Атомные установки подлодок. Корабельные ядерные энергетические установки Самая длинная лодка

В 50-х годах началась новая эра в подводном кораблестроении - при­менение для движения подводных лодок атомной энергии. По своим свойствам атомные источники энергии являются наиболее подходящи­ми для ПЛ, так как, не нуждаясь в атмосферном воздухе или в запасах кислорода, позволяют получать энергию практически неограниченно долго и в необходимом количестве.

Помимо решения проблемы в отношении длительного движения в подводном положении с высокой скоростью хода, использование атом­ного источника сняло ограничения по снабжению энергией таких отно­сительно емких ее потребителей, как приборы и системы жизнеобеспе­чения (кондиционеры, электролизеры и т. п.), навигации, гидроакусти­ки и управления оружием. Открылась перспектива использования ПЛ в арктических районах подо льдами. С внедрением атомной энергетики длительность непрерывного плавания лодок в подводном положении стала лимитироваться, как показал многолетний опыт, в основном, пси­хофизическими возможностями экипажей.

Вместе с тем с самого начала внедрения атомных энергетических установок (АЭУ) стали ясны и возникающие при этом новые сложные проблемы: необходимость обеспечения надежной радиационной защи­ты личного состава, повышение требований к профессиональной под­готовке обслуживающего АЭУ персонала, потребность в более разви­той, чем для дизель-электрической ПЛ, инфраструктуре (базирование, ремонт, доставка и перегрузка ядерного горючего, удаление отработан­ного ядерного топлива и т. д.). Позднее, по мере накопления опыта, вы­явились и другие негативные моменты: повышенная шумность атомных подводных лодок (АПЛ), тяжесть последствий аварий АЭУ и лодок с такими установками, сложность вывода из строя и утилизации отслу­живших свой срок АПЛ.

Первые предложения от ученых-атомщиков и военных моряков об использовании для движения лодок атомной энергии и в США, и в СССР стали поступать еще в конце 1940-х годов. Развертывание практических работ началось с создания проектов ПЛ с АЭУ и строительства назем­ных стендов и прототипов этих установок.

Первая в мире АПЛ была построена в США - «Nautilus» - и всту­пила в строй в сентябре 1954 г. В январе 1959 г. после завершения испытаний была принята в эксплуатацию ВМФ СССР первая отече­ственная АПЛ проекта 627. Основные характеристики этих АПЛ при­ведены в табл. 1.

С вводом в строй первых АПЛ практически без перерыва началось постепенное наращивание темпов их строительства. Параллельно шло практическое освоение применения атомной энергии в ходе эксплуа­тации АПЛ, поиск оптимального облика АЭУ и самих ПЛ.

Таблица 1

*Равно сумме надводного водоизмещения и массы воды в полностью заполненных цистернах главного балласта.
**Для американских АПЛ (здесь и далее) испытательная глубина, которая близка по смыслу к предельной.

Рис. 6. Первая отечественная серийная АПЛ (проект 627 А)

контуре атомного реактора. Наряду с водой, имеющей высокую степень очистки, которая была применена в реакторах первых АПЛ, была предпринята попытка применить для этой цели металл или сплав металлов, имеющих относительно низкую температуру плавления (натрий и др.). Преимущество такого теплоносителя виделось конструкторам, прежде всего, в возможности снизить давление в первом контуре, повысить тем­пературу теплоносителя и в целом получить выигрыш по габаритам ре­актора, что чрезвычайно важно в условиях его применения на ПЛ.

Рис. 7. Первая американская АПЛ «Nautilus»

Эта идея была реализована на второй после «Nautilus» американс­кой АПЛ «Seawolf», построенной в 1957 г. На ней был применен реак­тор S2G с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем. Однако на практике преимущества жидкометаллического теплоносителя ока­зались не столь существенными, как ожидалось, а по надежности и

Рис. 8. Первая отечественная АПЛ «Ленинский комсомол» (проект 627)

сложности эксплуатации этот тип реакторов существенно уступал водо-водяному реактору (с водой под давлением в первом контуре).

Уже в 1960 г. вследствие ряда выявившихся при эксплуатации непо­ладок реактор с жидкометаллическим теплоносителем на АПЛ «Seawolf» был заменен водо-водяным реактором S2WA, представлявшим собой улучшенную модификацию реактора АПЛ «NautiIus».

В 1963 г. в СССР в состав флота была введена АПЛ проекта 645, также оснащенная реактором с жидкометаллическим теплоносителем, в котором был использован сплав свинца с висмутом. В первые годы после постройки эта АПЛ успешно эксплуатировалась. Однако решительных преимуществ перед параллельно строящимися АПЛ с водо-водяными реакторами не по­казала. Вместе с тем эксплуатация реактора с жидкометаллическим тепло­носителем, особенно его базовое обслуживание, вызывала определенные сложности. Серийное строительство АПЛ этого типа не производилось, она осталась в единичном экземпляре и находилась в составе флота до 1968 г.

Вместе с внедрением на ПЛ АЭУ и непосредственно связанного с ними оборудования произошло изменение и других их элементов. Пер­вая американская АПЛ, хотя и имела большие размеры, чем ДПЛ, мало отличалась от них по внешнему виду: она имела штевневую носовую оконечность и развитую надстройку с протяженной плоской палубой. Форма корпуса первой отечественной АПЛ уже имела ряд характерных отличий от ДПЛ. В частности, ее носовой оконечности были приданы хорошо обтекаемые в подводном положении обводы, имеющие в плане очертания полуэллипса и близкие к круговым поперечные сечения. Ог­раждение выдвижных устройств (перископов, устройства РДП, антенн и др.), а также шахты люка и мостика были выполнены в виде обтекае­мого тела наподобие лимузина, откуда пошло название «лимузинная» форма, ставшая впоследствии традиционной для ограждения у многих типов отечественных АПЛ.

Для максимального использования всех возможностей по улучше­нию тактико-технических характеристик, обусловленных применени­ем АЭУ, были развернуты исследования по оптимизации формы корпу­са, архитектуре и конструкции, управляемости при движении в подвод­ном положении с высокими скоростями, автоматизации управления при этих режимах, по навигационному обеспечению и обитаемости в усло­виях длительного подводного плавания без всплытия на поверхность.

Ряд вопросов решался с использованием специально построенных опытных и экспериментальных неатомных и атомных ПЛ. В частности, в решении проблем управляемости и ходкости АПЛ важную роль сыгра­ла построенная в США в 1953 г. экспериментальная ДПЛ «Аlbасоrе», имевшая форму корпуса, близкую к оптимальной в отношении мини­мизации сопротивлению воды при движении в подводном положении (отношение длины к ширине составляло около 7,4). Ниже указаны ха­рактеристики ДПЛ «Albacore»:

Размерения, м:
длина..............................................................................................62,2
ширина.............................................................................................8,4
Водоизмещение, т:
надводное......................................................................................1500
подводное.....................................................................................1850
Энергетическая установка:
мощность дизель - генераторов, л. с.........................................1700
мощность электродвигателя *, л. с............................около 15000
число гребных валов......................................................................1
Скорость полного подводного хода, уз..............................................33
Испытательная глубина погружения, м............................................185
Экипаж, чел...........................................................................................52

* С серебряно-цинковой аккумуляторной батареей.

Эта ПЛ несколько раз переоборудовалась и длительное время ис­пользовалась для отработки гребных винтов (в том числе соосных про­тивоположного вращения), органов управления при движении с высо­кими скоростями, новых типов ТА и решения других задач.

Внедрение на ПЛ АЭУ совпало по времени с разработкой ряда прин­ципиально новых образцов вооружения: крылатых ракет (КР) для стрель­бы по берегу и для поражения морских целей, позднее - баллистичес­ких ракет (БР), средств дальнего радиолокационного обнаружения воз­душных целей.

