭУ, ППУ. С насильственным внедрением “нового облика” Вооружённых Сил РФ и выходом приказа ГК ВМФ №480 от 10 декабря 2004 года “Об утверждении наставления по обеспечению радиационной безопасности на кораблях военно-морского флота с ядерными энергетическими установками и объектами их обеспечения” (НОРБ ВМФ-2004), Москва, 2006; подписанного ГК ВМФ адмиралом флота В.Куроедовым, в качестве обязательной для использования во всех служебных документах ВМФ России была внедрена аббревиатура ЯЭУ, которая используется до настоящего времени.

Произошедшая революция в истории отечественного подводного плавания принесла не только очевидные преимущества, но и связанные с эксплуатацией АЭУ риски – на пла постоянно существует угроза радиоактивного загрязнения и облучения личного состава (экипажа).

Управлением реакторами пла с пульта управления главной энергетической установкой (дежурная смена офицеров–операторов ПУ ГЭУ, расположенного в герметичной выгородке восьмого отсека), обслуживанием систем и механизмов АЭУ занимался личный состав дивизиона движения электромеханической боевой части (ДД БЧ-5).

Содержание

• 1 Атомные энергетические установки первого поколения атомных подводных лодок ВМФ СССР. Проект 658 и его модификации. Некоторые вопросы радиационной безопасности.
• 2 Общие положения
• 3 Ядерный реактор
• 4 Первый контур
• 5 Второй контур
• 6 Третий контур
• 7 Четвёртый контур
• 8 Некоторые вопросы радиационной безопасности.

Атомные энергетические установки первого поколения атомных подводных лодок ВМФ СССР. Проект 658 и его модификации. Некоторые вопросы радиационной безопасности.

Общие положения

Атомная энергетическая установка приводит пла в движение, обеспечивает её паром и электричеством.

Компактные реакторы водо-водяного типа – основа АЭУ. Их активная зона размещалась в толстостенном стальном корпусе, рассчитанном на большое давление.

Активная зона реактора типа ВМ-А состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС). ТВС составлены из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛ заполнены таблетированным наполнителем-урановым топливом в виде таблеток.

Для управления процессами, происходящими в реакторе, были предусмотрены специальные органы управления (стержни):

• компенсирующие решётки;

• аварийной защиты;

• автоматического регулирования.

При необходимости они опускались (поднимались) в (из) корпус(а) реактора на требуемую глубину (высоту).

При возникновении цепной самоподдерживающейся реакции деления ядерного горючего, выделяется очень большое количество тепловой энергии. Эта энергия нагревает воду, которая омывает трубки ТВЭЛ снаружи.

АЭУ разделена на два основных контура – первый и второй.

Вода первого контура под большим давлением закачивается насосами в корпус реактора, проходит через активную зону, омывает горячие трубки ТВЭЛ и нагревается.

Из-за большого давления вода в реакторе не вскипает. Её задача – перенос тепловой энергии.

Далее горячая вода первого контура поступает в парогенераторы, а через другие патрубки в них подается питательная вода второго контура. Последняя тоже нагревается и превращается в пар, который выходит из парогенераторов и по паропроводам направляется к паровой турбине.

Воды первого и второго контура не перемешивается, так как это две независимые среды, которые контактируют через стенки трубок. Вся радиоактивность изначально сосредоточена в воде первого контура. Вода второго контура, и пар, который подается на турбину, в идеале абсолютно нерадиоактивны.

Реактор вместе с остальным радиоактивным оборудованием установлен в необитаемых помещениях реакторного отсека. Эти помещения периодического обслуживания были отделены от личного состава многослойными экранами биологической защиты.

Подобная схема существенно повышала степень защищенности личного состава (экипажа пла) от радиации.

• реактор вырабатывает тепло;

• вода первого контура забирает тепло и передает его воде второго контура;

• вода второго контура превращается в пар;

• пар вращает вал турбины, которая является частью главного турбозубчатого агрегата;

• вал турбины передает вращение механизму редуктора (зубчатой передаче);

• редуктор вращает гребной вал с винтом;

• винты приводят подводную лодку в движение.

Так тепловая энергия, которая выделяется при делении ядер урана, преобразуется в механическую энергию движения.

