8372-1 (Корабельные атомные энергетические установки)

Корабельные атомные энергетические установки

И.Г. Захаров, доктор технических наук, профессор, контр-адмирал; Я.Д. Арефьев, доктор технических наук, профессор, контр-адмирал; Н.А. Воронович, кандидат технических наук, капитан 1 ранга; О.Ю. Лейкин, кандидат технических наук, капитан 1 ранга

К концу 40-х - началу 50-х годов в Советском Союзе специально созданными НИИ и лабораториями были завершены фундаментальные научные исследования в области ядерной физики, результаты которых позволили перейти к решению научно-технических проблем, обеспечивающих, в свою очередь, начало разработок и реализацию конкретных проектов атомных энергетических установок.

Среди наиболее важных исследований, имевших определяющее значение для создания атомной энергетики для ВМФ и полученных по ним результатов, следует отметить работы, связанные:

- с созданием технологических процессов добычи и приготовления компонентов топливного цикла при использовании принципиально нового ядерного горючего, которое в отличие от органического топлива энергоемкостью до 10000 ккал/кг содержит, например, в одном килограмме U²³⁵ энергию 760МВт сутки (1,5х10¹⁰ккал/кг), т.е. в полтора миллиона раз больше, что практически снимает все ограничения для АЭУ по дальности и продолжительности плавания корабля;

- с теоретической разработкой и экспериментальным определением основных закономерностей взаимодействия нейтронов с ядрами, результаты которых позволили сделать вывод о возможности размещения ядерного горючего в объемах, значительно меньших по сравнению с аналогичными объемами топок на органическом топливе; - с определением основных характеристик спонтанного (сильно экзотермического) деления тяжелых ядер, в том числе среднего распределения энергии на одно деление (суммарно 200Мэв) с созданием расчета активных зон реакторов;

- с определением распределения продуктов деления, среднего числа мгновенных нейтронов, энергетического спектра нейтронов деления, данных по запаздывающим нейтронам, а также множество других характеристик процессов деления тяжелых изотопов, позволивших принимать конструктивные решения по активным зонам и системам регулирования, что обеспечивало устойчивое поддержание цепных реакций на стационарных и переменных режимах работы ядерных реакторов;

- с разработкой новых конструкционных материалов для ядерных реакторов, обеспечивающих их работу в условиях больших нейтронных потоков и других видов излучений, что позволяло создавать конструкции АЭУ на требующийся для кораблей достаточно большой срок службы;

- с разработкой теории и методов формирования биологической защиты реакторов и медико-биологических вопросов, которые позволяли решать проблемы как обитаемости плавающих объектов, так и обеспечения ядерной и радиационной безопасности транспортных АЭУ.

Решены были также и научно-технические задачи большого перечня НИОКР, которые позволили выработать систему, нормы, методы и правила проектирования корабельных реакторных установок.

Общее руководство всеми работами по атомной энергетике осуществляли академики И.В.Курчатов и А.П.Александров.

Следует отметить, что начальный этап создания корабельной атомной энергетики проходил в обстановке повышенного режима секретности, а технические задания на создание корабельных АЭУ не проходили согласования с представителями ВМФ, что требовалось в соответствии с принятым в кораблестроении порядком для всех видов новой техники и вооружения. Кроме того, всё в области корабельной атомной энергетики было настолько новым, что потребовало решения целого комплекса принципиальных научно-технических задач. В частности, было необходимо: выбрать тип и количество ядерных реакторов; определить материалы, форму тепловыделяющих элементов, тип теплоносителей для съема тепла в активной зоне и конструктивные решения, обеспечивающие его подвод и отвод; определить оптимальные параметры рабочего тела контуров и способы циркуляции теплоносителя; разработать принципы и системы управления и защиты реактора; компоновочные схемы биологической защиты, а также решить множество других задач по разработке первой корабельной АЭУ.

В результате выполненных исследований и проработок окончательно было принято решение создать два типа АЭУ для подводных лодок: с водо-водяным реактором под давлением (установка ВМ-А, наземный прототип стенд 27/ВМ) и реактором, для которого в качестве теплоносителя использовался жидкий металл Pb-Bi (установка 645ВТ, наземный стенд 27/ВТ).

Создание, испытание и выбор в последующем для кораблей одного из двух типов реакторов были обусловлены стремлением как можно более обоснованно, с проверкой в корабельных условиях отработать наиболее надежный и безопасный тип реактора.