Успехи в области создания БР наземного и морского базирования привели к пересмотру роли и места как сухопутных, так и морских си­стем вооружения, что нашло отражение и в становлении типажа АПЛ. В частности, постепенно утратили свое значение КР, предназначен­ные для стрельбы по берегу. В результате США ограничились пост­ройкой всего одной АПЛ «Halibut» и двух ДПЛ - «Grayback» и «Grow-ler» - с КР «Regulus», а построенные в СССР АПЛ с КР для поражения береговых целей были впоследствии переоборудованы в АПЛ только с торпедным вооружением.

В единичном экземпляре осталась и построенная в США в эти годы АПЛ радиолокационного дозора «Triton», предназначенная для дальне­го обнаружения воздушных целей с помощью особо мощных радиолокационных станций. Эта ПЛ примечательна еще и тем, что из всех аме­риканских АПЛ она была единственной, имевшей два реактора (все ос­тальные АПЛ США однореакторные).

Первый в мире пуск БР с подводной лодки был произведен в СССР в сентябре 1955 г. Ракета Р-11 ФМ была запущена с переоборудованной ДПЛ из надводного положения. С той же ПЛ спустя пять лет был произ­веден первый в СССР пуск БР из подводного положения.

С конца 50-х годов начался процесс внедрения БР на ПЛ. Сперва была создана малоракетная атомная ПЛ (габариты первых отечествен­ных морских БР на жидком топливе не позволили создать сразу много­ракетную АПЛ). Первая отечественная АПЛ с тремя стартующими из надводного положения БР была введена в строй в 1960 г. (к этому вре­мени было построено несколько отечественных ДПЛ с БР).

В США, базируясь на успехах, достигнутых в области морских БР, сразу пошли на создание многоракетной АПЛ с обеспечением старта ракет из подводного положения. Этому способствовала успешно реали­зуемая в те годы программа создания БР на твердом топливе «Polaris». Причем для сокращения срока строительства первого ракетоносца был использован корпус находящейся в это время в постройке серийной АПЛ

Рис. 9. Атомный подводный ракетоносец типа «George Washington»

с торпедным вооружением типа «Skipjack». Этот ракетоносец, назван­ный «George Washington», вступил в строй в декабре 1959 г. Первая отече­ственная многоракетная АПЛ (проект 667А) с 16 БР, стартующими из подводного положения, вступила в строй в 1967 г. В Великобритании первый атомный ракетоносец, созданный при широком использовании американского опыта, был введен в строй в 1968 г., во Франции - в 1974 г. Характеристики первых АПЛ с БР приведены в табл. 2

В годы, последовавшие с момента создания первых ПЛ, происходи­ло непрерывное совершенствование этого нового вида морского вооружения: увеличение дальности полета морских БР до межконтиненталь­ной, повышение темпа стрельбы ракетами вплоть до залповой, приня­тие на вооружение БР с разделяющимися головными частями (РГЧ), имеющими в своем составе несколько боевых блоков, каждый из кото­рых может наводиться на свою цель, увеличение на некоторых типах ракетоносцев боекомплекта ракет до 20-24.

Таблица 2

Сплав атомной энергетики и БР межконтинентальной дальности придал подводным лодкам в дополнение к их изначальному преимуще­ству (скрытности) принципиально новое качество - способность пора­жать цели в глубине территории противника. Это превратило АПЛ в важ­нейший компонент стратегических вооружений, занимающий в страте­гической триаде едва ли не главное место благодаря своей мобильности и высокой выживаемости.

В конце 60-х годов в СССР были созданы АПЛ принципиально но­вого типа - многоракетные подводные лодки - носители КР с подвод­ным стартом. Появление и последующее развитие этих АПЛ, не имевших аналогов в зарубежных ВМС , явилось реальным противовесом наиболее мощным надводным боевым кораблям - ударным авианосцам, в том числе и с атомными энергетическими установками.

Рис. 10. Атомный подводный ракетоносец (проект 667А)

На рубеже 60-х годов кроме ракетизации возникло еще одно важ­ное направление в развитии АПЛ - повышение их скрытности от об­наружения, в первую очередь другими ПЛ, и совершенствование средств освещения подводной обстановки для опережения против­ника в обнаружении.

Вследствие особенностей среды, в которой действуют ПЛ, в каче­стве определяющих факторов в проблеме скрытности и обнаружения вы­ступают обесшумливание ПЛ и дальность действия устанавливаемых на них гидроакустических средств. Именно совершенствование этих качеств наиболее сильно повлияло на формирование того технического облика, который приобрели современные АПЛ.

В интересах решения возникающих в указанных областях задач во многих странах были развернуты беспрецедентные по объему програм­мы научно-исследовательских и опытноконструкторских работ, вклю­чающих разработку новых малошумных механизмов и движителей, про­ведение по специальным программам испытаний серийных АПЛ, переоборудование построенных АПЛ с внедрением на них новых технических решений, наконец, создание АПЛ с энергетическими установками прин­ципиально нового типа. К числу последних относится, в частности, аме­риканская АПЛ «Тиllibее», введенная в строй в 1960 г. Эта АПЛ отлича­лась комплексом мероприятий, направленных на снижение шумности и повышение эффективности гидроакустического вооружения. Вместо главной паровой турбины с редуктором, применяемой в качестве двига­теля на серийно строящихся в это время АПЛ, на «Тullibее» была реали­зована схема полного электродвижения - установлены специальный гребной электродвигатель и соответствующей мощности турбогенера­торы. Кроме того, впервые для АПЛ был применен гидроакустический комплекс со сферической носовой антенной увеличенных размеров , а в связи с этим и новая схема размещения торпедных аппаратов: ближе к середине длины ПЛ и под углом 10-12° к ее диаметральной плоскости.

При проектировании «Тиllibее» планировалось, что она станет го­ловной в серии АПЛ нового типа, специально предназначенных для про­тиволодочных действий. Однако эти намерения не были реализованы, хотя многие из примененных и отработанных на ней технических средств и решений (гидроакустический комплекс, схема размещения торпедных аппаратов и др.) были сразу распространены на строящихся в 60-х годах серийных АПЛ типа «Thresher».

Вслед за «Тиllibее» для отработки новых технических решений по повышению акустической скрытности были построены еще две опыт­ные АПЛ: в 1967 г. АПЛ «Jack» с безредукторной (прямодействующей) турбинной установкой и соосными гребными винтами противополож­ного направления вращения (наподобие применяемых на торпедах) и в 1969 г. АПЛ «Narwhal», снабженная атомным реактором нового типа с повышенным уровнем естественной циркуляции теплоносителя пер­вого контура. Этот реактор, как ожидалось, будет отличаться понижен­ным уровнем шумоизлучений за счет снижения мощности циркуляци­онных насосов первого контура. Первое из этих решений не получило развития, а что касается нового типа реактора, то полученные результа­ты нашли применение при разработке реакторов для серийных АПЛ пос­ледующих лет постройки.

В 70-х годах американские специалисты вновь вернулись к идее ис­пользования на АПЛ схемы полного электродвижения. В 1974 г. было завершено строительство АПЛ «Glenard P. Lipscomb» с турбоэлектричес-кой ЭУ в составе турбогенераторов и электродвигателей . Однако и эта АПЛ не была принята для серийного производства. Характеристики АПЛ «Тиllibее» и «Glenard P. Lipscomb» приведены в табл. 3.

Отказ от «тиражирования» АПЛ с полным электродвижением гово­рит о том, что выигрыш по снижению шумности, если он и имел место на АПЛ этого типа, не компенсировал связанного с внедрением элект­родвижения ухудшения других характеристик, в первую очередь из-за невозможности создания электродвигателей требуемой мощности и при­емлемых габаритов и, как следствие, снижения скорости полного под­водного хода по сравнению с близкими по сроку создания АПЛ с турборе-дукторными установками.

