Подводные лодки советского флота, 1945–1991 гг. Том 1 - [8]
Как уже говорилось, работы над ним шли по двум направлениям: над реактором на медленных нейтронах с водяным теплоносителем и над реактором на быстрых (или промежуточных) нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Первое направление разрабатывалось в НИИ химического машиностроения группой конструкторов во главе с Н.А. Доллежалем, а с декабря 1952 г. – в Научно-исследовательском и конструкторском институте энергетической техники (НИКИЭТ), сформированном на базе группы Н.А. Доллежаля. Этот институт должен был разрабатывать ядерные реакторы для всех областей народного хозяйства, в том числе и лодочные. Второе направление разрабатывалось в ФИЭ коллективом конструкторов под руководством А.И. Лейпунского.
На начальной стадии эскизного проектирования темпы выполнения работ были примерно одинаковыми. Однако отсутствие прототипов и сложность решаемой задачи заставили выполнять широкий круг НИОКР по обоим типам ППУ. Затрудняла работу необходимость постоянного согласования с представителями СКВ-143 возможных вариантов ее общего построения, а также конструкцию и характеристики каждого из образцов оборудования. Примерно в феврале 1954 г., учитывая успехи в деле создания первой отечественной АЭС[8*], Первое Главное Управление Совмина приняло решение сосредоточить усилия на разработке реактора на медленных нейтронах с водяным теплоносителем. Благодаря этому должны были ликвидировать наметившееся отставание в проектировании АЭУ от сроков разработки технического проекта самого корабля.
Так как о реакторе на быстрых нейтронах будет рассказано при описании АПЛ пр. 645, здесь мы остановимся лишь на деятельности НИКИЭТ, возглавляемом НА. Доллежалем. Первоначально его сотрудники предполагали использовать в лодочном реакторе графитовый или бериллиевый замедлители и трубы под давлением, внутри которых были бы смонтированы тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ). Впоследствии рассматривались схемы с водяным или тяжеловодным замедлителями. Однако в окончательном варианте сотрудники института остановились на реакторе, у которого давление первого контура держали толстостенные стенки его корпуса и крышка, а ТВЭЛ находились внутри корпуса. Такая конструкция оказалась предельно простой и надежной, так как в ней отсутствовали многочисленные трубы, находившиеся под давлением с соответствующей арматурой.
Нельзя не сказать о том, что успешному продвижению работ в деле разработки первого лодочного реактора в немалой степени способствовал А.П. Александров. Он не только обеспечил успешную и быструю разработку проектной документации по самой АЭУ, но и по всей АПЛ в целом. Впоследствии А.П. Александров в немалой степени помог преодолеть множество затруднений, связанных с постройкой и эксплуатацией корабля.
В подавляющем большинстве «транспортируемые» (или лодочные) АЭУ, которыми оснащены АПЛ, выполнены по двухконтурной схеме: вода под давлением в первом контуре и паротурбинный цикл с парогенератором во втором контуре. Грубо говоря, они состоят из двух основных частей: паропроизводящей (ППУ) и паротурбинной (ПТУ) установок. Основой ППУ является реактор. Он представляет собой толстостенный вертикально стоящий цилиндр, выполненный из низколегированной углеродистой стали. Его нижняя часть (дно) наглухо заварена. Внутри корпуса реактора находится каркас активной зоны (A3), защищенный оболочкой. A3 является источником тепловой энергии. Она загружается тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), в которых, за счет реакции деления ядер урана U235 образуется тепло. Каркас A3 – цилиндр, вставленный в корпус реактора, служит для размещения ТВЭЛ и направления движения регулирующих стержней системы управления и защиты. Сверху и снизу каркас закрыт опорными плитами, одновременно поддерживающими его внутри корпуса реактора. Сверху реактор закрывается крышкой, которая соединяется с его корпусом при помощи стандартных фланцев и крепежных болтов. В процессе установки крышки используются уплотнительные прокладки или тороидальные уплотнения, внутри которых специальная система поддерживает повышенное давление. На некоторых реакторах (например, в американском S-5W, установленном на Skipjack) вместо фланцевого соединения было использовано соединительное кольцо.
Автоматическое регулирование мощности реактора и остановка его в случае аварии осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). Стержни (регулирующие, компенсирующие и аварийной защиты) изготавливают из хорошо поглощающих нейтроны материалов: бористой стали, кадмия или гафния. Регулирующие стержни СУЗ предназначены для управления мощностью реактора. Они снабжены электромеханическим реечным приводом, обеспечивающим введение в активную зону со сравнительно невысокими скоростями. Чем выше подняты регулирующие стержни, тем больше мощность реактора, и, наоборот – по мере их опускания мощность реактора падает. Когда регулирующие стержни доходят до концевиков, реактор полностью расхолаживается. Стержни аварийной защиты предназначены для аварийной остановки реактора. При аварийном сбросе защиты стержни «выстреливаются» с помощью гидравлического или любого другого быстродействующего привода, в результате чего ядерная реакция моментально прекращается.
