8372-1 (611410), страница 3
Текст из файла (страница 3)
Для подтверждения принятых технических решений на наземном стенде КВ-1 (прототипе корабельной установки), созданном по инициативе ВМФ и МСМ, были проведены всесторонние испытания. Большая роль в создании Научно-исследовательского технологического института, где были сооружены стенды КВ-1, КВ-2, КМ-1 и др., начиная с выбора площадки для его строительства и кончая современными полномасштабными испытаниями прототипов КАЭУ, наряду с руководителями НИТИ А.Н.Проценко, Е.П.Рязанцевым, Ю.А.Прохоровым, В.А.Василенко принадлежит и специалистам 1-го ЦНИИ МО И.Д.Дорофееву, Я.Д.Арефьеву, О.Ю.Лейкину, Ю.А.Убранцеву, А.Я.Благовещенскому, С.М.Бору, В.Д.Кошеверову. В процессе испытаний были не только подтверждены основные характеристики установки, но и выявлена возможность увеличения мощности при работе на естественной циркуляции, а также скорости разогрева теплоносителя первого контура при вводе установки в действие.
Последующая эксплуатация корабельных ядерных реакторных установок (КЯРУ), начиная с 1981г., на стенде КВ-1 выявила отдельные недостатки и недоработки, касающиеся активных зон, системы компенсации давления и системы очистки, которые были впоследствии устранены, а установка в целом была модернизирована в направлении упрощения технологии изготовления и повышения энергонапряженности парогенератора.
В качестве паротурбинных установок для АПЛ третьего поколения была разработана КБ Ленинградского Кировского завода (ЛКЗ) блочная ПТУ БПТУ-675, при создании которой главной новой задачей являлось снижение ее вклада в акустическое поле корабля. Руководил разработкой М.К.Блинов.
Кроме того. Калужским турбинным заводом под руководством В.И.Кирюхина была разработана БПТУ ОК-9, к которой, помимо жестких требований к виброшумовым характеристикам (ВШХ), предъявлялись более жесткие требования и к массогабаритным характеристикам, что потребовало широкого применения титана для ее изготовления. В ЦКБ-проектантах кораблей в разработку установок в целом большой вклад внесли В.В.Енюшин, Б.В.Осипов, Р.И.Симонов, К.А.Ландграф. От ВМФ в создании БПТУ значительный вклад внесли В.Ф.Дерюгин, В.И.Васильев, Г.А.Загоскин, К.В.Васильев.
Создание крупных надводных кораблей с ракетно-ядерными и другими видами оружия настоятельно требовало разработки и внедрения на них атомных энергетических установок с целью обеспечения практически неограниченных по энергозапасам дальности и продолжительности плавания, а также высвобождения значительной доли водоизмещения для размещения авиационного, ракетного и других видов оружия. Первой, специально разработанной КАЭУ для надводного корабля проекта 1144, который был сдан ВМФ в 1980г., была установка с ППУ КН-З и ГТЗА-653. Эта установка имеет в своем составе две ППУ с ВВР и два ГТЗА мощностью по 70тыс.л.с., каждый из которых работает на свою линию вала. На корабле предусмотрены также два резервных котла производительностью 115т/ч каждый. Главными проблемами, которые приходилось решать при создании этой установки, являлись:
- разработка реакторов с единичной мощностью, существенно превышающей уже имеющиеся образцы;
- разработка комплексной системы управления КАЭУ и котлами с обеспечением возможности их совместной и раздельной работы;
- обеспечение перезарядки активных зон реакторов и ремонтопригодности КАЭУ в условиях размещения ее на надводном корабле, особенностью которого является наличие большого количества помещений и оборудования, располагающихся непосредственно над энергетическими отсеками;
- обеспечение надежности работы систем первого контура, газа высокого давления (ГВД), которые в условиях размещения на надводных кораблях оказались подверженными значительным циклическим нагрузкам, приводящим к появлению в конструкциях трещин.
Разработка ППУ КН-З выполнялась ОКБМ под руководством Ф.М.Митенкова, О.Б.Самойлова, Ю.К.Панова. Разработка ГТЗА-653 осуществлялась КБ ЛКЗ под руководством В.Э.Берга.
Активное участие в создании этой КАЭУ принимали от 1-го ЦНИИМО П.Е.Букин, А.Н.Батырев; от ЦНИИ им.академикаА.Н.Крылова - Е.В.Рыжкин, А.А.Крайнев, В.П.Постников, А.В.Воронцов, А.Г.Поздеев.