Таблица 3

Во всяком случае, испытания АПЛ «Glenard P. Lipscomb» еще про­должались, а на стапеле уже началась сборка АПЛ «Los Angeles» с обыч­ной паротурбинной установкой - головной АПЛ в одной из самых круп­ных серий лодок в истории американского кораблестроения. Проект этой АПЛ создавался как альтернатива «Glenard Lipscomb» и оказался более удачным, вследствие чего и принят для серийного строительства.

Мировая практика подводного кораблестроения знает пока только одно исключение, когда схема полного электродвижения была реали­зована не на одной опытной, а на нескольких серийных АПЛ. Это шесть французских АПЛ типа «Rubis» и «Amethyste», введенных в строй в 1983-1993 годах.

Проблема акустической скрытности АПЛ не одновременно во всех странах стала доминирующей. Другим важным направлением совершен­ствования АПЛ в 60-е годы считалось достижение возможно большей скорости подводного хода. Так как возможности снижения сопротивле­ния воды движению за счет оптимизации формы корпуса были к этому времени в значительной мере исчерпаны, а другие принципиально но­вые решения этой задачи реальных практических результатов не дава­ли, для повышения скорости подводного хода АПЛ оставался один путь - увеличение их энерговооруженности (измеряемой отношением мощ­ности, используемой для движения установки, к водоизмещению). Вначале эта задача решалась напрямую, т.е. за счет создания и приме­нения АЭУ существенно увеличенной мощности. Позднее, уже в 70-х годах, проектанты пошли по пути одновременного, но не столь значи­тельного, увеличения мощности АЭУ и снижения водоизмещения АПЛ, в частности за счет резкого увеличения уровня автоматизации управле­ния и сокращения в связи с этим численности экипажа.

Практическая реализация этих направлений привела к созданию в СССР нескольких АПЛ, имеющих скорость хода свыше 40 уз, т. е. зна­чительно большую, чем у основной массы АПЛ, одновременно строя­щихся и в СССР, и на Западе. Рекорд скорости полного подводного хода - без малого 45 уз - был достигнут в 1969 г. при испытаниях отече­ственной АПЛ с КР проекта 661.

Еще одной характерной чертой развития АПЛ является более или менее монотонное по времени увеличение глубины погружения. За годы, истекшие с ввода в строй первых АПЛ, глубина погружения, как видно из приведенных ниже данных для серийных АПЛ последних лет пост­ройки, выросла более чем вдвое. Из боевых АПЛ наибольшую глубину погружения (около 1000 м) имела построенная в середине 80-х годов отече­ственная опытная АПЛ «Комсомолец». Как известно, АПЛ погибла от пожара в апреле 1989 г., но опыт, полученный при ее проектировании, строительстве и эксплуатации, является бесценным.

К середине 70-х годов постепенно вырисовались и на некоторое вре­мя стабилизировались подклассы АПЛ, различающихся назначением и составом основного ударного оружия:
- многоцелевые ПЛ с торпедным оружием, противолодочными ра­кетами, а позднее крылатыми ракетами, выстреливаемыми из торпед­ных аппаратов и специальных пусковых установок, предназначенные для противолодочных действий, уничтожения надводных целей, а так­же для решения других традиционных для ПЛ задач (минные постанов­ки, разведка и др.);
- стратегические подводные ракетоносцы, вооруженные баллисти­ческими ракетами для поражения целей на территории противника;
- подводные лодки-носители крылатых ракет, предназначенные, в основном, для уничтожения надводных кораблей и транспортов.

Сокращенное обозначение ПЛ этих подклассов: АПЛ, ПЛАРБ, ПЛАРК (соответственно английские аббревиатуры: SSN, SSBN, SSGN).

Приведенная классификация, как и всякая другая, является услов­ной. Например, с установкой на многоцелевые АПЛ шахт для запуска крылатых ракет в значительной мере стираются различия между АПЛ и специализированными ПЛАРК, а использование с АПЛ крылатых ра­кет, предназначенных для стрельбы по береговым объектам и несущих ядерные заряды, переводит такие ПЛ в разряд стратегических. В ВМС и ВМФ разных стран используется, как правило, своя классификация ко­раблей, в том числе и атомных ПЛ.

Строительство боевых ПЛ ведется, как правило, сериями по несколь­ко (иногда по несколько десятков) ПЛ в каждой на основе одного базо­вого проекта, в который по мере накопления опыта строительства и эк­сплуатации ПЛ вносятся сравнительно несущественные изменения. Для примера в табл. 4 приведены данные о серийном строительстве АПЛ в США Серии, как обычно принято, названы соответственно головной

Таблица 4

*Строилась тремя подсериями. Более крупная серия АПЛ из 77 единиц была реализована только при строительстве отечественных ракетоносцев, которые, хотя и отли­чаются TTX, базируются на одном проекте 667А.
** Строительство серии не закончено. ПЛ, временные интервалы указаны по срокам закладки головной и вво­да в строй последней в серии ПЛ.

Достигнутый к середине 90-х годов уровень развития АЛЛ характе­ризуется приведенными в табл. 5 данными для трех американских АПЛ последних лет постройки.

Таблица 5

* Улучшенная модификация, головная АПЛ третьей подсерии.
** По другим данным - 2x30000 л.с.

Применительно к АПЛ (иногда и к ДПЛ) используется достаточно условное, но получившее распространение понятие «поколение». При­знаками, по которым АПЛ относят к тому или иному поколению, явля­ются: близость по времени создания, общность заложенных в проекты технических решений, однотипность энергетических установок и другого оборудования общекорабельного назначения, один и тот же кор­пусный материал и т. п. К одному поколению могут быть отнесены АПЛ различного назначения и даже нескольких следующих одна за другой серий. Переходу от одной серии ПЛ к другой, а тем более - переходу от поколения к поколению предшествуют всесторонние исследования с целью обоснованного выбора оптимальных сочетаний основных такти­ко-технических характеристик новых АПЛ.

Рис. 11. Новейшая российская многоцелевая АПЛ типа «Барс» (проект 971)

Актуальность такого рода исследований особенно возросла с появ­лением возможности (благодаря развитию техники) создания АПЛ, су­щественно различающихся скоростью хода, глубиной погружения, по­казателями скрытности, водоизмещением, составом вооружения и т. д. Выполнение этих исследований продолжается иногда на протяжении не­скольких лет и включает разработку и военно-экономическую оценку для широкого спектра альтернативных вариантов АПЛ - от улучшен­ной модификации серийно строящейся АПЛ до варианта, представляю­щего собой синтез принципиально новых технических решений в облас­ти архитектуры, энергетики, вооружения, корпусных материалов и т. д.

Как правило, эти исследования не ограничиваются только проек­тированием вариантов АПЛ, но включают также целые программы на­учно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по гидроди­намике, прочности, гидроакустике и другим направлениям, а в неко­торых случаях, рассмотренных выше, также и создание специальных опытных АПЛ.

В странах, строящих АПЛ наиболее интенсивно, было создано три-четыре поколения этих кораблей. Например, в США из многоцелевых АПЛ к I поколению относят обычно АПЛ типов «Skate» и «Skipjack», к II - «Thresher» и «Sturgeon», к III - «LosAngeles». АПЛ «Seawolf» рассмат­ривают как представителя уже нового, IV поколения АПЛ ВМС США. Из ракетоносцев к I поколению относят лодки «George Washington» и «Ethan Allen», к II - «Lafayette» и «Benjamin Franklin», к III - «Ohio».

Рис. 12. Современный российский атомный подводный ракетоносец типа «Акула» (проект 941)

В общей сложности к концу 90-х годов в мире было построено (включая выведенные из строя в связи с устареванием и погибшие) около 500 АПЛ. Численность АПЛ по годам в составе ВМС и ВМФ разных стран приведена в табл. 6.