Была реализована двухвальная, двухвинтовая схема движения. Для повышения надёжности вводилось дублирование систем и механизмов. Считалось, что это повышает автономность пла.

Ядерный реактор

В качестве ядерного горючего (ЯГ) использовался природный уран-235 с различным процентом обогащения. Горючее было заключено в оболочку из спецсплава, которая защищает его от коррозионного действия теплоносителя, передаёт выделяющееся при ядерной реакции тепло к теплоносителю (т/н), а также препятствует проникновению в теплоноситель осколков деления. С момента пуска реактора в процессе постепенного увеличения его мощности пропорционально растёт и мощность нейтронного потока (НП). В дальнейшем при работе реактора на постоянной мощности величина НП постоянна. При выведенной из действия АЭУ нейтронное излучение активной зоны реактора практически отсутствует.

Изначально спроектированная кампания реактора составляла всего 750 час. при пяти-шести процентах обогащения ЯГ. В 1961 г. кампания была увеличена вдвое (зона ВМ-АБ – 1500 час.), в 1961-1963 гг. – ВМ-1А (2000 час.), ВМ-1АМ (2500 час.), с 1964 г. – зоны ВМ-2А (4000 час.), и с 1969 г. ВМ-2АГ (5000 час.)

Процесс распада ЯГ сопровождается мощным потоком нейтронов, испускаются гамма – лучи значительных энергий, альфа – частицы и бета – частицы.

Интенсивность гамма – излучения (ГИ) увеличивается с увеличением мощности реактора и сохраняется на более низком уровне после его остановки.

Нейтроны и ГИ, проникая через корпус реактора и его биологическую защиту (БЗ), создают в обитаемой части реакторного отсека и в смежных с ним отсеках НП НП и уровни ГИ в пределах специально рассчитанных (установленных) допустимых норм.

При образовании неплотностей в БЗ (сотрясение, вибрация, тепловое расширение) может произойти местное увеличение интенсивности ГИ (щелевой эффект). Бетта – (БИ) и альфа – излучения (АИ) продуктов деления полностью задерживаются корпусом реактора.

АЭУ является также источником радиоактивных благородных газов (РБГ) и аэрозолей (РАЗ), образующихся в процессе работы ядерного реактора. В отсеки пла РБГ и РАЗ могут попасть через уплотнения реактора (регулирующих стержней и стержней аварийной защиты, компенсирующих решёток), обеспечивающие его герметизацию и нарушающиеся со временем вследствие наличия больших температурных напряжений, либо в результате технической неисправности (аварии).

Первый контур

Это замкнутая герметичная система, по которой циркулирует теплоноситель, осуществляющий теплосъём с активной зоны реактора. К первому контуру (1К) относятся:

• реактор ВМ-А;

• главный и вспомогательный циркуляционные насосы (ГЦН и ВЦН), осуществляющие циркуляцию т/н под давлением до 200 атмосфер ;

• компенсаторы объёма;

• подпиточный насос Т-4А для восполнения утечек теплоносителя;

• прямоточные, четырёхсекционные парогенераторы (ПГ) с генерацией перегретого пара давлением 35 атмосфер и температурой 310 градусов цельсия (теплообменники, “бочки” на сленге подводников).

При проходе через активную зону реактора т/н нагревается, а затем отдаёт тепло в ПГ ПГ воде второго контура (2К), из которой образуется пар, поступающий по паропроводам 2К на паровые турбины.

Теплоноситель 1К является одним из основных источников радиоактивных излучений из-за:

• активации воды главного конденсатора (собственная активность);

• активации примесей (солевого остатка) в воде 1К;

• активации конструкционных материалов и продуктов коррозии и перехода их в т/н;

• перехода в т/н осколочных продуктов, образующихся при делении урана, и загрязнений верхних оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ);

• выхода через микрощели РБГ и паров радиоактивного йода (газовая неплотность оболочек ТВЭЛ);

• выхода осколков деления из активной массы ТВЭЛ в т/н при нарушении герметичности оболочек ТВЭЛ, что ведёт к прямому контакту между т/н и ЯГ;

• образования в т/н дочерних изотопов РБГ, попавших в т/н.

