Подводные лодки советского флота 1945-1991 гг. Том 1. Первое поколение АПЛ

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.

Компенсирующие стержни используются для борьбы с «отравлением» в A3 реактора. Это явление вызвано тем, что во время работы реактора в активной зоне накапливаются продукты деления ядер. Некоторые из них, особенно ксенон-135, захватывают нейтроны интенсивнее, чем ядерное горючее, действуя как вредные поглотители, нарушая баланс нейтронов в реакторе. По мере накопления продуктов деления, компенсирующие стержни выдвигаются в A3 до момента достижения равновесия концентрации вредных поглотителей.

«Отравление» крайне опасно во время аварийного сброса защиты. После остановки реактора происходит резкий скачок концентрации ксенона, что может привести к тому, что пуск реактора может оказаться невозможным в течение нескольких часов. Не случайно, на отечественных (в том числе и в пр. 627), а также американских АПЛ емкость АБ рассчитана таким образом, что в случае аварийного сброса защиты реактора (или обоих реакторов) она обеспечивает кораблю движение в подводном наложении и одновременно его пуск (или реактора одного из бортов). Плановая остановка реактора осуществляется при помощи регулирующих стержней СУЗ. Они опускаются с таким расчетом, чтобы не допустить «отравления» A3, поэтому, когда АПЛ возвращается в базу, приведение реактора в исходное состояние занимает несколько часов.