Таблица 6

Примечание. Над чертой - АПЛ, под чертой - ПЛАРБ.

Согласно прогнозу, общая численность АПЛ, которые будут нахо­дится в строю на 2000 г., составит (без АПЛ Российского ВМФ) около 130, из них - около 30 ПЛАРБ.

Скрытность атомных ПЛ и практически полная независимость от погодных условий делает их эффективным средством для проведения различного рода специальных разведьшательно-диверсионных операций. Обычно для этих целей используются ПЛ после окончания их службы по прямому назначению. Так, например, упомянутая ранее АПЛ ВМС США «Halibut», которая была построена как носитель крылатых ракет «Regulus», в середине 60-х годов была переоборудована для поиска (с помощью специальных носимых ею устройств) лежащих на грунте предметов, включая затонувшие ПЛ. Позднее на замену ей для анало­гичных операций была переоборудована торпедная АПЛ ВМС США «Раrсhе» (типа «Sturgeon»), в корпус которой была врезана секция дли­ной около 30 м и обеспечен прием на палубу специального подводного аппарата. АПЛ печально прославилась тем, что в 80-х годах участвовала в шпионской операции в Охотском море. Установив на подводный ка­бель специальное устройство, она, по данным, опубликованным в США, обеспечила прослушивание переговоров между советской военно-мор­ской базой на Камчатке и материком.

Рис. 13. Новейшая американская АПЛ «Seawolf»

Несколько ракетоносцев ВМС США типа «Lafayete» после вывода из состава сил стратегического назначения были переоборудованы в де­сантные ПЛ для скрытной доставки нескольких десятков морских пехо­тинцев. Для этого на палубе установлены прочные контейнеры с необ­ходимым оборудованием. Таким образом обеспечивается продление жиз­ни АПЛ, которые в силу различных причин уже не используются по своему первоначальному назначению.

За сорок с лишним лет существования АПЛ, вследствие аварий (по­жары, взрывы, разгерметизация магистралей забортной воды и др.) зато­нули две АПЛ ВМС США и четыре АПЛ ВМФ СССР, из которых одна дважды тонула в местах со сравнительно небольшими глубинами и оба раза была поднята средствами аварийно-спасательной службы. Осталь­ные затонувшие АПЛ имеют серьезные повреждения или практически полностью разрушены и лежат на глубинах полтора километра и более.

Был один случай боевого применения АПЛ против надводного ко­рабля: АПЛ «Conqueror» ВМС Великобритании во время конфликта из-за Фолклендских островов в мае 1982 г. атаковала и потопила торпедами принадлежащий Аргентине крейсер «G.Belgrano». Начиная с 1991 г. аме­риканские АПЛ типа «Los Angeles» несколько раз наносили удары кры­латыми ракетами «Tomahawk» по целям на территории Ирака. В 1999 г. удары этими ракетами по территории Югославии были нанесены с анг­лийской АПЛ «Splendid».

(1) Такая форма, характерная для дизель-электрических ПЛ, обеспечивала удовлетво­рительные характеристики при ходе в надводном положении.

(2) Pанее при наличии на ПЛ выступающей за пределы корпуса прочной рубки имено­валось ограждением рубки.

(3) Следует отметить, что в разное время ВМС США намеревались создать ПЛ с КР, однако всякий раз предпочтение отдавалось многоцелевым ПЛ.

(4) Ранее на АПЛ использовался набор ГАС разного назначения.

(5) Для строительства был использован проект серийных АПЛ типа «Thresher» и офи­циально АПЛ считалась седьмым кораблем серии.

(6) Были применены два электродвигателя предположительно мощностью по 11000 л. с. каждый, размещенных один за другим.

Вперед
Оглавление
Назад

Бесшумные «хищники» морских глубин всегда наводили ужас на неприятеля, причем как в военное, так и в мирное время. С подлодками связано бесчисленное количество мифов, что, впрочем, неудивительно, если учесть, что их создают в условиях особой секретности. Но сегодня мы знаем достаточно об общей...

Принцип действия субмарины

Система погружения и всплытия подводной лодки включает в себя балластные и вспомогательные цистерны, а также соединительные трубопроводы и арматуру. Основной элемент здесь – это цистерны главного балласта, за счет заполнения водой которых погашается основной запас плавучести ПЛ. Все цистерны входят в носовую, кормовую и среднюю группы. Их можно заполнять и продувать по очереди или одновременно.

У подлодки есть дифферентные цистерны, необходимые для компенсации продольного смещения грузов. Балласт между дифферентными цистернами передувается при помощи сжатого воздуха или же перекачивается с помощью специальных помп. Дифферентовка – именно так называется прием, целью которого является «уравновешивание» погруженной ПЛ.

Атомные подлодки делят на поколения. Для первого (50-е) характерна относительно высокая шумность и несовершенство гидроакустических систем. Второе поколение строили в 60-е – 70-е годы: форма корпуса была оптимизирована, чтобы увеличить скорость. Лодки третьего больше, на них также появилось оборудование для радиоэлектронной борьбы. Для АПЛ четвертого поколения характерны беспрецедентно малый уровень шума и продвинутая электроника. Облик лодок пятого поколения прорабатывается в наши дни.

Важный компонент любой субмарины – воздушная система. Погружение, всплытие, удаление отходов – все это делается при помощи сжатого воздуха. Последний хранят под высоким давлением на борту ПЛ: так он занимает меньше места и позволяет аккумулировать больше энергии. Воздух высокого давления находится в специальных баллонах: как правило, за его количеством следит старший механик. Пополняются запасы сжатого воздуха при всплытии. Это долгая и трудоемкая процедура, требующая особого внимания. Чтобы экипажу лодки было чем дышать, на борту субмарины размещены установки регенерации воздуха, позволяющие получать кислород из забортной воды.

АПЛ: какие они бывают

Атомная лодка имеет ядерную силовую установку (откуда, собственно, и пошло название). В наше время многие страны также эксплуатируют дизель-электрические подлодки (ПЛ). Уровень автономности атомных субмарин намного выше, и они могут выполнять более широкий круг задач. Американцы и англичане вообще прекратили использовать неатомные подлодки, российский же подводный флот имеет смешанный состав. Вообще, только пять стран имеют атомные подлодки. Кроме США и РФ в «клуб избранных» входят Франция, Англия и Китай. Остальные морские державы используют дизель-электрические субмарины.

Будущее российского подводного флота связано с двумя новыми атомными субмаринами. Речь идет о многоцелевых лодках проекта 885 «Ясень» и ракетных подводных крейсерах стратегического назначения 955 «Борей». Лодок проекта 885 построят восемь единиц, а число «Бореев» достигнет семи. Российский подводный флот нельзя будет сравнить с американским (США будут иметь десятки новых субмарин), но он будет занимать вторую строчку мирового рейтинга.

Русские и американские лодки отличаются по своей архитектуре. США делают свои АПЛ однокорпусными (корпус и противостоит давлению, и имеет обтекаемую форму), а Россия – двухкорпусными: в этом случае есть внутренний грубый прочный корпус и внешний обтекаемый легкий. На атомных подлодках проекта 949А «Антей», к числу которых относился и печально известный «Курск», расстояние между корпусами составляет 3,5 м. Считается, что двухкорпусные лодки более живучи, в то время как однокорпусные при прочих равных имеют меньший вес. У однокорпусных лодок цистерны главного балласта, обеспечивающие всплытие и погружение, находятся внутри прочного корпуса, а у двухкорпусных – внутри легкого внешнего. Каждая отечественная субмарина должна выжить, если любой отсек будет полностью затоплен водой – это одно из главных требований для подлодок.