Такой путь тогда повторял, в известной мере, путь американцев, которые вначале также пошли по пути создания двух типов реакторов, с той только разницей, что в качестве жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) ими был принят Na (более агрессивный по сравнению с Pb-Bi), от которого после первых же испытаний, приведших к серьезным авариям, им пришлось отказаться,

Первая корабельная паропроизводящая установка (ППУ) ВМ-А разрабатывалась Научно-исследовательским конструкторским институтом энергетической техники (НИКИЭТ) под руководством академика Н.А.Доллежаля, паротурбинная установка (ПТУ) на базе ГТЗА-ТВ9 -турбинным КБ Ленинградского Кировского завода под руководством М.А.Козака, парогенераторы для установки ВМ-А - Специальным конструкторским бюро котлостроения (СКБК) Балтийского завода под руководством Г.А.Гасанова.

Разработкой АЭУ в целом руководили главные конструкторы по специальностям СКВ-143 Г.А.Воронич, П.Д.Дегтярев и В.П.Горячев. В создании первых образцов корабельных АЭУ принимало участие несколько десятков специализированных НИИ, КБ и заводов, обеспечивавших разработку и поставку комплектующего оборудования.

Изначально корабельным энергетикам для создания АЭУ первого поколения пришлось решать чрезвычайно сложную задачу из-за необходимости размещения установки в весьма ограниченных объемах, выделенных для ППУ и ПТУ, и достижения удельной массы установки в целом " 70 кг/л.с., что примерно вдвое жестче по требованиям, чем в американских установках.

В корабельном варианте АЭУ включала в себя две ППУ, в составе каждой из которых предусматривались один ядерный водо-водяной реактор ВМ-А с двухходовым движением теплоносителя по активной зоне, парогенератор, состоящий из четырех секций; главный и вспомогательный циркуляционные насосы первого контура, а также системы газа высокого давления, подпитки и аварийной проливки первого контура, воздухоудаления и отбора проб. Охлаждение оборудования ППУ обеспечивали третий и четвертый контуры. В каждой из двух ПТУ предусматривался главный турбозубчатый агрегат (ГТЗА) с обслуживающими системами.

Передача мощности от однокорпусной главной турбины на вал осуществлялась через двухступенчатый редуктор с раздвоением мощности. Подключение ГТЗА к валопроводу производилось с помощью шинно-пневматической муфты. Отличительной особенностью ПТУ первого поколения явилось использование электрогенератора с приводом от редуктора главной турбины.

Обеспечение мощности АЭУ первого поколения 17500л.с. в заданных объемах оказалось сложнейшей научно-технической проблемой и потребовало создания высоконапряженной активной зоны и прямоточных парогенераторов. По этой же причине давление в первом контуре необходимо было принять около 200кгс/см² чтобы обеспечить параметры пара по второму контуру - давление 36кгс/см² и температуру 310°С. В угоду уменьшения массогабаритных показателей установки были приняты “навешенные” на ГТЗА электрогенераторы.

Как показал первый же опыт эксплуатации, в том числе и опытная эксплуатация первой АПЛ, все принятые выше решения предопределили ряд серьезных недостатков установок ВМ-А, таких, как низкая надежность работы первых образцов активных зон, малый ресурс (приблизительно 1000ч) первых конструкций прямоточных парогенераторов, частые отказы в работе бессальниковых затворов (отсечной арматуры по первому контуру), сложности в управлении установкой из-за “навешенных” генераторов, неудовлетворительное качество водоподготовки по контурам, частые отказы главных циркуляционных насосов (ГЦН) и вспомогательных циркуляционных насосов (ВЦН), а также ряд других недостатков, устранение которых вылилось в необходимость решения целого ряда сложнейших научно-технических задач.

С момента начала строительства первой АПЛ к работам по ее созданию был подключен флот, в частности группу специалистов ВМФ возглавил И.Д.Дорофеев. Совместными усилиями специалистов отраслевой науки, промышленности и ВМФ на основе дополнительных экспертиз проектных решений, анализа результатов эксплуатации стенда 27/ВМ, опытной эксплуатации АПЛ проекта 627 и целой серии испытаний опытных образцов, работы по которым возглавляли, как правило, специалисты 1-го ЦНИИ МО, было сделано несколько программ по отработке и доведению основного оборудования АЭУ до уровня требований заказчика.

