Реферат: Корабельные атомные энергетические установки
Корабельные атомные энергетические установки
И.Г. Захаров, доктортехническихнаук, профессор, контр-адмирал; Я.Д. Арефьев, доктортехническихнаук, профессор, контр-адмирал; Н.А. Воронович, кандидаттехническихнаук, капитан 1 ранга; О.Ю. Лейкин, кандидаттехническихнаук, капитан 1 ранга
Кконцу 40-х — началу 50-хгодоввСоветскомСоюзеспециальносозданнымиНИИилабораториямибылизавершеныфундаментальныенаучныеисследованиявобластиядернойфизики, результатыкоторыхпозволилиперейтикрешениюнаучно-техническихпроблем, обеспечивающих, всвоюочередь, началоразработокиреализациюконкретныхпроектоватомныхэнергетическихустановок.
Срединаиболееважныхисследований, имевшихопределяющеезначениедлясозданияатомнойэнергетикидляВМФиполученныхпонимрезультатов, следуетотметитьработы, связанные:
— ссозданиемтехнологическихпроцессовдобычииприготовлениякомпонентовтопливногоциклаприиспользованиипринципиальноновогоядерногогорючего, котороевотличиеоторганическоготопливаэнергоемкостьюдо 10000 ккал/кгсодержит, например, водномкилограмме U235 энергию 760МВтсутки (1,5х1010 ккал/кг), т.е. вполторамиллионаразбольше, чтопрактическиснимаетвсеограничениядляАЭУподальностиипродолжительностиплаваниякорабля;
— стеоретическойразработкойиэкспериментальнымопределениемосновныхзакономерностейвзаимодействиянейтроновсядрами, результатыкоторыхпозволилисделатьвыводовозможностиразмещенияядерногогорючеговобъемах, значительноменьшихпосравнениюсаналогичнымиобъемамитопокнаорганическомтопливе; — сопределениемосновныххарактеристикспонтанного (сильноэкзотермического) делениятяжелыхядер, втомчислесреднегораспределенияэнергиинаодноделение (суммарно 200Мэв) ссозданиемрасчетаактивныхзонреакторов;
— сопределениемраспределенияпродуктовделения, среднегочисламгновенныхнейтронов, энергетическогоспектранейтроновделения, данныхпозапаздывающимнейтронам, атакжемножестводругиххарактеристикпроцессовделениятяжелыхизотопов, позволившихприниматьконструктивныерешенияпоактивнымзонамисистемамрегулирования, чтообеспечивалоустойчивоеподдержаниецепныхреакцийнастационарныхипеременныхрежимахработыядерныхреакторов;
— сразработкойновыхконструкционныхматериаловдляядерныхреакторов, обеспечивающихихработувусловияхбольшихнейтронныхпотоковидругихвидовизлучений, чтопозволялосоздаватьконструкцииАЭУнатребующийсядлякораблейдостаточнобольшойсрокслужбы;
— сразработкойтеориииметодовформированиябиологическойзащитыреакторовимедико-биологическихвопросов, которыепозволялирешатьпроблемыкакобитаемостиплавающихобъектов, такиобеспеченияядернойирадиационнойбезопасноститранспортныхАЭУ.
Решеныбылитакжеинаучно-техническиезадачибольшогоперечняНИОКР, которыепозволиливыработатьсистему, нормы, методыиправилапроектированиякорабельныхреакторныхустановок.
ОбщееруководствовсемиработамипоатомнойэнергетикеосуществлялиакадемикиИ.В.КурчатовиА.П.Александров.
Следуетотметить, чтоначальныйэтапсозданиякорабельнойатомнойэнергетикипроходилвобстановкеповышенногорежимасекретности, атехническиезаданиянасозданиекорабельныхАЭУнепроходилисогласованияспредставителямиВМФ, чтотребовалосьвсоответствииспринятымвкораблестроениипорядкомдлявсехвидовновойтехникиивооружения. Крометого, всёвобластикорабельнойатомнойэнергетикибылонастольконовым, чтопотребовалорешенияцелогокомплексапринципиальныхнаучно-техническихзадач. Вчастности, былонеобходимо: выбратьтипиколичествоядерныхреакторов; определитьматериалы, формутепловыделяющихэлементов, типтеплоносителейдлясъематеплавактивнойзонеиконструктивныерешения, обеспечивающиеегоподводиотвод; определитьоптимальныепараметрырабочеготелаконтуровиспособыциркуляциитеплоносителя; разработатьпринципыисистемыуправленияизащитыреактора; компоновочныесхемыбиологическойзащиты, атакжерешитьмножестводругихзадачпоразработкепервойкорабельнойАЭУ.
ВрезультатевыполненныхисследованийипроработококончательнобылоприняторешениесоздатьдватипаАЭУдляподводныхлодок: сводо-водянымреакторомподдавлением (установкаВМ-А, наземныйпрототипстенд 27/ВМ) иреактором, длякотороговкачестветеплоносителяиспользовалсяжидкийметалл Pb-Bi (установка 645ВТ, наземныйстенд 27/ВТ).
Создание, испытаниеивыборвпоследующемдлякораблейодногоиздвухтиповреакторовбылиобусловленыстремлениемкакможноболееобоснованно, спроверкойвкорабельныхусловияхотработатьнаиболеенадежныйибезопасныйтипреактора.
Такойпутьтогдаповторял, визвестноймере, путьамериканцев, которыевначалетакжепошлипопутисозданиядвухтиповреакторов, стойтолькоразницей, чтовкачествежидкометаллическоготеплоносителя (ЖМТ) имибылпринят Na (болееагрессивныйпосравнениюс Pb-Bi), откоторогопослепервыхжеиспытаний, приведшихксерьезнымавариям, импришлосьотказаться,
Перваякорабельнаяпаропроизводящаяустановка (ППУ) ВМ-АразрабатываласьНаучно-исследовательскимконструкторскиминститутомэнергетическойтехники (НИКИЭТ) подруководствомакадемикаН.А.Доллежаля, паротурбиннаяустановка (ПТУ) набазеГТЗА-ТВ9 -турбиннымКБЛенинградскогоКировскогозаводаподруководствомМ.А.Козака, парогенераторыдляустановкиВМ-А — Специальнымконструкторскимбюрокотлостроения (СКБК) БалтийскогозаводаподруководствомГ.А.Гасанова.
РазработкойАЭУвцеломруководилиглавныеконструкторыпоспециальностямСКВ-143 Г.А.Воронич, П.Д.ДегтяревиВ.П.Горячев. ВсозданиипервыхобразцовкорабельныхАЭУпринималоучастиенесколькодесятковспециализированныхНИИ, КБизаводов, обеспечивавшихразработкуипоставкукомплектующегооборудования.
ИзначальнокорабельнымэнергетикамдлясозданияАЭУпервогопоколенияпришлосьрешатьчрезвычайносложнуюзадачуиз-занеобходимостиразмещенияустановкиввесьмаограниченныхобъемах, выделенныхдляППУиПТУ, идостиженияудельноймассыустановкивцелом " 70 кг/л.с., чтопримерновдвоежестчепотребованиям, чемвамериканскихустановках.
ВкорабельномвариантеАЭУвключалавсебядвеППУ, всоставекаждойизкоторыхпредусматривалисьодинядерныйводо-водянойреакторВМ-Асдвухходовымдвижениемтеплоносителяпоактивнойзоне, парогенератор, состоящийизчетырехсекций; главныйивспомогательныйциркуляционныенасосыпервогоконтура, атакжесистемыгазавысокогодавления, подпиткииаварийнойпроливкипервогоконтура, воздухоудаленияиотборапроб. ОхлаждениеоборудованияППУобеспечивалитретийичетвертыйконтуры. ВкаждойиздвухПТУпредусматривалсяглавныйтурбозубчатыйагрегат (ГТЗА) собслуживающимисистемами.
Передачамощностиотоднокорпуснойглавнойтурбинынавалосуществляласьчерездвухступенчатыйредукторсраздвоениеммощности. ПодключениеГТЗАквалопроводупроизводилосьспомощьюшинно-пневматическоймуфты. ОтличительнойособенностьюПТУпервогопоколенияявилосьиспользованиеэлектрогенераторасприводомотредуктораглавнойтурбины.