В целом, наблюдается тенденция к переходу на однокорпусные АПЛ, так как новейшая сталь, из которой выполнены корпуса американских лодок, позволяет выдерживать колоссальные нагрузки на глубине и обеспечивает субмарине высокий уровень живучести. Речь, в частности, идет о высокопрочной стали марки HY-80/100 с пределом текучести 56-84 кгс/мм. Очевидно, в будущем применят еще более совершенные материалы.

Существуют также лодки с корпусом смешанного типа (когда легкий корпус перекрывает основной лишь частично) и многокорпусные (несколько прочных корпусов внутри легкого). К последним относится отечественный подводный ракетный крейсер проекта 941 – самая большая атомная подлодка в мире. Внутри ее легкого корпуса находятся пять прочных корпусов, два из которых являются основными. Для изготовления прочных корпусов использовали титановые сплавы, а для легкого – стальной. Его покрывает нерезонансное противолокационное звукоизолирующее резиновое покрытие, весящее 800 тонн. Одно это покрытие весит больше, чем американская атомная подлодка NR-1. Проект 941 – воистину гигантская субмарина. Длина ее составляет 172, а ширина – 23 м. На борту несут службу 160 человек.

Можно видеть, насколько различаются атомные подлодки и сколь отличным является их «содержание». Теперь рассмотрим более наглядно несколько отечественных ПЛ: лодки проекта 971, 949А и 955. Всё это – мощные и современные субмарины, несущие службу на флоте РФ. Лодки принадлежат к трем разным типам АПЛ, о которых мы говорили выше:

Атомные подлодки делят по назначению:

· РПКСН (Ракетный подводный крейсер стратегического назначения). Будучи элементом ядерной триады, эти субмарины несут на борту баллистические ракеты с ядерными боеголовками. Главные цели таких кораблей – военные базы и города противника. В число РПКСН входит новая российская АПЛ 955 «Борей». В Америке этот тип субмарин называют SSBN (Ship Submarine Ballistic Nuclear): сюда относится самая мощная из таких ПЛ – лодка типа «Огайо». Чтобы вместить на борту весь смертоносный арсенал, РПКСН проектируют с учетом требований большого внутреннего объема. Их длина часто превышает 170 м – это заметно больше длины многоцелевых подлодок.

ПЛАТ (Подводная лодка атомная торпедная). Такие лодки еще называют многоцелевыми. Их предназначение: уничтожение кораблей, других подлодок, тактических целей на земле и сбор разведданных. Они меньше РПКСН и имеют лучшую скорость и подвижность. ПЛАТ могут использовать торпеды или высокоточные крылатые ракеты. К числу таких АПЛ относятся американский «Лос-Анджелес» или советский/российский МПЛАТРК проекта 971 «Щука-Б».

Американский «Сивулф» считается самой совершенной многоцелевой атомной подводной лодкой. Ее главная особенность – высочайший уровень скрытности и смертоносное вооружение на борту. Одна такая субмарина несет до 50 ракет «Гарпун» или «Томагавк». Также имеются торпеды. Из-за большой дороговизны флот США получил только три таких подлодки.

ПЛАРК (Подводная лодка атомная с ракетами крылатыми). Это самая малочисленная группа современных АПЛ. Сюда входят российский 949А «Антей» и некоторые переоборудованные в носители крылатых ракет американские «Огайо». Концепция ПЛАРК перекликается с многоцелевыми АПЛ. Субмарины типа ПЛАРК, правда, крупней – они представляют собой большие плавучие подводные платформы с высокоточным оружием. В советском/российском флоте эти лодки также именуют «убийцами авианосцев».

Внутри подводной лодки

Детально рассмотреть конструкцию всех основных типов АПЛ сложно, но проанализировать схему одной из таких лодок вполне возможно. Ею станет субмарина проекта 949А «Антей», знаковая (во всех смыслах) для отечественного флота. Для повышения живучести создатели продублировали многие важные компоненты этой АПЛ. Такие лодки получили по паре реакторов, турбин и винтов. Выход из строя одного из них, согласно задумке, не должен стать для лодки смертельным. Отсеки субмарины разделяют межотсечные переборки: они рассчитаны на давление в 10 атмосфер и сообщаются люками, которые можно герметизировать, если это необходимо. Не все отечественные атомные субмарины имеют так много отсеков. Многоцелевая АПЛ проекта 971, например, разделена на шесть отсеков, а новый РПКСН проекта 955 – на восемь.

Именно к лодкам проекта 949А относится печально известный «Курск». Эта субмарина погибла в Баренцевом море 12 августа 2000 года. Жертвами катастрофы стали все 118 членов экипажа, находившиеся на ее борту. Выдвигалось много версий происшедшего: самой вероятной из всех является взрыв хранившейся в первом отсеке торпеды калибра 650 мм. Согласно официальной версии, трагедия произошла из-за утечки компонента топлива торпеды, а именно пероксида водорода.

АПЛ проекта 949А имеет весьма совершенную (по меркам 80-х) аппарату, включающую гидроакустическую систему МГК-540 «Скат-3» и множество других систем. Лодка также оснащена автоматизированной, имеющей повышенную точность, увеличенный радиус действия и большой объем обрабатываемой информации навигационным комплексом «Симфония-У». Большая часть информации обо всех этих комплексах держится в тайне.

Отсеки АПЛ проекта 949А «Антей»:

Первый отсек:
Его еще называют носовым или торпедным. Именно здесь расположены торпедные аппараты. Лодка имеет два торпедных аппарата 650-мм и четыре 533-мм, а всего на борту АПЛ находится 28 торпед. Первый отсек состоит из трех палуб. Боевой запас хранится на предназначенных для этого стеллажах, а торпеды подаются в аппарат с помощью специального механизма. Здесь также находятся аккумуляторные батареи, которые в целях безопасности отделены от торпед специальными настилами. В первом отсеке обычно служат пять членов экипажа.

Второй отсек:
Этот отсек на субмаринах проектов 949А и 955 (и не только на них) исполняет роль «мозга лодки». Именно здесь расположен центральный пульт управления, и именно отсюда производится управление субмариной. Здесь находятся пульты гидроакустических систем, регуляторы микроклимата и навигационное спутниковое оборудование. Служат в отсеке 30 членов экипажа. Из него можно попасть в рубку АПЛ, предназначенную для наблюдения за поверхностью моря. Там же находятся выдвижные устройства: перископы, антенны и радары.

Третий отсек:
Третьим является радиоэлектронный отсек. Здесь, в частности, находятся многопрофильные антенны связи и множество других систем. Аппаратура этого отсека позволяет принимать целеуказания, в том числе из космоса. После обработки полученная информация вводится в корабельную боевую информационно-управляющую систему. Добавим, что подводная лодка редко выходит на связь, чтобы не быть демаскированной.

Четвертый отсек:
Данный отсек – жилой. Тут экипаж не только спит, но и проводит свободное время. Имеются сауна, спортзал, душевые и общее помещение для совместного отдыха. В отсеке есть комната, позволяющая снять эмоциональную нагрузку – для этого, например, есть аквариум с рыбками. Кроме этого, в четвертом отсеке расположен камбуз, или, говоря простым языком, кухня АПЛ.

Пятый отсек:
Здесь находится вырабатывающий энергию дизель-генератор. Тут же можно видеть электролизную установку для регенерации воздуха, компрессоры высокого давления, щит берегового питания, запасы дизтоплива и масла.

5-бис:
Это помещение нужно для деконтаминации членов экипажа, которые работали в отсеке с реакторами. Речь идет об удалении радиоактивных веществ с поверхностей и снижении уровня загрязнения радиоактивными веществами. Из-за того, что пятых отсека два, нередко происходит путаница: одни источники утверждают, что на АПЛ десять отсеков, другие говорят о девяти. Даже несмотря на то, что последним отсеком является девятый, всего на АПЛ (с учетом 5-бис) их имеется десять.