Большой объем работ был проделан в области повышения надежности парогенераторов и совершенствования систем водоподготовки. Было создано и испытано около двух десятков различных парогенераторов (ПГ), испытаны разнообразные материалы для трубных систем - от углеродистых сталей до титановых сплавов. Проведено множество испытаний опытных образцов ПГ. В этой работе особая роль принадлежит Г.А.Гасанову и специалистам возглавляемого им КБ.

Существенный вклад в отработку парогенераторов первого поколения внесли специалисты 1-го ЦНИИМО М.И.Киргичев. Н.А.Черноземова. В части отработки водоподготовки и отдельных механизмов много было сделано также сотрудниками 1-го ЦНИИМО А.В.Кожевниковым, А.И.Свиташовым и Г.А.Сокальским.

Работа по совершенствованию водоподготовки первого контура, выполнявшаяся в Институте атомной энергии (ИАЭ) под руководством известного специалиста Н.В.Потехина, проводилась с постановкой значительного объема экспериментальных работ и дала положительные результаты.

Работы по совершенствованию водоподготовки второго контура, включая разработку ионо- и электронно-ионообменных термостойких материалов, проводившиеся в ЦНИИ им.академика А.Н.Крылова, возглавил Л.П.Седаков, активное участие в них принимали специалисты этого института Ю.К.Душин, Р.К.Платонов, Г.Я.Рассадин. Значительный вклад в разработку инструментальных и химико-аналитических методик контроля основных показателей качества воды внесли Н.Д.Боярская, В.К.Сендо, Г.И.Ройф.

Особо следует отметить выдающуюся роль в становлении и развитии корабельной атомной энергетики первого и последующих поколений Отделения физико-технических проблем энергетики Академии наук СССР, в котором плодотворно работают известные ученые академики Н.А.Доллежаль, В.И.Субботин, А.А.Саркисов, Н.С.Хлопкин.

Венцом многотрудных усилий коллективов корабельных атомщиков Министерства среднего машиностроения, Министерства судостроительной промышленности, ВМФ и целого ряда других ведомств стало событие, которое произошло 4июня 1958г. в 10 ч 03 мин, когда впервые в истории отечественного флота опытная лодка начала движение под АЭУ. А.П.Александров, руководивший испытаниями установки, записал в вахтенном журнале: “Впервые в стране на турбину без угля и мазута был подан пар”.

Более трудной оказалась судьба второго варианта корабельной атомной энергетической установки (КАЭУ) с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ).

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

- обеспечение надежной работы активных зон при значительно более высоких температурах (до 500-600°С);

- обеспечение надлежащего качества сплава, названного в документации “технологией тяжелого теплоносителя”;

- обеспечение поддержания сплава в горячем состоянии как корабельными, так и базовыми средствами, что потребовало создания в базах специальной инфраструктуры.

Сложной оказалась и проблема обеспечения надежной работы парогенераторов с многократной принудительной циркуляцией, которые были приняты в этой установке, хотя по условиям гидродинамики в связи с наличием сепараторов во втором контуре проблема надежности трубных систем, казалось бы, должна была решаться проще, чем в прямоточных генераторах.

Очень трудно решались проблемы уплотнений насосов первого контура, в частности, обеспечение надежной работы уплотнений. Разветвленность первого контура породила и проблему “подмораживания” сплава на отдельных участках, что потребовало принятия специальных мер конструктивного плана, а также привело к значительному усложнению эксплуатации установки.

Проблема возможности безопасного замораживания-размораживания сплава так и осталась пока не решенной.

Хотя изменения объема теплоносителя за счет изменения его температуры в установках с ЖМТ на эксплуатационных режимах значительно меньше, чем в ППУ с водо-водяными реакторами (ВВР), и обеспечивается так называемыми “буферными емкостями” и схемными решениями с включением в них насосов возврата протечек, последние оказались в работе недостаточно надежными.

Перечисленные сложности значительно повлияли на оценку ППУ с ЖМТ, которая обладает, в принципе, такими неоспоримыми преимуществами, как: низкое давление в первом контуре, что делает их значительно потенциально более безопасными; возможность улучшения массогабаритных показателей (на 15-20% по сравнению с ВВР); возможность создания реакторной установки предельной безопасности и ряда других положительных качеств.