Вторым типом АЭУ, примененной на надводном корабле проекта 1941, является АЭУ с ППУ ОК-900Б и ГТЗА-688. Эта установка в максимальной степени унифицирована с установками атомных ледоколов. ППУ разрабатывались также ОКБМ, а ПТУ - КБ ЛКЗ. В связи с особенностями энергетической установки проекта 1941 (в части электроэнергетических систем и систем управления) отработка ее на комплексных швартовых испытаниях оказалась достаточно сложной. Тем не менее испытания показали, что установка практически соответствовала всем предъявленным к ней требованиям. Комплексными швартовыми испытаниями этой установки руководил представитель 1-го ЦНИИМО Б.Г.Константинов.
Институты МСП, МСМ, ВМФ и ЦКБ-проектанты кораблей постоянно осуществляли систематический анализ и обобщение опыта проектирования и эксплуатации АЭУ, проведение НИР и ОКР в обеспечение повышения качества созданных и перспективных КАЭУ. На базе этих работ велась подготовка последующих постановлений правительства (1972г., 1977г., 1986г.) о развитии корабельной атомной энергетики на соответствующие периоды. В подготовке этих решений участвовали специалисты ЦНИИ им.академикаА.Н.Крылова и 1-го ЦНИИМО.
В начале 60-х годов перед учеными и специалистами по корабельной атомной энергетике была поставлена особо трудная задача: разработать КАЭУ, которая могла бы обеспечить создание комплексно автоматизированной, высокоманевренной, высокоскоростной АПЛ минимального водоизмещения, с ограниченным количеством личного состава. Для реализации такого проекта было проведено конкурсное проектирование различных типов КАЭУ с участием самых квалифицированных в области атомной энергетики КБ и НИИ страны.
На стадии эскизного проектирования было разработано более десятка вариантов КАЭУ, из них для дальнейшей проработки приняли два принципиально различных варианта, один из которых включал в состав установок водо-водяной реактор (ВВР), а второй - реактор с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). К сожалению, выделенные в АПЛ объемы и массы для КАЭУ не позволяли разместить установку с ВВР, вследствие чего для дальнейшего проектирования утвердили установку с ЖМТ. Такое решение было принято после многочисленных усилий вписать в отведенные объемы установку с ВВР. Но эту задачу в тот период решить так и не удалось. Неоднократное рассмотрение этого вопроса на научно-технических советах различных организаций и научно-техническом совете МСМ в конце концов привело к решению о разработке для этого проекта двух типов ППУ с ЖМТ - первый ППУ ОК-550 разрабатывался ОКБМ, второй вариант БМ40А - ОКБ “Гидропресс”. В качестве паротурбинной установки была принята единая унифицированная ПТУ ОК-7.
Научное руководство проектом АПЛ и КАЭУ в целом осуществлялось академиком А.П.Александровым, научное руководство созданием ППУ с ЖМТ возглавил член-корреспондент АН УССР А.И.Лейпунский. Разработку ППУ ОК-550 возглавил И.И.Африкантов, а затем Ф.М.Митенков. Конструкторским коллективом руководил Н.М.Царев, непосредственно разработкой ППУ БМ40А - В.В.Стекольников. В разработке активных зон для обоих вариантов ППУ и научном руководстве разработками большая заслуга принадлежит Физико-энергетическому институту (ФЭИ) МСМ и его ведущим ученым и специалистам - Б.Ф.Громову, Г.И.Тошинскому, В.Н.Степанову. Разработку ПТУ ОК-7 осуществлял коллектив конструкторов, возглавляемый В.И.Кирюхиным. Большой вклад в создание АЭУ внесли Р.И.Симонов, К.А.Ландграф и другие энергетики ЦКБ-проектанта. В разработке основного оборудования в качестве ведущих специалистов или председателей межведомственной комиссии (МВК) от ВМФ активное участие принимали специалисты 1-го ЦНИИМО В.М.Паньков, Б.Г.Константинов (по реакторам), В.Ф.Акимов (по парогенераторам), П.А.Сорокин (по ПТУ), В.И.Васильев (по насосам ППУ и ПТУ). Установку в целом вел Я.Д.Арефьев, в дальнейшем - А.Ф.Зюзенков.