Шестой отсек:
Это отсек, можно сказать, находится в самом центре АПЛ. Он имеет особую важность, ведь именно здесь находятся два ядерных реактора ОК-650В мощностью по 190 МВт. Реактор относится к серии ОК-650 – это серия водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Роль ядерного топлива исполняет высокообогащенная по 235-у изотопу двуокись урана. Отсек имеет объем 641 м³. Над реактором находятся два коридора, позволяющие попасть в другие части АПЛ.

Седьмой отсек:
Его также называют турбинным. Объем этого отсека составляет 1116 м³. Это помещение предназначено для главного распределительного щита; электростанции; пульта аварийного управления главной энергетической установкой; а также ряда других устройств, обеспечивающих движение подводной лодки.

Восьмой отсек:
Данный отсек очень похож на седьмой, и его тоже называют турбинным. Объем составляет 1072 м³. Здесь можно видеть электростанцию; турбины, которые приводят в движение винты АПЛ; турбогенератор, обеспечивающий лодку электроэнергией, и водоопреснительные установки.

Девятый отсек:
Это чрезвычайно малый отсек-убежище, объемом 542 м³, имеющий аварийный люк. Данный отсек в теории позволит выжить членам экипажа в случае катастрофы. Здесь есть шесть надувных плотов (каждый рассчитан на 20 человек), 120 противогазов и спасательные комплекты для индивидуального всплытия. Кроме этого, в отсеке расположены: гидравлика рулевой системы; компрессор воздуха высокого давления; станция управления электродвигателями; токарный станок; боевой пост резервного управления рулями; душевая и запас продуктов на шесть дней.

Вооружение

Отдельно рассмотрим вооружение АПЛ проекта 949А. Кроме торпед (о которых мы уже говорили) лодка несет 24 крылатые противокорабельные ракеты П-700 «Гранит». Это ракеты дальнего действия, которые могут пролететь по комбинированной траектории до 625 км. Для наведения на цель П-700 имеет активную радиолокационную головку наведения.

Ракеты находятся в специальных контейнерах между легкими и прочными корпусами АПЛ. Их расположение примерно соответствует центральным отсекам лодки: контейнеры с ракетами идут по обе стороны субмарины, по 12 на каждой из сторон. Все они повернуты вперед от вертикали на угол 40-45°. Каждый из таких контейнеров имеет специальную крышку, выдвигающуюся при ракетном запуске.

Крылатые ракеты П-700 «Гранит» – основа арсенала лодки проекта 949А. Между тем реального опыта по применению этих ракет в бою нет, так что о боевой эффективности комплекса судить сложно. Испытания показали, что из-за скорости ракеты (1,5-2,5 М) перехватить ее очень тяжело. Однако не все так однозначно. Над сушей ракета не способна лететь на малой высоте, и поэтому представляет собой легкую мишень для средств противовоздушной обороны противника. На море показатели эффективности выше, но, стоит сказать, что американское авианосное соединение (а именно для борьбы с ними создавалась ракета) имеет отличное прикрытие ПВО.

Подобная компоновка вооружения не характерна для атомных субмарин. На американской лодке «Огайо», например, баллистические или крылатые ракеты располагаются в шахтах, идущих в два продольных ряда за ограждением выдвижных устройств. А вот многоцелевой «Сивулф» запускает крылатые ракеты из торпедных аппаратов. Точно так же запускаются крылатые ракеты с борта отечественной МПЛАТРК проекта 971 «Щука-Б». Конечно, все эти субмарины несут и различные торпеды. Последние используются для поражения подлодок и надводных кораблей.

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.

Во второй половине 80-х годов XX века начался интенсивный процесс снятия с эксплуатации и вывода из состава ВМФ России атомных подводных лодок (АПЛ). Это было связано как с истечением сроков службы, так и с выполнением Российской Федерацией международных обязательств по сокращению вооружений. Основные результаты работ по утилизации трех поколений АПЛ представлены в таблице.

В настоящее время период активной утилизации АПЛ, когда ежегодно утилизировалось с формированием одно - или трехотсечных блоков более 10 АПЛ в год, закончился. АПЛ 1-го поколения практически полностью утилизированы (за исключением аварийных АПЛ). Второе поколение также в основном выведено из эксплуатации и утилизировано по принятой схеме. В течение последующих нескольких лет будет происходить вывод из эксплуатации и утилизация 2 – 5 АПЛ 2-го и 3-го поколений в год.

В настоящее время для решения проблем хранения реакторных отсеков (РО), обращения с радиоактивными отходами (РАО), образующимися при утилизации, необходимо создание дополнительной инфраструктуры, включающей строительство пунктов долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ), региональных центров по кондиционированию и хранению РАО, причальных стенок, реконструкция железнодорожных коммуникаций и т.д. Все это требует привлечения значительных финансовых и трудовых ресурсов. Масштаб решаемых задач иллюстрирует рис.1, на котором показана одна из площадок долговременного хранения реакторных отсеков утилизированных АПЛ.

Общая сумма затрат на строительство наземного хранилища на 120 РО в Сайда-губе превышает 300 млн. евро.

Рисунок 1. Площадка долговременного хранения реакторных отсеков.

Предполагается, что РО в ПДХ должны храниться в течение 75-100 лет, после чего должен быть окончательно решен вопрос об их утилизации. Учитывая, что массы РО АПЛ относительно не велики (около 1000 тонн), а ПДХ расположены далеко от сталеплавильных предприятий, их окончательная утилизация (окончательная разделка и переплавка стали) экономически сомнительна.
При решении вопроса об окончательной утилизации следует также учитывать, что в РО загружаются твердые радиоактивные отходы, образующиеся при утилизации АПЛ.

Значительная часть ядерных энергетических установок (ЯЭУ) выводимых из эксплуатации АПЛ 2-го и 3-го поколений не выработали назначенные ресурсные показатели и в основном находятся в хорошем состоянии.
В настоящее время в России развертывается программа строительства плавучих атомных электростанций малой мощности. Энергоблоки плавучих АЭС планируется создавать на базе судовых реакторных установок типа КЛТ-40 (прототипом являлся реактор ОК-900), хорошо зарекомендовавших себя при эксплуатации на атомных судах. Так, например, ЯЭУ атомного ледокола «Арктика» (реактор ОК-900) успешно эксплуатировалась с 1975 по 3 октября 2008 годы; за 176384 часа эксплуатации при средней мощности 63,1 МВт энерговыработка составила 11132456 МВт*часов. Следует отметить, что реакторная установка ледокола имела проектный ресурс 90000 часов при работе на номинальной мощности 170 МВт, и, следовательно, энерговыработка реактора могла бы составить 15,5 млн. МВт*часов.

ЯЭУ АПЛ принципиально ничем не отличаются от ледокольных установок. По существу, технология лодочных реакторов с водой под давлением создала основу и для атомных станций с корпусными реакторами.
«Мы всегда стремились создать атомные энергетические установки двойного назначения, ибо создание военной и гражданской техники на основе единой технологии очень эффективно для совершенствования и той и другой» – так считает академик Н.С. Хлопкин. Именно в ЯЭУ АПЛ были использованы технические решения, которые сегодня стали обязательными для большой атомной энергетики: активные зоны обладали обратными отрицательными связями по температурам топлива и замедлителя, а сами ЯЭУ имели защитное ограждение в виде прочного корпуса РО.

Эксперты из РНЦ «Курчатовский институт» при разработке концепции строительства подземных АЭС еще в 1993 году отмечали, что «благодаря малым габаритам и массе можно использовать корабельные решения по энергетическим установкам и в подземных атомных электростанциях. Комплексная автоматизация, герметичное исполнение оборудования, сведение к минимуму жидких и газообразных отходов, отработанность технологии и высокое качество изготовления благодаря выполнению большей части монтажных работ на машиностроительных заводах - все эти свойства очень хорошо вписываются в концепцию подземной АЭС».