ОбеспечениемощностиАЭУпервогопоколения 17500л.с. взаданныхобъемахоказалосьсложнейшейнаучно-техническойпроблемойипотребовалосозданиявысоконапряженнойактивнойзоныипрямоточныхпарогенераторов. Поэтойжепричинедавлениевпервомконтуренеобходимобылопринятьоколо 200кгс/см2 чтобыобеспечитьпараметрыпараповторомуконтуру — давление 36кгс/см2 итемпературу 310°С. Вугодууменьшениямассогабаритныхпоказателейустановкибылиприняты“навешенные”наГТЗАэлектрогенераторы.
Какпоказалпервыйжеопытэксплуатации, втомчислеиопытнаяэксплуатацияпервойАПЛ, всепринятыевышерешенияпредопределилирядсерьезныхнедостатковустановокВМ-А, таких, какнизкаянадежностьработыпервыхобразцовактивныхзон, малыйресурс (приблизительно 1000ч) первыхконструкцийпрямоточныхпарогенераторов, частыеотказывработебессальниковыхзатворов (отсечнойарматурыпопервомуконтуру), сложностивуправленииустановкойиз-за“навешенных”генераторов, неудовлетворительноекачествоводоподготовкипоконтурам, частыеотказыглавныхциркуляционныхнасосов (ГЦН) ивспомогательныхциркуляционныхнасосов (ВЦН), атакжеряддругихнедостатков, устранениекоторыхвылилосьвнеобходимостьрешенияцелогорядасложнейшихнаучно-техническихзадач.
СмоментаначаластроительствапервойАПЛкработампоеесозданиюбылподключенфлот, вчастностигруппуспециалистовВМФвозглавилИ.Д.Дорофеев. Совместнымиусилиямиспециалистовотраслевойнауки, промышленностииВМФнаосноведополнительныхэкспертизпроектныхрешений, анализарезультатовэксплуатациистенда 27/ВМ, опытнойэксплуатацииАПЛпроекта 627 ицелойсериииспытанийопытныхобразцов, работыпокоторымвозглавляли, какправило, специалисты 1-гоЦНИИМО, былосделанонесколькопрограммпоотработкеидоведениюосновногооборудованияАЭУдоуровнятребованийзаказчика.
Большойобъемработбылпроделанвобластиповышениянадежностипарогенераторовисовершенствованиясистемводоподготовки. Былосозданоииспытанооколодвухдесятковразличныхпарогенераторов (ПГ), испытаныразнообразныематериалыдлятрубныхсистем — отуглеродистыхсталейдотитановыхсплавов. ПроведеномножествоиспытанийопытныхобразцовПГ. ВэтойработеособаярольпринадлежитГ.А.ГасановуиспециалистамвозглавляемогоимКБ.
Существенныйвкладвотработкупарогенераторовпервогопоколениявнеслиспециалисты 1-гоЦНИИМОМ.И.Киргичев. Н.А.Черноземова. Вчастиотработкиводоподготовкииотдельныхмеханизмовмногобылосделанотакжесотрудниками 1-гоЦНИИМОА.В.Кожевниковым, А.И.СвиташовымиГ.А.Сокальским.
Работапосовершенствованиюводоподготовкипервогоконтура, выполнявшаясявИнститутеатомнойэнергии (ИАЭ) подруководствомизвестногоспециалистаН.В.Потехина, проводиласьспостановкойзначительногообъемаэкспериментальныхработидалаположительныерезультаты.
Работыпосовершенствованиюводоподготовкивторогоконтура, включаяразработкуионо- иэлектронно-ионообменныхтермостойкихматериалов, проводившиесявЦНИИим.академикаА.Н.Крылова, возглавилЛ.П.Седаков, активноеучастиевнихпринималиспециалистыэтогоинститутаЮ.К.Душин, Р.К.Платонов, Г.Я.Рассадин. Значительныйвкладвразработкуинструментальныхихимико-аналитическихметодикконтроляосновныхпоказателейкачестваводывнеслиН.Д.Боярская, В.К.Сендо, Г.И.Ройф.
ОсобоследуетотметитьвыдающуюсярольвстановлениииразвитиикорабельнойатомнойэнергетикипервогоипоследующихпоколенийОтделенияфизико-техническихпроблемэнергетикиАкадемиинаукСССР, вкоторомплодотворноработаютизвестныеученыеакадемикиН.А.Доллежаль, В.И.Субботин, А.А.Саркисов, Н.С.Хлопкин.
ВенцоммноготрудныхусилийколлективовкорабельныхатомщиковМинистерствасреднегомашиностроения, Министерствасудостроительнойпромышленности, ВМФицелогорядадругихведомствсталособытие, котороепроизошло 4июня 1958г. в 10 ч 03 мин, когдавпервыевисторииотечественногофлотаопытнаялодканачаладвижениеподАЭУ. А.П.Александров, руководившийиспытаниямиустановки, записалввахтенномжурнале: “Впервыевстраненатурбинубезугляимазутабылподанпар”.
Болеетруднойоказаласьсудьбавтороговариантакорабельнойатомнойэнергетическойустановки (КАЭУ) сжидкометаллическимтеплоносителем (ЖМТ).
РеализацияустановкисЖМТсвинец-висмутпоцеломурядуееособенностейоказаласьзначительноболеесложнойвотработкеипотребоваларешениятакихпроблем, как:
— обеспечениенадежнойработыактивныхзонпризначительноболеевысокихтемпературах (до 500-600°С);
— обеспечениенадлежащегокачествасплава, названноговдокументации“технологиейтяжелоготеплоносителя”;
— обеспечениеподдержаниясплававгорячемсостояниикаккорабельными, такибазовымисредствами, чтопотребовалосозданиявбазахспециальнойинфраструктуры.
Сложнойоказаласьипроблемаобеспечениянадежнойработыпарогенераторовсмногократнойпринудительнойциркуляцией, которыебылипринятывэтойустановке, хотяпоусловиямгидродинамикивсвязисналичиемсепаратороввовторомконтурепроблеманадежноститрубныхсистем, казалосьбы, должнабыларешатьсяпроще, чемвпрямоточныхгенераторах.
Оченьтруднорешалисьпроблемыуплотненийнасосовпервогоконтура, вчастности, обеспечениенадежнойработыуплотнений. Разветвленностьпервогоконтурапородилаипроблему“подмораживания”сплаванаотдельныхучастках, чтопотребовалопринятияспециальныхмерконструктивногоплана, атакжепривелокзначительномуусложнениюэксплуатацииустановки.
Проблемавозможностибезопасногозамораживания-размораживаниясплаватакиосталасьпоканерешенной.
ХотяизмененияобъематеплоносителязасчетизмененияеготемпературывустановкахсЖМТнаэксплуатационныхрежимахзначительноменьше, чемвППУсводо-водянымиреакторами (ВВР), иобеспечиваетсятакназываемыми“буфернымиемкостями”исхемнымирешениямисвключениемвнихнасосоввозвратапротечек, последниеоказалисьвработенедостаточнонадежными.
ПеречисленныесложностизначительноповлиялинаоценкуППУсЖМТ, котораяобладает, впринципе, такиминеоспоримымипреимуществами, как: низкоедавлениевпервомконтуре, чтоделаетихзначительнопотенциальноболеебезопасными; возможностьулучшениямассогабаритныхпоказателей (на 15-20% посравнениюсВВР); возможностьсозданияреакторнойустановкипредельнойбезопасностиирядадругихположительныхкачеств.
СозданныйпервыйвариантППУсЖМТпосвоимвыходнымхарактеристикаммалочемотличалсяотППУсВВР.
КАЭУсЖМТвсвоемсоставеимелатакжедвареактора, обеспечивающихгенерациюпаравпарогенераторахсмногократнойпринудительнойциркуляцией (МПЦ), иработудвухГТЗА, унифицированныхсГТЗАпроекта 627 ипримернотойжемощности.