Соотношение радиоактивных элементов в т/н 1К работающей АЭУ постоянно меняется.

Второй контур

Предназначен для преобразования тепловой энергии пара в механическую и состоит из турбины заднего–переднего хода, главного конденсатора, насосов и системы трубопроводов с арматурой.

При исправной работе паропроизводительной установки (ППУ) 2К не является радиоактивным, но при образовании течи трубок ПГ ПГ т/н из 1К попадает во 2К. В этом случае 2К тоже становится источником радиоактивных излучений и загрязнений. Наличие течи в ПГ ПГ вызывает нарастание газовой и аэрозольной активности в турбинном и смежном с ним отсеках в результате перехода РБГ в главный конденсатор и их выброса эжекторами в турбинный отсек, а также увеличение мощности ГИ в турбинном отсеке. Кроме того, в девятом отсеке, где расположены холодильные машины, вследствие поступления в них радиоактивного пара также может возникнуть газовая и аэрозольная активность. Следует отметить, что ПГ ПГ пла первого поколения постоянно «текли», и обеспечение надёжности их работы, связанное с необходимостью перехода на новые конструкционные материалы, было достигнуто с использованием титановых сплавов только к середине 60-ых годов.

Третий контур

Представляет собой замкнутую герметичную систему и служит для охлаждения узлов и механизмов АЭУ пла. Бидистиллят (вода высокой чистоты) третьего контура (3К) не соприкасается непосредственно с технологическими каналами, но является радиоактивным, так как обслуживает устройства и оборудование, расположенное рядом с активной зоной реактора и облучаемые мощным НП. Попадание 3К в отсек вызывает повышение газовой и аэрозольной активности.

Четвёртый контур

Пар, отработавший на главной турбине, превращается в воду в главных конденсаторах путём прокачки насосами забортной воды, поступающей через специальные отверстия в корпусе подводной лодки. Контур, по которому циркулирует охлаждающая морская вода, называют четвертым контуром. Охлаждающая забортная вода в конце цикла сбрасывается за борт.

Некоторые вопросы радиационной безопасности.

Водо-водяные реакторы пла проекта 658 и его модификаций содержат альфа-активное ядерное горючее (уран-235, уран-238), некоторые осколки его деления, плутоний; образующийся из урана под действием нейтронов в активной зоне реактора.

При работе АЭУ большинство осколков деления ядерного горючего являются бета-активными веществами.

Ядерный реактор является мощным источником гамма-излучения.

Также происходит образование нейтронного потока в процессе распада ядер урана в активной зоне реактора.

• источниками излучения нейтронов является активная зона реактора, где происходит цепная реакция деления урана-235, сопровождающаяся мощными НП и ГИ;

• ГИ и БИ возникают в результате различных превращений, являющихся следствием взаимодействия нейтронов с веществом ЯГ, БЗ реактора, т/н и с материалами окружающих конструкций;

• АИ обусловлено радиоактивным распадом изотопов урана и образующегося в результате работы реактора плутония.

Наиболее опасны в биологическом отношении долгоживущие радиоактивные элементы, способные к тому же накапливаться в организме человека:

• стронций-90 (БА, Т (полураспад)=27,7 года);

• цезий-137 (БА, ГИ, Т=33 года).

Не менее опасно попадание радиоактивного изотопа йода-131 в лёгкие человека из воздушной среды загрязнённого отсека пла.

Для сохранения жизни и здоровья личного состава пла при проведении работ в условиях воздействия ионизирующих излучений был установлен комплекс обязательных организационно – технических мер, называемый режимом радиационной безопасности (РРБ).

Основные положения по обеспечению радиационной безопасности на всех этапах эксплуатации, перезарядки и ремонта кораблей с АЭУ определялись НОРБ-ВМФ-83 . Наставление НОРБ-ВМФ-83 сменило целый ряд руководящих документов в попытке унифицировать обеспечение радиационной безопасности в СА и ВМФ СССР.

Строгое соблюдение РРБ при эксплуатации АЭУ исключало превышение установленных допустимых (регламентировались НОРБ-ВМФ-83), и контрольных (разрабатывались специалистами химической службы конкретно для каждой пла) уровней радиационных факторов и переоблучение личного состава пла сверх допустимых норм.

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.