Корпуса реакторов относятся к оборудованию с длительным циклом производства и являются наиболее дорогостоящими частями ЯЭУ. Единственным предприятием, которое в настоящее время производит подобное оборудование, являются «Ижорские заводы». Технологический цикл изготовление корпуса реактора в зависимости от типа реактора составляет 2-3 года. Учитывая не беспредельные производственные возможности «Ижорского завода», по мнению авторов не целесообразно загружать его дополнительными заказами для плавучих АЭС.
Также следует учитывать, что стоимость изготовления реакторов для плавучей АЭС составляет по разным оценкам от 40 до 60 % общей стоимости станции. Таким образом, при строительстве плавучих АЭС представляется экономически целесообразным использовать готовые РО выводимых из эксплуатации АПЛ.

Для данных целей в полной мере подходят эксплуатируемые или находящиеся на этапах вывода из эксплуатации и временного хранения на плаву АПЛ 2-го - 3-го поколений (общее количество таких АПЛ составляет примерно 140 единиц ). Использование уже сформированных в процессе утилизации АПЛ 1-3 отсечных РО подлежит отдельному рассмотрению в каждом конкретном случае.
ЯЭУ гражданского и военного назначения имеют незначительные конструктивные различия. Предполагаемые к утилизации АПЛ 2-го поколения имеют по 2 реактора тепловой мощностью 90 МВт, АПЛ 3-го поколения − по 1-2 реактора тепловой мощностью 180 МВт.

В докладе будет рассмотрена одна из составляющих, оказывающая существенное влияние на безопасность использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ – охрупчивание корпусной стали реактора под воздействием потока быстрых нейтронов. Материал корпусов реакторов гражданского и военного назначения одинаков – сталь типа 15Х2МФАА.

Работа ЯЭУ на парциальных нагрузках существенно уменьшает выработку ресурса корпуса реактора, который определяется сдвигом критической температуры хрупкости материала корпуса, обусловленной, главным образом, флюенсом быстрых нейтронов. Исследования основного металла и металла сварных швов корпусов реакторов атомного ледокола «Ленин», выполненные после снятия его с эксплуатации при выработке ресурса 106700 часов, подтвердили возможность продления проектного часового ресурса корпусов реакторов, работавших на мощностях меньше номинальной.

Для исследования возможности применения ЯЭУ утилизируемых АПЛ авторами была проведена оценка охрупчивания корпусов реакторов АПЛ с использованием стандартных методик и эксплуатационных параметров, достигнутых реакторами ледокола «Арктика».
Критическая температура хрупкости материала корпуса реактора (Тк) является фактором, ограничивающим срок его службы, и определяется суммой

ТК = ТК0 + ΔТТ + ΔТN + ΔТF, (1)

где ТК0 – критическая температура хрупкости материала в исходном состоянии,
ΔТТ – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие температурного старения;
ΔТN – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие циклической повреждаемости (для судовых ЯЭУ ΔТN не является определяющим фактором, и может быть принят равным нулю);
ΔТF – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие нейтронного облучения.

Используя стандартные зависимости, рассчитаем величину флюенса быстрых нейтронов Fn на корпусе реактора ледокола «Арктика»:

Fn = F0*(ТF/AF)3 = 1018*(110/23)3 = 1,1 1020 см - 2 , (2)

где AF – коэффициент охрупчивания нижнего сварного шва;
F0 = 1018 см - 2 – пороговое значение флюенса;
ТF = 110 0С – сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода в результате облучения.

В этом случае средняя плотность потока быстрых нейтронов на корпусе реактора за время эксплуатации τ составит

φб = Fn/τ = 1,1 1020/176384 3600 = 1,73 1011см – 2c – 1, (3)

и, следовательно, время работы реактора на средней за время эксплуатации мощности составляет

τ = Fn/φб 3600 = 1,1 1020/1,73 1011 3600 = 176622 часа. (4)

Полученный результат хорошо согласуется с зарегистрированным временем работы реактора ледокола «Арктика», что означает – сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода был принят правильно. Опираясь на эти данные и учитывая, что плотности потоков быстрых нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ примерно одинаковы, можно предположить, что реакторы утилизируемых АПЛ способны достигать энерговыработки 11 – 12 миллионов МВт*часов и больше.

ЯЭУ утилизируемых АПЛ, по мнению специалистов, далеки от выработки ресурсных показателей. Специфика эксплуатации АПЛ заключается в том, что доля режимов работы ЯЭУ на нагрузках, близких к максимальным, невелика. Кроме этого, начиная с 90-х годов ХХ столетия, АПЛ не так часто выходили в море.
Учитывая, что номинальная мощность реакторов АПЛ 2-го поколения составляет 90 МВт, средняя мощность за время эксплуатации большинства из них не превышала 30%, т.е. 27 МВт, а время работы на мощности составляло около 40000 часов, получим энерговыработку порядка 1,08 млн. МВт*часов.

Считая плотности потоков нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ близкими по значению, и также полагая, что значения плотностей нейтронных потоков пропорциональны мощности реакторов, а, следовательно, флюенс быстрых нейтронов на корпус реактора пропорционален его энерговыработке, имеем значение флюенса при энерговыработке 1,08 млн. МВт*часов Fn = 1,07∙1019 см – 2. При этом сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода для материала корпусов реакторов АПЛ составит

ТF = Aw*(Fn/F0)1/3 = 23*(1,07∙1019/1018)1/3 ≈ 49,5 0С. (5)

Следовательно, остаточный ресурс корпуса реактора АПЛ по флюенсу быстрых нейтронов на корпусе составляет 10 - 11 миллионов МВт*часов, а возможно, и более.

Расчет флюенса быстрых нейтронов на корпусе реактора сопряжен с определенными трудностями:
− в конце кампании активной зоны происходит увеличение плотности потока нейтронов;
− нет точной информации о плотности потока нейтронов в реакторе (особенно быстрых нейтронов);
− за время эксплуатации реактора в нем «сжигается» несколько активных зон, что приводит к накоплению ошибки в определении флюенса;
− в судовые реакторы не загружаются образцы-свидетели, позволяющие судить об изменении физико-механических свойств корпусной стали.

Точнее чем флюенс быстрых нейтронов, в результате эксплуатации определяется энерговыработка реактора. Поэтому значительный интерес представляет зависимость сдвига критической температуры в результате нейтронного облучения от энерговыработки реактора. Очевидно, что эта зависимость будет иметь такой же вид

ТF = Aw*(W/W0)1/3, (6)

где Aw – коэффициент охрупчивания, обусловленный энерговыработкой,
W – достигнутая энерговыработка,
W0 – пороговая энерговыработка.

Данная зависимость справедлива в диапазоне изменения энерговыработки от 1*106 МВт*час до 3*107 МВт*час. Так как ректоры всех судовых ЯЭУ изготавливаются по одинаковой технологии из стали 15Х2МФАА и имеют примерно одинаковую толщину железо-водной защиты корпуса, то при проведении расчета принималось, что Aw = 49,5.

Полученная зависимость позволяет прогнозировать сдвиг критической температуры хрупкости в результате нейтронного облучения материала корпусов судовых реакторов от энерговыработки (рис. 2). Анализ кривой показывает, что судовые реакторы способны достигать энерговыработки 15,5*106 МВт*часов, при этом сдвиг критической температуры хрупкости не превысит 125 0 С.

Рисунок 2. Прогноз сдвига критической температуры хрупкости от нейтронного облучения для судовых реакторов.