НачавшаясяудачноопытнаяэксплуатацияАПЛ, ксожалению, былапрерванаиз-зааварииодногоизреактороввследствиенарушениятеплосъемавактивнойзоневвидунеотработаннойнатотпериод“технологиитяжелоготеплоносителя”. Образовавшиеся“шлаки”иихнесвоевременноеудалениепривеликнарушениюциркуляциисплававотдельныхучасткахактивнойзоны.
Темнеменее, созданнаяустановкаявиласьзначительнымшагомвделеразвитиякорабельнойатомнойэнергетики. ОнапоказалапринципиальнуювозможностьреализациипреимуществаППУсЖМТиопределилакругпроблем, которыенеобходимобылорешатьвбудущемприсозданииустановокподобноготипа.
НаучноеруководствосозданиемКАЭУсЖМТосуществлялА.И.Лейпунский, емупомогалитакиеизвестныеученыеФЭИ, какВ.И.Субботин, Б.Ф.Громовимногиедругие. ГлавнымконструкторомэтойустановкибылБ.М.Шолкович, онруководилбольшимвысококвалифицированнымколлективомконструкторовОКБ“Гидропресс”. БольшойвкладвсозданиеКАЭУсЖМТвнеслиспециалистыэнергетикиЦКБпроектантаАПЛ: П.Д.Дегтярев, В.Н.Горячев, Р.И.Симонов, В.И.Касаткин. От 1-гоЦНИИМОработупоэтойустановкевелиВ.М.Козлов, В.Ф.Акимов, отВПМОБ.К.Данилов, Е.И.Новиков, В.И.Шарадин.
ВажнуюрольвстановлениикорабельнойатомнойэнергетикисыгралаопытнаяэксплуатацияпервыхАПЛ. Опытнаяэксплуатацияатомныхэнергетическихустановокпроводиласьпоспециальноразработаннымпрограммамиимелацелью, преждевсего, выявлениенедостатковэтихустановокиопределениемероприятийпоихустранению, атакжеисключениеподобныхнедостатковприсозданииАЭУследующихпоколений.
РуководствоопытнойэксплуатациейКАЭУпервыхАПЛвсоответствующиепериодывремени, втомчислесучастиемвдлительныхпоходахнаних, от 1-гоЦНИИМОосуществлялиИ.Д.Дорофеев, Я.Д.Арефьев, В.В.Арсентьев, Я.В.Лукин, В.М.Козлов. Естественно, непосредственнымиорганизаторамивыполненияпрограммопытнойэксплуатациинапервыхАПЛбыликомандирыБЧ-5 этихлодокБ.П.Акулов, Р.А.Тимофеев, О.Л.Нагорских, В.А.Рудаков.
Втесномобщениисакадемическойнаукойвырослиспециалистыпоатомнойэнергетикенафлоте: Л.В.Романенко, Ю.В.Михайлов, Л.В.Сухарев, В.И.Нижников, В.А.Полянский, О.В.Беклемишев, В.А.Бочаров, В.В.Балабин, Н.Д.Матюхин, Г.П.Полусмяк, Ю.С.Гладков, Н.М.Лазаревидругие. ОсобоследуетотметитьпостоянныеконтактыА.П.Александровасофицерамииматросамипервыхатомныхподводныхлодок. Хотяпосвоемустатусуемуиненадобылопостояннобыватьнакораблях, темнеменее, АнатолийПетровичпрактическибольшуючастьэтогопериодачастобывалнафлоте. ГлавнокомандующийВМФАдмиралФлотаСоветскогоСоюзаС.Г.Горшковназвалего“отцоматомногофлота”, аморякидушевноиподобромуназывалиего“дедом”. БольшаярольворганизацииэксплуатацииэнергоустановокатомныхподводныхлодоквэтотпериодпринадлежитМ.М.Будаеву.
Практическивсерекомендации, разработанныевгруппахопытнойэксплуатации, былиоформленыввидерешенийведомствиреализованывпоследующихпериодахэксплуатации, атакжеприпроектированииистроительственовыхкораблейсАЭУ.
ПервыйопытэксплуатацииАПЛпозволилзаинтересованныморганизациямподготовить, аПравительствууже 28 августа 1958г. принятьспециальноепостановлениеосозданиикорабельныхатомныхэнергетическихустановоквторогопоколения. ПодготовкаэтогопостановлениявеласьсовместноМинсредмашем, МинсудпромомиВоенно-МорскимФлотом. АктивноучаствоваливегоподготовкеН.А.Николаев, Е.Д.КостыговиА.К.Усыскин. Работыпредполагалосьширокоразвернутьвначале 60-хгодов, астроительстводостаточнокрупныхсерийАПЛиНКпредполагалосьразвернутьвовторойполовине 60-хгодов. ПодкаждыйтипподводныхлодокдляреализациизаложенныхвнихТТХ, впервуюочередьпоскорости, требовалисьсущественноразличныемощностиАЭУ. Поэтомупервоначальнопредполагалосьсозданиетрехтиповустановок. Ноуженастадиитехническогопроектированиявозниклопредложениеобеспечитьосновныекорабливторогопоколенияединоймаксимальноунифицированнойустановкой. Инициаторамиэтогопредложениявыступилиспециалисты 1-гоЦНИИМО.
ЗадачабыларешенапутемсозданияпосуществудвухмодификацийППУ, воднойизкоторыхпредусматривалось 5, авдругой — 4 полностьюунифицированныхпарогенератора.
НеобходимыемощностинабиралисьзасчетдвухреактороввППУОК-ЗООдляАПЛпроекта 671 идвухреактороввППУОК-700 дляпроекта 667. ДляАПЛпроекта 670 впервыепредусматриваласьоднореакторнаяустановкасППУОК-350. ПаротурбинныеустановкидляАПЛпроектов 670 и 671 принималисьодновальными (сГТЗА-615 иГТЗА-631), адляАПЛпроекта 667 — двухвальными (сГТЗА-635), максимальноунифицированными. ПриэтомдляАПЛпроекта 667 вкаждойПТУоставалсяодиниздвухтурбогенераторов, предусмотренныхводновальныхвариантах. ГлавныетурбиныитурбиныэлектрогенераторовТГдлясоответствующихпроектов, гдетребовалисьменьшиемощностинаполныхскоростях, фактическиработалиненаполных, аначастичныхнагрузках, чтоипредусматривалосьпроектнойдокументацией.
ВажнымипроблемамиприсозданииКАЭУвторогопоколенияявились:
— созданиемаксимальноунифицированныхустановокдлявсехпроектовАПЛвторогопоколения;
— повышениеагрегатноймощностина 15-70% посравнениюсАЭУпервогопоколения;
— уменьшениемассыигабаритовпоказателейна 20-30%;
— сокращениепротяженноститрубопроводовпервогоконтураимаксимальновозможноеагрегатированиеППУ, чтобылодостигнутозасчетпримененияпатрубков“трубавтрубе”иразмещениянасосовпервогоконтуранапарогенераторах;
— исключениеотсечнойарматурыпопервомуконтуруипринятиеспециальныхсхемныхрешенийпонедопущениюпереопрессовокпервогоивторогоконтуров;
— внедрениеремонтопригодныхконструкций, особеннодляпарогенераторов, иповышениенадежности, втомчислересурса, примернов 2 разадляустановоквцеломикомплектующегооборудованиявчастности;
— обеспечениенадежногорасхолаживанияППУнаестественнойциркуляциисдостаточновысокихуровнеймощностиустановок;
— применениевсоставеКАЭУавтономныхтурбогенераторов;
— повышениестепениавтоматизацииуправленияиконтролязаработойКАЭУиряддругихпроблем.
Всеперечисленные, атакжецелыйрядзадачпоулучшениюбезопасности, надежности, живучести, технологичностиидругихпоказателейкачестваидоведенияихдоуровнятребованийВМФвосновномбыливыполнены.
Испытания, атакжепоследующаяэксплуатацияпоказали, чтоосновныепроектныехарактеристикиКАЭУвторогопоколениябылидостигнуты, втомчислепомощности, маневренности, условиямобитаемости.