Опытная подводная лодка с ППУ ОК-550, построенная в Ленинграде, начала опытную эксплуатацию в декабре 1971г., а головная лодка, строившаяся в Северодвинске, вступила в состав ВМФ в декабре 1977г. В процессе разработки, строительства и накопления опыта эксплуатации в походах подводных лодок этого проекта был решен широкий спектр проблем: обеспечено создание высокоманевренной, скоростной АПЛ малого водоизмещения с сокращенной численностью личного состава; отработана высоконапряженная, большой единичной агрегатной мощности энергетическая установка; повышен на 15-20% КПД энергетической установки за счет повышения температуры теплоносителя на выходе из ядерного реактора и температуры перегретого пара; реализована невозможность распространения радиоактивности во второй контур в случае разгерметизации парогенераторов; обеспечено расхолаживание реактора без использования парогенераторов и насосов первого контура и включения каналов расхолаживания; разработаны технология и устройства для поддержания необходимой чистоты сплава свинец-висмут в первом контуре энергетической установки; впервые применена более компактная и надежная свинцово-водная биологическая защита вместо железо-водной; получена большая агрегатная мощность в компактной (блочной) с высокой степенью автоматизации паротурбинной установке, работающей на повышенных параметрах пара; созданы технические средства с существенно лучшими массогабаритными характеристиками по сравнению с образцами, разработанными для подводных лодок второго поколения; использовано централизованное управление техническими средствами с пульта главного командного поста; впервые применена комплексная система автоматизированного управления, регулирования, защиты и контроля пароэнергетической, электроэнергетической и общекорабельных систем. В энергетической установке впервые реализованы логически связанная структура программного, автоматического, дистанционного и противоаварийного управления, а также движение и стабилизация подводной лодки по курсу и глубине на ходу и без хода; впервые применена двухкаскадная амортизация всей паротурбинной установки, позволившая снизить подводную шумность корабля и повысить взрывостойкость оборудования.
Для всех поколений корабельных АЭУ одной из наиболее сложных научно-технических проблем являлась проблема создания надежных и безопасных активных зон. За весь период освоения и эксплуатации кораблей с АЭУ в реакторах паропроизводящих установок использовалось около 30 типов активных зон, отличавшихся по виду теплоносителя, составу и конструктивному исполнению элементов, физическим, теплотехническим и экономическим показателям.
Применение значительного количества вариантов активных зон было обусловлено как потребностями различных проектов реакторных установок, так и необходимостью увеличения энергозапаса и срока службы активных зон, а также сложностью решения задач повышения надежности, живучести, стойкости к внешним воздействиям, безопасности и экономичности энергетических установок. Для решения этих задач необходимо было выполнить комплексные исследования влияния на работоспособность активных зон таких факторов, как высокая энергонапряженность реакторов; значительная глубина выгорания топлива; термобароциклические и вибрационные нагрузки элементов; статические и динамические наклонения корабля.
Решение проблемы в целом требовало поиска путей совершенствования конструкций элементов активных зон, оптимизации условий их изготовления и эксплуатации, в частности, в направлениях:
создания и отработки слабораспухающих топливных и поглощающих композиций;
применения в ТВЭлах компенсационных объемов, позволяющих уменьшить воздействие на оболочку ТВЭлов распухающей топливной композиции;
разработки, испытания и внедрения новых оболочечных материалов, обладающих повышенными характеристиками пластичности, термической, коррозионно-эрозионной и радиационной стойкости в течение всего срока службы активных зон;
выравнивания полей энерговыделения за счет варьирования концентрацией топлива, оптимизации состава и пространственного размещения твердых выгорающих поглотителей;
улучшения теплогидравлических характеристик активных зон и их элементов за счет использования интенсификаторов теплообмена, увеличения теплопередающей поверхности и снижения гидравлического сопротивления;
создания и внедрения автоматизированных и высокоточных технологий изготовления активных зон и их элементов;
совершенствования средств и методов измерения и контроля показателей качества активных зон при их изготовлении и эксплуатации;
разработки и создания методов и средств диагностики и прогнозирования состояния активных зон;
проведения исследовательских испытаний на надежность перспективных активных зон и их элементов в составе наземных стендов-прототипов корабельных АЭУ и исследовательских реакторов.
Комплекс работ, выполненных проектантами и изготовителями активных зон и их элементов, НИИ, КБ и заводами Минатома РФ, Судпрома и ВМФ, личным составом кораблей и их соединений, по созданию активных зон, совершенствованию технологии их изготовления и регламента эксплуатации позволил повысить энергоресурс и срок службы корабельных активных зон в 7-15 раз, что обеспечило эксплуатацию современных кораблей с одной перезарядкой реакторов в течение полного срока службы.
Для обеспечения непрерывности ядерно-топливного цикла кораблей с АЭУ организациями промышленности и ВМФ были созданы и внедрены в пунктах строительства, базирования и ремонта кораблей системы обеспечения перезарядок реакторов, включающие плавучие и береговые технические базы с перегрузочным оборудованием и хранилищами новых и отработавших активных зон.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