Таким образом, остаточный ресурс ЯЭУ 2-го поколения может достигать максимальной величины 14,4 106 МВт*часов (реально около 10*106 МВт*часов). Отсюда следует, что при использовании ЯЭУ утилизируемых АПЛ 2-го поколения в составе энергомодулей плавучих АЭС, работающих с КИУМ (коэффициент использования установленной мощности) = 0,7, они смогут работать около 25 лет до утилизации.

Если считать, что для АПЛ 3-го поколения средний уровень мощности составляет как на АПЛ 2-го поколения приблизительно 30 % или 54 МВт, а время работы на этой мощности около 30000 часов, то получим энерговыработку 1,62*106 МВт*часов. Тогда остаточный ресурс корпусов этих реакторов по энерговыработке составит около 13,9*106 МВт*часов. При работе на плавучих АЭС с КИУМ = 0,7 возможное время эксплуатации этих реакторов составит примерно 110 тысяч часов или примерно12,5 лет.

Таким образом, основной фактор, определяющий ресурс работы материала корпуса реактора – сдвиг критической температуры хрупкости в результате нейтронного облучения реакторов АПЛ, не является основанием для отказа от использования реакторных установок утилизированных АПЛ в качестве энергетических модулей для плавучих АЭС.
Примерная методология решения этого вопроса может быть представлена схемой на рисунке 3.

Рис. 3. Методологическая схема решения вопроса об использовании ЯЭУ АПЛ в качестве энергетического модуля на плавучей АЭС.

Кроме того, высокая надежность и живучесть ЯЭУ подтверждена как многолетним опытом эксплуатации, так и имевшей место гибелью подводных лодок. Реакторы всех затонувших АПЛ были надежно заглушены, при этом ни разу не было зарегистрировано радиационного загрязнения акватории. Последним примером тому служит катастрофа АПЛ «Курск» (август 2000г.).

По достижении предельной энерговыработки характеристики ударной вязкости металла корпусов реакторов могут быть восстановлены путем сухого низкотемпературного отжига, технология которого разработана и используется в нашей стране уже многие годы. C 1987 по 1992 годы был выполнен восстановительный отжиг 12 корпусов реакторов ВВЭР-440 в России, Германии, Болгарии и Чехословакии. При одном из первых отжигов на материале сварного шва, облученном до флюенса 1020 см-2 была исследована зависимость восстановления критической температуры (Тк) от температуры отжига при времени отжига 150 часов. В ходе экспериментов было установлено, что практически во всех случаях ударная вязкость восстанавливалась до значений, соответствующих необлученному материалу, и максимальное восстановление свойств облученной корпусной стали 15Х2МФАА при температуре отжига 460 – 4700С происходит за время, равное 170 часам.

Планируемый ресурс реакторов КЛТ-40С, которые планируется устанавливать на плавучих АЭС, составляет 40 лет, причем один раз в 10 лет станции должны буксироваться на судостроительные предприятия для ремонта. Если на плавучей АЭС будут применены РО утилизированных АПЛ, то во время планового ремонта может быть выполнен отжиг корпусов реакторов, в результате чего временной ресурс будет удвоен и практически совпадет с ресурсом вновь построенных корпусов реакторов КЛТ-40С.

Отдельный вопрос – это возможность использования паротурбинной установки (ПТУ) утилизируемой АПЛ. Тепловая схема ПТУ АПЛ отличается от проектируемых на плавучей АЭС отсутствием термического деаэратора питательной воды (установка которого не представляет затруднений) и большей частотой вращения главной турбины. Вопрос о варианте использования главной турбины может решаться двояко. Во-первых, уменьшение частоты вращения главной турбины до 3000 оборотов в минуту несколько снизит ее мощность, но позволит ей работать совместно с турбогенератором, вырабатывающим ток частотой 50 Герц. Избыток пара при этом можно использовать для передачи на берег тепловой энергии через промежуточный теплообменник.

Во-вторых, использование главной турбины во всем диапазоне частот вращения потребует применения статических преобразователей частоты для выдачи в сеть электроэнергии требуемого качества. В обоих вариантах использования главной турбины можно отказаться от использования вспомогательных турбогенераторов, заменив их трансформаторами собственных нужд плавучих АЭС. Вспомогательные турбогенераторы заменяются дизельгенераторами, мощность которых обеспечивает расхолаживание обеих установок и ввод в работу одной из ЯЭУ. Это позволит использовать излишки пара для выработки тепловой энергии. Кроме того, при использовании ЯЭУ АПЛ на плавучем энергоблоке не будет необходимости в применении паровых холодильных машин, в результате чего образуются излишки пара, который можно использовать как в деаэраторе, так и для выработки тепловой энергии с передачей ее на берег. Таким образом, оборудование ПТУ утилизируемых АПЛ также может быть использовано в составе энергетического модуля на плавучих АЭС.

Утилизируемые атомные подводные лодки 2-го и 3-го поколений имеют широкий диапазон мощностей реакторов от 70 до 190 МВт и главных турбин от 15 до 37 МВт. Это позволяет подобрать для использования на плавучих АЭС требуемые мощности главного энергетического оборудования.

Стоимость строительства плавучей АЭС «под ключ» оценивается более чем в $150 миллионов , при этом она, приблизительно на 80% определяется стоимостью ЯЭУ и ПТУ . Использование ЯЭУ утилизируемых АПЛ позволит заметно уменьшить эту стоимость.

Масса РО двух реакторной установки утилизируемых АПЛ 2-го поколения составляет около 1200 тонн, а 3-го – около 1600 тонн. Это позволяет использовать реакторные и турбинные отсеки в качестве единого энергетического модуля, монтируемого на плавучей АЭС. В этом случае мы получим ранее построенную и оплаченную ЯЭУ в защитной оболочке, функцию которой выполняет прочный корпус АПЛ. Один из возможных вариантов такой конструкции плавучей АЭС показан на рис. 4.

Рисунок 4. Вариант размещения энергетического модуля (реакторного отсека АПЛ) на плавучих АЭС.

Использование предлагаемой технологии неизбежно столкнется с рядом проблем, которые необходимо решать уже в ближайшее время. К таким проблемам можно отнести:
− отсутствие процедуры перевода ЯЭУ военного назначения в ЯЭУ мирного использования атомной энергии;
− отсутствие анализа соответствия ЯЭУ АПЛ 2-3 поколений требованиям нормативных документов Ростехнадзора и Минздравсоцразвития по плавучим АЭС;
− необходимость обоснования остаточного ресурса, а также возможность продления назначенных ресурсных показателей основного оборудования ЯЭУ по каждой выведенной из эксплуатации АПЛ;
− необходимость изменения конструкции строящихся или проектируемых плавучих АЭС.

Для решения указанных проблем необходимо проведение значительного комплекса НИОКР.
Также следует отметить, что использование РО утилизируемых АПЛ не исчерпывается их применением для плавучих АЭС. Возможными вариантами применения может быть их использование при строительстве подземных АЭС.

Выводы:
1. Предлагаемая инновационная технология использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ позволит:
− значительно сократить затраты на строительство плавучих АЭС и сократить время их строительства и окупаемости;
− снизить затраты на утилизацию АПЛ;
− значительно уменьшить количество радиоактивных отходов и затраты на обращение с ними;
− в полной мере использовать потенциал ЯЭУ АПЛ:
− в процессе эксплуатации ЯЭУ утилизируемых АПЛ в составе плавучей АЭС осуществить финансирование будущей утилизации РО.
2. Для внедрения указанной технологии необходимо уже в ближайшее время развернуть комплекс НИОКР, позволяющий научно обосновать техническую возможность использования РО утилизируемых АПЛ для проектируемых плавучих АЭС.

Устройство и принцип действия основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

• немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
• американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской - через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Жидкометаллический и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D 2 O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и ​​используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи - это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240 Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3 H или T) - заряд для Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239 Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.