ПроведенныенатурныеиспытанияподтвердилиивозможностьрасхолаживанияППУнаестественнойциркуляциис 50% мощностиотноминальной. Вместестемвпроцессеэксплуатациивыяснилисьсерьезныенедостаткивобеспеченииработыпервыхобразцовактивныхзон, парогенераторов, частитрубопроводовпервогоконтура, находящихсяподбиологическойзащитой. Дляустраненияэтихнедостатковразрабатывалисьновыелибодорабатывалисьранеесозданныеконструкции, которыебыливнедренывсоответствующиепериодывременинавсехАПЛвторогопоколения.
РазработкуППУОК-ЗОО, ОК-350 иОК-700 осуществлялоОКБМ, которымруководилИ.И.Африкантов, азатемФ.М.Митенков. Большиезаслугивсозданииэтихустановок, ихотработкеииспытанияхпринадлежатвысококвалифицированнымспециалистамОКБМ, втомчислеЕ.Н.Черномордику, О.Б.Самойлову, Ю.Н.Кошкину. НаучноеруководствоработамипосозданиюиобеспечениюэксплуатацииКАЭУвторогопоколенияосуществлялиА.П.Александров, Н.С.Хлопкин, Г.А.Гладков, Б.А.Буйницкий.
Парогенераторы, какидляППУпервогопоколения, разрабатывалисьгруппойспециалистоввоглавесГ.А.Гасановым, азатемсИ.А.Федоровым. ПаротурбинныеустановкиразрабатывалиськонструкторскимбюроподруководствомА.Х.СтаростенкоиМ.А.Козака. Комплексноепроектированиеустановоквцеломосуществляливедущиеспециалисты-энергетикиЦКБ-проектантовкораблей: И.Д.Спасский, И.П.Янкевич, Г.Я.Альтшулер, П.Д.Дегтярев, Р.И.Симонов, В.П.Горячев, Ю.В.Осипов, Ю.Б.Бабанский.
От 1-гоЦНИИМОактивноработалипосозданиюАЭУвторогопоколения, втомчислеосуществляяруководствомежведомственнымииспытаниямиосновныхвидовоборудованияииспытаниямиустановокнакораблях, В.Г.Бенеманский, Б.И.Максименко, А.А.Давыдов, И.С.Беляков, Л.И.Башкиров, А.Я.Благовещенский, отвоеннойприемки — МОЕ.Е.Фрумсон, В.Н.Казаков, Г.Н.Мордвинов.
Параллельносрешениемнаучно-техническихпроблемвобеспечениисозданияКАЭУАПЛвторогопоколенияотечественнаянаукарешалаещедвеважныезадачи. Перваяизнихбыласвязанасобеспечениемсозданияопытной, самойскоростнойвмиреАПЛпроекта 661, чтопотребовалоотэнергетиковразработкисамоймощнойКАЭУ. Втораяпроблемазаключаласьвсозданиималогабаритной, маломощнойатомнойустановки, которуюможнобылобыразмещатьвотдельномконтейнере, “подвешивая”еговкормовойчастидизель-электрическихподводныхлодок. ОбеэтизадачивчастиреакторныхустановокрешалисьНаучно-исследовательскимиконструкторскиминститутомэнерготехники (НИКИЭТ). ДляАПЛпроекта 661 быласозданаППУВ-5 сводо-водянымреакторомиразмещеннымивокругнегосекциямипрямоточныхпарогенераторов, включенныхнасвоигидрокамеры, соединенныесреакторомпатрубками“трубавтрубе”. АгрегатированиекаждойиздвухППУ, установленныхнаАПЛ, сконструкторскойточкизрения, отличалосьисключительнойоригинальностьюисмелостьюпроектныхрешений.
Принятая“плотная”компоновкаиразмещениеоборудованиязатруднялиобеспечениеегоремонтопригодности, однакозадачасохраненияработоспособностиустановкиприотдельныхотказахсекцийПГрешаласьзасчетвозможностиотсечениясекцийвремонтныепериоды.
РуководилиразработкамиэтогопроектаизвестныеспециалистыНИКИЭТП.А.Делено, Н.П.Дорофеев. ПаротурбинныеустановкиразрабатывалоКБвоглавесглавнымконструкторомВ.Э.Бергом.
КакпоказалопытэксплуатацииАПЛпроекта 661, ееатомнаяэнергетическаяустановкаоказаласьдостаточнонадежнойивосновномсоответствовалапредъявленнымкнейтребованиям. Имевшиеместоотдельныеотказыинеисправностиоборудования, втомчислеинезначительныетечипопервомуконтуру, устранялисьвпериодымежпоходовыхремонтов.
От 1-гоЦНИИМОработупоэтойустановкевелиК.М.КулагиниП.М.Христюк.
СпроектированнаяНИКИЭТустановкаВАУ-6 предназначаласьдляиспользованиявкачествевспомогательногоисточникаэлектроэнергиинадизель-электрическихподводныхлодках (ДПЛ) сцельюобеспеченияихдлительногоподводногоходаизарядкиаккумуляторныхбатарейбезвсплытия. Вустановкебылапринятаодноконтурнаясхемасводо-водянымреактором, работающаяпопрямомуциклу. ТурбогенератордляэтойустановкибылразработанКалужскимтурбиннымзаводом (КТЗ), стендовыеиспытания, проводившиесянаспециальномстенде, созданномвНаучно-исследовательскомтехнологическоминституте (НИТИ), испытанияустановкинаДПЛпроекта 651Эв 1965г. ипоследующаяопытнаяэксплуатациявпериод 1986-1991гг. подтвердилиработоспособностьэтойустановки, новскрылиицелыйряднедостатков, которыезатемустранялись.
БольшаязаслугавсозданииэтойустановкипринадлежитведущимспециалистамНИКИЭТП.А.Деленсу, В.Н.Аксеновой. От 1-гоЦНИИМОработыпоустановкевелиЮ.А.Убранцев, М.А.Шкроб, С.Г.Замаховский.
Следуетотметитьбольшуюрольпредставителейвоеннойприемки, аккредитованныхвНИКИЭТиосуществлявшихнаучно-техническоенаблюдениеиконтрользаразработкойисозданиемустановокпервогопоколения, В-5 иВАУ-6, — Ю.П.Бабина, В.М.Соловьева, А.М.Зубкова, С.М.Лосева.
ПроектированиеистроительствоАПЛтретьегопоколенияпотребовалосозданиятакихкорабельныхАЭУ, которыепосвоимкачественнымпоказателямсущественнопревосходилибыКАЭУвторогопоколения. Вчастности, длясозданияустановоктретьегопоколениябылапоставленазадачаповышенияихмощностиболеечемв 2 разапосравнениюспредшествующими, нобезсущественногоизменениямассыигабаритов. Приэтомтребовалосьобеспечитьболеевысокуюпосравнениюсустановкамивторогопоколениябезопасность, надежность, ремонтоспособность, акустическуюскрытность, маневренность. ДлярешениявсехэтихпроблемразработкаППУосуществляласьнаконкурсныхначалах. ВконкурсепринималиучастиеОКБМ, НИКИЭТ, ЦНИИим.академикаА.Н.Крылова, атакжеконструкторскоебюроИжорскогозавода.
Врезультатерассмотрениявыполненныхк 1965г. проектовнаучно-техническийсовет 1-гоЦНИИМОсучастиемвсехзаинтересованныхпредприятий, азатемиНТСМСМрекомендовалидлядальнейшейразработкиустановкуОК-650Б-3, предложеннуюОсобымконструкторскимбюромашиностроения (ОКБМ). РуководилиразработкойэтойустановкиФ.М.Митенков, О.Б.Самойлов, Г.Ф.Носов. НадсозданиемустановкитрудилсябольшойколлективвысококвалифицированныхсотрудниковОКБМ.
Проблемаобеспечениявысокойкомпактностиустановкибыларешенапутемзначительногоповышенияэнергонапряженностиактивнойзоны. Крометого, былаповышенаэнергонапряженностьпарогенератора, атакжепредусмотреноагрегатированиеосновногооборудования. Благодаряуказаннымтехническимрешениямудалосьсоздатьустановку, парогенерирующийблоккотороймогтранспортироватьсяпожелезнойдороге. Этопозволялоизготавливатьвесьблок, включающийкорпусреактора, парогенераторы, насосыифильтрыочисткипервогоконтура, намашиностроительномзаводеитемсамымповыситькачествоизготовленияответственныхэлементовППУ. ДляповышениянадежностиибезопасностиустановкаОК-650 Б-Збылавыполненасобеспечениемдостаточновысокогоуровняестественнойциркуляциитеплоносителяпервогоконтура. Этодостигалосьзасчетразмещенияпарогенератороввышеактивнойзоны, атакжезначительногоуменьшениягидравлическогосопротивленияпервогоконтура, длячеговОКБМбылразработанпарогенераторсдвижениемтеплоносителяпервогоконтуравмежтрубномпространстве. Обеспечениеестественнойциркуляциитеплоносителяпервогоконтурапозволялонетолькоосуществлятьрасхолаживаниесиспользованиемсистемыбезбатарейногорасхолаживания, ноиработатьнаходовыхрежимахбезнасосовпервогоконтурапримощностяхпримернодо 30% отноминальной. Последнеедаловозможностьуменьшитьчислонасосовпервогоконтурадодвух, чтовопределенноймерекомпенсировалоувеличениегабаритовядернойреакторнойустановки (ЯРУ), вызванноенеобходимостьюестественнойциркуляции.
ДляподтвержденияпринятыхтехническихрешенийнаназемномстендеКВ-1 (прототипекорабельнойустановки), созданномпоинициативеВМФиМСМ, былипроведенывсесторонниеиспытания. БольшаярольвсозданииНаучно-исследовательскоготехнологическогоинститута, гдебылисооруженыстендыКВ-1, КВ-2, КМ-1 идр., начинаясвыбораплощадкидляегостроительстваикончаясовременнымиполномасштабнымииспытаниямипрототиповКАЭУ, нарядусруководителямиНИТИА.Н.Проценко, Е.П.Рязанцевым, Ю.А.Прохоровым, В.А.Василенкопринадлежитиспециалистам 1-гоЦНИИМОИ.Д.Дорофееву, Я.Д.Арефьеву, О.Ю.Лейкину, Ю.А.Убранцеву, А.Я.Благовещенскому, С.М.Бору, В.Д.Кошеверову. Впроцессеиспытанийбылинетолькоподтвержденыосновныехарактеристикиустановки, ноивыявленавозможностьувеличениямощностиприработенаестественнойциркуляции, атакжескоростиразогреватеплоносителяпервогоконтурапривводеустановкивдействие.
Последующаяэксплуатациякорабельныхядерныхреакторныхустановок (КЯРУ), начинаяс 1981г., настендеКВ-1 выявилаотдельныенедостаткиинедоработки, касающиесяактивныхзон, системыкомпенсациидавленияисистемыочистки, которыебыливпоследствииустранены, аустановкавцеломбыламодернизированавнаправленииупрощениятехнологииизготовленияиповышенияэнергонапряженностипарогенератора.
ВкачествепаротурбинныхустановокдляАПЛтретьегопоколениябыларазработанаКБЛенинградскогоКировскогозавода (ЛКЗ) блочнаяПТУБПТУ-675, присозданиикоторойглавнойновойзадачейявлялосьснижениееевкладавакустическоеполекорабля. РуководилразработкойМ.К.Блинов.
Крометого. КалужскимтурбиннымзаводомподруководствомВ.И.КирюхинабыларазработанаБПТУОК-9, ккоторой, помиможесткихтребованийквиброшумовымхарактеристикам (ВШХ), предъявлялисьболеежесткиетребованияикмассогабаритнымхарактеристикам, чтопотребовалоширокогоприменениятитанадляееизготовления. ВЦКБ-проектантахкораблейвразработкуустановоквцеломбольшойвкладвнеслиВ.В.Енюшин, Б.В.Осипов, Р.И.Симонов, К.А.Ландграф. ОтВМФвсозданииБПТУзначительныйвкладвнеслиВ.Ф.Дерюгин, В.И.Васильев, Г.А.Загоскин, К.В.Васильев.
Созданиекрупныхнадводныхкораблейсракетно-ядернымиидругимивидамиоружиянастоятельнотребовалоразработкиивнедрениянанихатомныхэнергетическихустановоксцельюобеспеченияпрактическинеограниченныхпоэнергозапасамдальностиипродолжительностиплавания, атакжевысвобождениязначительнойдоливодоизмещениядляразмещенияавиационного, ракетногоидругихвидоворужия. Первой, специальноразработаннойКАЭУдлянадводногокорабляпроекта 1144, которыйбылсданВМФв 1980г., былаустановкасППУКН-ЗиГТЗА-653. ЭтаустановкаимеетвсвоемсоставедвеППУсВВРидваГТЗАмощностьюпо 70тыс.л.с., каждыйизкоторыхработаетнасвоюлиниювала. Накораблепредусмотренытакжедварезервныхкотлапроизводительностью 115т/чкаждый. Главнымипроблемами, которыеприходилосьрешатьприсозданииэтойустановки, являлись:
— разработкареакторовсединичноймощностью, существеннопревышающейужеимеющиесяобразцы;
— разработкакомплекснойсистемыуправленияКАЭУикотламисобеспечениемвозможностиихсовместнойираздельнойработы;
— обеспечениеперезарядкиактивныхзонреакторовиремонтопригодностиКАЭУвусловияхразмещенияеенанадводномкорабле, особенностьюкоторогоявляетсяналичиебольшогоколичествапомещенийиоборудования, располагающихсянепосредственнонадэнергетическимиотсеками;
— обеспечениенадежностиработысистемпервогоконтура, газавысокогодавления (ГВД), которыевусловияхразмещениянанадводныхкорабляхоказалисьподверженнымизначительнымциклическимнагрузкам, приводящимкпоявлениювконструкцияхтрещин.
РазработкаППУКН-ЗвыполняласьОКБМподруководствомФ.М.Митенкова, О.Б.Самойлова, Ю.К.Панова. РазработкаГТЗА-653 осуществляласьКБЛКЗподруководствомВ.Э.Берга.
АктивноеучастиевсозданииэтойКАЭУпринималиот 1-гоЦНИИМОП.Е.Букин, А.Н.Батырев; отЦНИИим.академикаА.Н.Крылова — Е.В.Рыжкин, А.А.Крайнев, В.П.Постников, А.В.Воронцов, А.Г.Поздеев.
ВторымтипомАЭУ, примененнойнанадводномкораблепроекта 1941, являетсяАЭУсППУОК-900БиГТЗА-688. Этаустановкавмаксимальнойстепениунифицированасустановкамиатомныхледоколов. ППУразрабатывалисьтакжеОКБМ, аПТУ — КБЛКЗ. Всвязисособенностямиэнергетическойустановкипроекта 1941 (вчастиэлектроэнергетическихсистемисистемуправления) отработкаеенакомплексныхшвартовыхиспытанияхоказаласьдостаточносложной. Темнеменееиспытанияпоказали, чтоустановкапрактическисоответствовалавсемпредъявленнымкнейтребованиям. Комплекснымишвартовымииспытаниямиэтойустановкируководилпредставитель 1-гоЦНИИМОБ.Г.Константинов.
ИнститутыМСП, МСМ, ВМФиЦКБ-проектантыкораблейпостоянноосуществлялисистематическийанализиобобщениеопытапроектированияиэксплуатацииАЭУ, проведениеНИРиОКРвобеспечениеповышениякачествасозданныхиперспективныхКАЭУ. Набазеэтихработвеласьподготовкапоследующихпостановленийправительства (1972г., 1977г., 1986г.) оразвитиикорабельнойатомнойэнергетикинасоответствующиепериоды. ВподготовкеэтихрешенийучаствовалиспециалистыЦНИИим.академикаА.Н.Крыловаи 1-гоЦНИИМО.
Вначале 60-хгодовпередученымииспециалистамипокорабельнойатомнойэнергетикебылапоставленаособотруднаязадача: разработатьКАЭУ, котораямоглабыобеспечитьсозданиекомплексноавтоматизированной, высокоманевренной, высокоскоростнойАПЛминимальноговодоизмещения, сограниченнымколичествомличногосостава. ДляреализациитакогопроектабылопроведеноконкурсноепроектированиеразличныхтиповКАЭУсучастиемсамыхквалифицированныхвобластиатомнойэнергетикиКБиНИИстраны.
НастадииэскизногопроектированиябылоразработаноболеедесяткавариантовКАЭУ, изнихдлядальнейшейпроработкипринялидвапринципиальноразличныхварианта, одинизкоторыхвключалвсоставустановокводо-водянойреактор (ВВР), авторой — реакторсжидкометаллическимтеплоносителем (ЖМТ). Ксожалению, выделенныевАПЛобъемыимассыдляКАЭУнепозволялиразместитьустановкусВВР, вследствиечегодлядальнейшегопроектированияутвердилиустановкусЖМТ. ТакоерешениебылопринятопослемногочисленныхусилийвписатьвотведенныеобъемыустановкусВВР. Ноэтузадачувтотпериодрешитьтакинеудалось. Неоднократноерассмотрениеэтоговопросананаучно-техническихсоветахразличныхорганизацийинаучно-техническомсоветеМСМвконцеконцовпривелокрешениюоразработкедляэтогопроектадвухтиповППУсЖМТ — первыйППУОК-550 разрабатывалсяОКБМ, второйвариантБМ40А — ОКБ“Гидропресс”. ВкачествепаротурбиннойустановкибылапринятаединаяунифицированнаяПТУОК-7.
НаучноеруководствопроектомАПЛиКАЭУвцеломосуществлялосьакадемикомА.П.Александровым, научноеруководствосозданиемППУсЖМТвозглавилчлен-корреспондентАНУССРА.И.Лейпунский. РазработкуППУОК-550 возглавилИ.И.Африкантов, азатемФ.М.Митенков. КонструкторскимколлективомруководилН.М.Царев, непосредственноразработкойППУБМ40А — В.В.Стекольников. ВразработкеактивныхзондляобоихвариантовППУинаучномруководстверазработкамибольшаязаслугапринадлежитФизико-энергетическомуинституту (ФЭИ) МСМиеговедущимученымиспециалистам — Б.Ф.Громову, Г.И.Тошинскому, В.Н.Степанову. РазработкуПТУОК-7 осуществлялколлективконструкторов, возглавляемыйВ.И.Кирюхиным. БольшойвкладвсозданиеАЭУвнеслиР.И.Симонов, К.А.ЛандграфидругиеэнергетикиЦКБ-проектанта. Вразработкеосновногооборудованиявкачествеведущихспециалистовилипредседателеймежведомственнойкомиссии (МВК) отВМФактивноеучастиепринималиспециалисты 1-гоЦНИИМОВ.М.Паньков, Б.Г.Константинов (пореакторам), В.Ф.Акимов (попарогенераторам), П.А.Сорокин (поПТУ), В.И.Васильев (понасосамППУиПТУ). УстановкувцеломвелЯ.Д.Арефьев, вдальнейшем — А.Ф.Зюзенков.
ОпытнаяподводнаялодкасППУОК-550, построеннаявЛенинграде, началаопытнуюэксплуатациювдекабре 1971г., аголовнаялодка, строившаясявСеверодвинске, вступилавсоставВМФвдекабре 1977г. Впроцессеразработки, строительстваинакопленияопытаэксплуатациивпоходахподводныхлодокэтогопроектабылрешенширокийспектрпроблем: обеспеченосозданиевысокоманевренной, скоростнойАПЛмалоговодоизмещенияссокращеннойчисленностьюличногосостава; отработанавысоконапряженная, большойединичнойагрегатноймощностиэнергетическаяустановка; повышенна 15-20% КПДэнергетическойустановкизасчетповышениятемпературытеплоносителянавыходеизядерногореактораитемпературыперегретогопара; реализовананевозможностьраспространениярадиоактивностивовторойконтурвслучаеразгерметизациипарогенераторов; обеспеченорасхолаживаниереакторабезиспользованияпарогенераторовинасосовпервогоконтураивключенияканаловрасхолаживания; разработанытехнологияиустройствадляподдержаниянеобходимойчистотысплавасвинец-висмутвпервомконтуреэнергетическойустановки; впервыепримененаболеекомпактнаяинадежнаясвинцово-воднаябиологическаязащитавместожелезо-водной; полученабольшаяагрегатнаямощностьвкомпактной (блочной) свысокойстепеньюавтоматизациипаротурбиннойустановке, работающейнаповышенныхпараметрахпара; созданытехническиесредствассущественнолучшимимассогабаритнымихарактеристикамипосравнениюсобразцами, разработаннымидляподводныхлодоквторогопоколения; использованоцентрализованноеуправлениетехническимисредствамиспультаглавногокомандногопоста; впервыепримененакомплекснаясистемаавтоматизированногоуправления, регулирования, защитыиконтроляпароэнергетической, электроэнергетическойиобщекорабельныхсистем. Вэнергетическойустановкевпервыереализованылогическисвязаннаяструктурапрограммного, автоматического, дистанционногоипротивоаварийногоуправления, атакжедвижениеистабилизацияподводнойлодкипокурсуиглубиненаходуибезхода; впервыепримененадвухкаскаднаяамортизациявсейпаротурбиннойустановки, позволившаяснизитьподводнуюшумностькорабляиповыситьвзрывостойкостьоборудования.
ДлявсехпоколенийкорабельныхАЭУоднойизнаиболеесложныхнаучно-техническихпроблемявляласьпроблемасозданиянадежныхибезопасныхактивныхзон. ЗавесьпериодосвоенияиэксплуатациикораблейсАЭУвреакторахпаропроизводящихустановокиспользовалосьоколо 30 типовактивныхзон, отличавшихсяповидутеплоносителя, составуиконструктивномуисполнениюэлементов, физическим, теплотехническимиэкономическимпоказателям.
Применениезначительногоколичествавариантовактивныхзонбылообусловленокакпотребностямиразличныхпроектовреакторныхустановок, такинеобходимостьюувеличенияэнергозапасаисрокаслужбыактивныхзон, атакжесложностьюрешениязадачповышениянадежности, живучести, стойкостиквнешнимвоздействиям, безопасностииэкономичностиэнергетическихустановок. Длярешенияэтихзадачнеобходимобыловыполнитькомплексныеисследованиявлияниянаработоспособностьактивныхзонтакихфакторов, каквысокаяэнергонапряженностьреакторов; значительнаяглубинавыгораниятоплива; термобароциклическиеивибрационныенагрузкиэлементов; статическиеидинамическиенаклонениякорабля.
Решениепроблемывцеломтребовалопоискапутейсовершенствованияконструкцийэлементовактивныхзон, оптимизацииусловийихизготовленияиэксплуатации, вчастности, внаправлениях:
созданияиотработкислабораспухающихтопливныхипоглощающихкомпозиций;
применениявТВЭлахкомпенсационныхобъемов, позволяющихуменьшитьвоздействиенаоболочкуТВЭловраспухающейтопливнойкомпозиции;
разработки, испытанияивнедренияновыхоболочечныхматериалов, обладающихповышеннымихарактеристикамипластичности, термической, коррозионно-эрозионнойирадиационнойстойкостивтечениевсегосрокаслужбыактивныхзон;
выравниванияполейэнерговыделениязасчетварьированияконцентрациейтоплива, оптимизациисоставаипространственногоразмещениятвердыхвыгорающихпоглотителей;
улучшениятеплогидравлическиххарактеристикактивныхзониихэлементовзасчетиспользованияинтенсификаторовтеплообмена, увеличениятеплопередающейповерхностииснижениягидравлическогосопротивления;
созданияивнедренияавтоматизированныхивысокоточныхтехнологийизготовленияактивныхзониихэлементов;
совершенствованиясредствиметодовизмеренияиконтроляпоказателейкачестваактивныхзонприихизготовлениииэксплуатации;
разработкиисозданияметодовисредствдиагностикиипрогнозированиясостоянияактивныхзон;
проведенияисследовательскихиспытанийнанадежностьперспективныхактивныхзониихэлементоввсоставеназемныхстендов-прототиповкорабельныхАЭУиисследовательскихреакторов.
Комплексработ, выполненныхпроектантамииизготовителямиактивныхзониихэлементов, НИИ, КБизаводамиМинатомаРФ, СудпромаиВМФ, личнымсоставомкораблейиихсоединений, посозданиюактивныхзон, совершенствованиютехнологииихизготовленияирегламентаэксплуатациипозволилповыситьэнергоресурсисрокслужбыкорабельныхактивныхзонв 7-15 раз, чтообеспечилоэксплуатациюсовременныхкораблейсоднойперезарядкойреактороввтечениеполногосрокаслужбы.
Дляобеспечениянепрерывностиядерно-топливногоциклакораблейсАЭУорганизациямипромышленностииВМФбылисозданыивнедренывпунктахстроительства, базированияиремонтакораблейсистемыобеспеченияперезарядокреакторов, включающиеплавучиеибереговыетехническиебазысперегрузочнымоборудованиемихранилищаминовыхиотработавшихактивныхзон.
Следуетотметить, чтовпроцессесозданиякорабельныхактивныхзонучаствовалисамыеразличныеорганизации. КонструкторскиеразработкиактивныхзониихэлементоввыполнялиськоллективамиНИКИЭТ, ОКБМ, Всесоюзнымнаучно-исследовательскиминститутомнеорганическихматериалов (ВНИИНМ). СпециалистамиМинатомаисудпромавоглавесА.А.Бочваром, Н.С.Хлопкиным, Г.А.Гладковым, Г.Е.Романцевым, Б.Ф.Громовым, И.И.Малых, И.П.Засориным, Е.П.Рязанцевым, В.А.Василенко, Э.Л.Петровым, Т.С.Дидейкиным, Е.П.КлочковымиЗ.И.Четкинойвыполнензначительныйобъемнаучно-исследовательскихработпообоснованиюиподтверждениюглавныхпоказателейкачестваактивныхзон. ТехнологическаяотработкаиизготовлениеразличныхпроектовактивныхзониихэлементовосуществлялиськвалифицированнымиспециалистамизаводовМинатомаподруководствомС.И.ЗолотухииА.Г.Мешкова, А.И.АдрюшинаиС.А.Кузнецова. Большойвкладвсозданиеактивныхзонвнесенсотрудниками 1-гоЦНИИМО — Е.Т.Янушковским, И.С.Маслеником, В.И.Ивановым, В.Д.Кошеверовым, А.Н.Батыревым, В.А.Искриком, Г.А.Кузьминым, Б.И.Котовым, В.Б.РыцевымивоеннойприемкойМОБ.И.ВишневскимиБ.В.Вороновым.
ОсобоеместосредипроблемкорабельнойатомнойэнергетикизанимаетпроблемаобеспеченияядернойбезопасностикорабельныхАЭУнавсехстадияхихжизненногоцикла, атакжеприхраненииитранспортировкеядерноготоплива, котораязаключаетсявнеобходимостиисключенияядернойаварии, опасностьвозникновенияиразвитиякоторойсвязанасособотяжелымипоследствиямивоенного, социально-политического, экономическогоиэкологическогохарактера.
Трудностиобеспеченияядернойбезопасности (ЯБ) корабельныхАЭУсвязанысосвоеобразнымиособенностямикорабельныхреакторов (значительныеэнергонапряженностьимассаядерноготоплива, близкиекпредельнымтепловыенагрузки), условиямиповседневногоиспользованиякораблей, атакжесвозможностьюихбоевыхиаварийныхповреждений. ВнемалойстепениуровеньЯБзависитотнадежностииживучестиэлементовэнергетическогооборудования, отналичияиэффективностиспециальныхсистембезопасности.
Следуетотметить, чтоколичествоэксплуатируемыхвнастоящеевремякорабельныхреакторовиихсуммарнаянаработка (более 7500 реакторо-лет) превышаютв 7-10 разколичествоинаработкублоковотечественныхАЭУ, чтоувеличиваетвероятностьвозникновенияядерно-опасныхситуацийнакорабляхВМФ, втомчислеивследствие“старения”ихоборудования. ОзабоченностьфлотавызываеттакжезначительноеколичествоАПЛ, выведенныхизэксплуатации.
СовременнойконцепциейЯБкорабельныхАЭУнавсехэтапахихжизненногоцикла, атакжеприхраненииитранспортированииядерноготопливаявляетсязащиталичногосостава, корабельногооборудованияиокружающейсредыпутемпринятиякомплексамерпоисключениюядернойаварии, предотвращениюееразвития. Этаконцепцияпредусматриваетреализациюнакорабле, какинаАЭС, следующихтрехгруппфундаментальныхпринциповбезопасности:
— перваягруппапринципов, связаннаясуправлениембезопасностью, направленанаформированиеиподдержаниекультурыбезопасности, ответственностипроектантов, заводов-изготовителейАЭУ (реакторнойустановки, ихсистемиоборудования), персоналасудостроительныхисудоремонтныхзаводов, личногосоставакораблей, атакженасозданиедейственнойсистемынормативногорегулирования, надзораипроверкизадеятельностьюпообеспечениюбезопасностиАЭУ;
— втораягруппапринципов, связаннаяссозданиемглубокоэшелонированнойзащиты, направленанапредотвращениеаварийиослаблениеихпоследствийзасчетформированиябарьеровнапутивыходарадионуклидовизащитыэтихбарьеровотповреждения, обеспечениезащитыперсонала, населенияотпереоблученияпринарушенииусловийэксплуатацииАЭУ, загрязненииокружающейсредывслучаеразличныхаварийныхситуаций;
— третьягруппа, связаннаясобеспечениемобщетехническихпринципов, направленанаиспользованиеапробированныхинженерно-техническихрешений, реализациютребованийпроектной, технологическойиэксплуатационнойдокументации, обеспечениедостовернойоценкибезопасностииэффективностисистемысбора, обработкиианализаинформацииобопытеэксплуатациикорабельныхАЭУиихоборудования.
ОпытэксплуатациикораблейсАЭУпоказывает, чтособлюдениенанихпринциповсамозащищенностиреакторныхустановокимножественностизащитныхбарьеровпозволяетпредотвращатьвыбросырадиоактивныхвеществзапределыреакторногоотсекаитемсамымограничитьпоследствияаварийАЭУи/иликораблядляличногосостава, населенияиокружающейсреды. Реализацияэтихпринциповобеспечиваетсятщательнымпроектированиемигарантиямикачестваизготовления, отработанностью, надежностьюиживучестьюкорабельныхсистемиоборудования, эффективнымфункционированиемсистемдиагностированияиконтроляихсостояния, высокимуровнемподготовкииквалификацииличногосостава.
СостояниеиуровеньрешениязадачпообеспечениюядернойбезопасностикорабельныхАЭУпозволяютутверждать, чтоорганизациямипромышленностииВМФприняты, вцелом, необходимыемеры, направленныенаисключениеядерныхаварий, приэтом:
— разработкаисозданиеАЭУиихсоставныхчастей (оборудования) регламентированыкомплексомспециальныхстандартовиправил, атакжеобщимитехническимитребованиямиккораблям, ихАЭУиреакторнымустановкам;
— основныетипыППУиихсоставныечастипроходилиилипроходятотработкунанатурныхстендах-прототипах, опытныхкорабляхинаатомныхледоколах;
— всеголовныеиопытныеППУпроходятмежведомственныеиспытания (МВИ) порасширеннымпрограммамподконтролемспециальныхмежведомственныхкомиссий;
— проектантыкораблейиППУосуществляютгарантийныйипериодическийавторскийнадзорзаэксплуатациейАЭУиихсоставныхчастей;
— состороныВМФосуществляетсянаучно-техническоесопровождениеиконтролькачествапроектирования, изготовления, монтажа, испытанийиотработкиоборудованияАЭУ;
— соблюдениетребованийиусловийобеспеченияядернойбезопасностикорабельныхАЭУконтролируетсяспециальнымиорганаминадзораМинатома, СудпромаиМинобороныРФ;
— вводвэксплуатациюАЭУпослестроительстваиремонтакораблядопускаетсятолькопослепроведенияпроцедурывыдачи“Паспортаатомнойустановки” — сертификата (разрешения) органаМинистерстваобороныпонадзорузабезопасностьюатомныхустановок;
— требованияпообеспечениюядернойирадиационнойбезопасностиАЭУоговоренывэксплуатационнойиремонтнойдокументации, руководствахинаставленияхВМФ, перечняхядерно-опасныхработиинструкцияхнаихвыполнение, атакжевдругихнормативно-техническихдокументах;
— дляповышенияквалификацииикачестваподготовкиофицерского, старшинскогоирядовогосостававведеныспециальныекурсыпоядернойбезопасностиввоенно-морскихучилищах, учебныхцентрахВМФиотрядахспециальнойподготовкиличногосостава.
НакорабляхВМФитехническихбазахпроводятсяинструктажитренировкиповыполнениюпотенциальноядерноопасныхработ, ученияпоотработкедействийличногосоставаприаварияхАЭУипроисшествиях, связанныхсухудшениемрадиационнойобстановки, втомчислеприхраненииилитранспортированиитепловыделяющихсборок (ТВС) реакторовкорабельныхАЭУ.
Необходимоотметить, чтопослекаждогоаварийногопроисшествиясАЭУилиотказаоборудованияППУспециалистамипромышленностииВМФпроводился, безпромедления, тщательныйанализпричинихвозникновенияиразвития, атакжеопределениереальныхиливозможныхихпоследствий. НаосновеэтогоанализаразрабатывалисьивнедрялисьтехническиеиорганизационныемерыпопредотвращениютакогородааварийнавсехкорабляхсАЭУ, атакжеполокализацииисмягчениюпоследствий.
ОсновнойвкладврешениепроблемыядернойбезопасностикорабельныхАЭУвнеслиспециалистыМинатомаисудпромаподруководствомП.А.Деленса, В.Н.Аксеновой, Н.П.Дорофеева, В.Г.Адена, А.И.Клемина, О.Б.Самойлова, Е.Н.Черномордика, Н.М.Царева, И.И.Полуничева, 3.М.Мовшевича, В.А.Будникова, В.В.Степанова, В.А.Чистякова, Г.А.Гладкова, Б.А.Буйницкого, Г.Е.Романцова, А.И.Могильнера, Г.И.Тошинского, В.Н.Степанова, П.Д.Дегтярева, Р.И.Симонова, К.А.Ландграфа, В.В.Щеголева, И.П.Янкевича, В.В.Енюшина, И.И.Краснопольского, Р.И.Лафера, И.А.Цветкова, Н.М.Батракова, Г.П.Копылова, Н.Н.ЗубоваиГ.А.Кудрова.
НепосредственноеиактивноеучастиевНИОКРпообеспечениюиповышениюядернойбезопасностикорабельныхАЭУ, вработахпореализациииапробацииихрезультатовпринималитакжеспециалисты 1-гоЦНИИМО — Я.Д.Арефьев, Ю.А.Убранцев, Б.Г.Константинов, Е.Т.Янушовский, В.И.ИвановиС.А.Петров, атакжеИнспекцииуправлениягосударственногонадзоразаядернойирадиационнойбезопасностьюМО — Н.З.Бисовка, Н.Н.Юрасов, Н.Г.КриницкийиЕ.В.Лаухин.
Внастоящеевремясучастиемспециалистов 1-гоЦНИИМОразработаныивнедренысовременныетребованияпообеспечениюиповышениюядернойбезопасностикорабельныхАЭУнавсехэтапахихжизненногоцикла, втомчислепривозможныхаварийныхибоевыхповрежденияхкораблей. ДляобоснованияэтихтребованийбылииспользованырезультатыанализаопытапроектированияиэксплуатацииотечественныхизарубежныхАЭСикораблейсАЭУ, требованияМАГАТЭпообеспечениюбезопасностиобъектоватомнойэнергетики. ВнедрениеэтихтребованийнаэксплуатируемыхАЭУиАЭУстроящихсякораблейпозволяетснизитьчастотувозникновенияаварийныхситуацийи, следовательно, обеспечитьповышениебоеготовностиотечественныхкораблейсАЭУибезопасностиихиспользованиядляличногосостава, пунктовстроительства, базированияиремонтакораблей.
ОсобуюостротувопросыобеспечениябезопасностиАЭУприобрелидляАПЛ, выведенныхивыводимыхизэксплуатациивследствиеисчерпыванияресурсаисрокаслужбыоборудованияилиаварийныхпроисшествийсними. Массовыйихвыводврезерв, наконсервациюилиутилизациюначалсяссередины 80-хгодов. ВыводизэксплуатациизначительногоколичестваотечественныхАПЛкаксвыгруженными, такиневыгруженнымиактивнымизонамитребуетоперативногоиэффективногорешенияпроблемыутилизацииихреакторныхотсеков, сложностькоторойсвязанастакимиобстоятельствами, как:
— многочисленностьиразнотипностьреакторныхотсеков, значительныеихмассыигабариты;
— выработкаресурсаисрокаслужбыоборудованияисистемАЭУ, системобеспеченияживучестибольшинствакораблей, выводимыхизсоставаВМФ;
— скоплениезначительногоколичестваАПЛвпунктахбазирования, ремонтаивременногохраненияАПЛнаплаву, потенциальнопредставляющихрадиационнуюядернуюопасностьдляокружающейсредыинаселения;
— необходимостьодновременногообновлениясуществующейсистемыобращениясрадиоактивнымиотходами;
— необходимостьобеспечениясовременныхтребованийпоядерной, радиационнойиэкологическойбезопасностидлительногохраненияАПЛнаплаву, разделки, транспортирования, храненияиутилизацииихреакторныхотсеков;
— необходимостьунификациитехнологииисредствутилизацииАПЛприменительнокдругимтипамкораблейисудовсАЭУ, атакжексудамихобеспечения.
Этиобстоятельстватребуютзначительныхединовременныхиежегодныхматериальных, трудовыхифинансовыхзатратнетольконаутилизациюАПЛиреакторныхотсеков, ноинаподготовкуипроведениеработпопредотвращениювозможныхаварийАЭУиликвидациипоследствийимевшихместоаварийныхпроисшествий, настроительстводополнительныхпричаловиподдержаниекораблейнаплаву, длясохраненияработоспособностииобслуживаниярядаобщекорабельныхсистем, аследовательно, инахождениянакорабляхопределенногоколичестваперсонала.
ПроводимыеипланируемыеврамкахспециальнойфедеральнойпрограммыработыпоутилизацииАПЛиихреакторныхотсековпозволятрешитьэтусложнейшую, нокрайнеактуальнуюпроблему.
Взаключениенеобходимоотметить, чтоотечественнаяатомнаянаукаитехникаразвивалисьсовершенносамостоятельноивомногомопередилиуровеньзарубежныхразработок, чтопослужилостановлениюиразвитиюкорабельнойатомнойэнергетикииполностьюобеспечилопотребностикораблестроениявразработке, созданииипоставкахнакораблиатомныхэнергетическихустановок, соответствующихпредъявленнымимвысокимтребованиям. Засозданиекорабельнойатомнойэнергетикимногиевыдающиесяученые, конструкторыипроизводственникибылиудостоенысамыхвысокихгосударственныхнаград, втомчислеЛенинскихиГосударственныхпремий. ВихчислеА.П.Александров, Н.А.Доллежаль, Н.С.Хлопкин, Ф.М.Митенков, Б.М.Шолкович, Г.А.Гасанов, М.А.Козак, Л.П.Седаков, В.И.Кирюхинимногиедругие. ОтВМФЛенинскойпремиибылудостоенИ.Д.Дорофеев, ГосударственныепремиибылиприсужденыЯ.Д.Арефьеву, Л.И.Башкирову, В.Г.Бенеманскому, В.Ф.Дерюгину, Х.А.Гуревичу, А.В.Кожевникову, Ю.А.Убранцеву, Е.Т.Янушковскому, В.М.СоловьевуиМ.М.Будаеву.