Морские реакторы
Реакторы для надводного флота

Отдать швартовы!

В 1961 году американский флот получил пополнение – атомный крейсер «Лонг Бич». Конечно, советское руководство начало готовить ответные меры.

В сентябре 1969 года правительство страны приняло решение о строительстве первого в Советском Союзе надводного корабля с ядерной энергетической установкой – тяжелого атомного ракетного крейсера. В 1971 году вышло Постановление ЦК КПСС и СМ СССР о создании такой установки для корабля проекта 1144 «Орлан». Разработка проекта корабля была поручена Северному проектно-конструкторскому бюро (СПКБ, г. Ленинград). Строительство крейсера, его испытание и сдачу выполнял Балтийский судостроительный завод.

Научное руководство проектированием ядерной энергоустановки осуществлял Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова (научный руководитель Н.С. Хлопкин) под руководством академика А.П. Александрова, который лично возглавлял межведомственные комиссии по проблемам реактора КН-3.

Как показали первые проработки, для отечественных атомных крейсеров требовалась двухреакторная ядерная паропроизводящая установка (ЯППУ) мощностью каждая не менее 300 МВт, что более чем втрое превышало мощность реакторных установок, стоящих в то время на АПЛ второго поколения, и вдвое больше ледокольных ЯППУ. Соответственно для атомного крейсера нужно было создать новую энергодвижительную установку, которую в будущем планировалось использовать и для атомных авианосцев.

Создание ядерной паропроизводящей установки было поручено ОКБМ (главный конструктор Ф.М. Митенков). Рабочий проект ЯППУ КН-3, отвечавший всем современным требованиям, предъявляемым к ядерным энергоустановкам надводных кораблей, был подготовлен ОКБМ в 1972 году. Работы в конструкторском бюро, по уже сложившейся традиции, велись комплексно: наряду с глубокой многовариантной проработкой конструкторских решений на основе прототипов и расчетным обоснованием, все новые решения по оборудованию или его отдельные узлы осваивались сначала в опытном производстве. Затем они испытывались в лабораторных условиях, подвергались исследованию и анализу, по результатам которых проводились необходимые конструктивные доработки или корректировки расчетных программ.

Учитывая положительный опыт создания и эксплуатации ледокольных ЯППУ типа ОК-150 и ОК-900, а также принимая во внимание многолетний опыт разработки, постройки и эксплуатации других аналогичных установок за основу был принят водо-водяной тип реактора.

Важнейшим требованием к создаваемой ЯППУ с учетом ее существенного влияния на водоизмещение и мореходные качества надводного корабля являлось требование компактности реактора и его минимально возможной массы, поэтому в основу нового реактора была положена четырехпетлевая блочная конструктивно-компоновочная схема. Предложенная ОКБМ оригинальная конструкция блока корпусов реактора позволила максимально реализовать основные требования технического задания: снизить масо-габаритные характеристики ЯППУ при упрощении конструкции реактора и существенном увеличении его мощности.

Повышенные требования к ядерной безопасности ЯППУ определили ряд специфических требований к конструкции систем управления защитой, среди которых основным было обеспечение «самохода» – введения компенсирующих решеток (КР) в активную зону реактора под действием собственного веса при обесточивании электродвигателя и прибора управления.

В установку КН-3 изначально был заложен принцип саморегулирования реактора за счет отрицательного температурного коэффициента реактивности с регулированием мощности путем изменения расхода питательной воды второго контура.

Новый реактор не предусматривал создания его наземного прототипа, поэтому при разработке реактора широко использовалось объемное макетирование и моделирование.

Для нового реактора широко применялись новые металлы и материалы. Так, для корпусных деталей использовалась новая реакторная сталь ВК-2, а трубопроводы из нержавеющей стали покрывались новым антикоррозионным покрытием на основе органосиликатной композиции.

Машиностроительный завод (г. Электросталь) освоил производство новой активной зоны реактора КН-3. Для неё были разработаны твэлы новой конструкции с ураном высокого обогащения, компенсаторами распухания и повышенным ресурсом.

При создании активной зоны КН-3 конструкторы опирались на опыт создания активных зон реакторных установок ОК-900 и ОК-650. Однако увеличение мощности реактора потребовало увеличения высоты активной зоны реактора КН-3 в 1,3 раза, что повлекло за собой различные конструктивные изменения. В частности, тепловыделяющая сборка стала составной, состоящей из верхней и нижней рабочих частей.

Закладка головного корабля с установкой КН-3, получившего название «Киров», состоялась на стапеле Балтийского завода в апреле 1974 года. Стапельный период строительства крейсера продолжался три года восемь месяцев – корабль был спущен на воду в декабре 1977 года. К этому времени поставка комплектующего оборудования ППУ на завод в основном была завершена.

В процессе монтажа реактора КН-3 выявилась необходимость доработки реактора. К тому времени опыт эксплуатации реактора ОК-900А, а также уточненные гидравлические расчеты системы возврата теплоносителя с очистки показали, что теплоноситель, возвращаемый в реактор, необходимо подогревать, так как попадание «холодного» потока на «горячие» стенки трубы может вызвать термоциклическое разрушение коллектора внутри реактора. В результате конструкторских проработок различных вариантов решения проблемы, выполненных в срочном порядке, была принята схема подогрева возвращаемого теплоносителя в патрубке реактора с помощью установленного в нем смесителя. Учитывая состояние работ по монтажу ППУ, было признано целесообразным установить смеситель изнутри реактора (при последующем изготовлении реакторов эта схема была изменена на наружную).

В 1979 году на корабль были загружены активные зоны.

Комплексные швартовные испытания ППУ КН-3 выполнялись с 25 апреля 1980 года по 5 мая 1980 года по специальной программе. Предварительно 18 и 19 апреля 1980 г. был осуществлен первый холодный физический пуск кормового и носового реакторов.

Во время испытаний при естественной циркуляции теплоносителя ППУ достигла уровня мощности 22,5 % вместо 15 %, заявленных в проекте. Полученные реальные характеристики ядерной установки позволили при сохранении проектных значений температуры перегретого пара снизить среднюю температуру теплоносителя в активной зоне на 8 град. Кроме того, испытания показали, что допустимое время обесточивания энергоустановки (по условиям охлаждения активной зоны) может быть увеличено с 5 минут (по проекту) до 15 минут.

Швартовные испытания энергоустановки головного корабля в целом подтвердили проектные технические характеристики новой атомной энергетической установки, а некоторые её параметры превысили проектные.

Результаты испытаний свидетельствовали, что самая мощная в СССР корабельная ядерная паропроизводящая установка КН-3 создана и успешно действует.

Крейсер «Киров» был сдан в эксплуатацию в 1980 году. Однако при переходе крейсера в Балтийск в августе 1980 года происходило неоднократное падение температуры пара на несколько десятков градусов при возрастании гидравлического сопротивления парогенератора. Правительственная комиссия, созданная для выявления причин инцидента, установила, что его причиной являлось попадание загрязнений в конденсатно-питательную систему и трубы парогенератора. Комиссия предписала поставщикам паротурбинной установки принять меры для исключения подобных происшествий. И хотя и в дальнейшем на кораблях с ЯППУ КН-3 имели место разные инциденты, ни один из них не привел к длительным остановкам или выводу корабля из эксплуатации, к каким-либо отклонениям от нормы радиационной обстановки.

Несмотря на огромную массу, а корабль имеет бронированный пояс из стали толщиной 100 мм, благодаря мощной ППУ он может развивать скорость до 30 узлов. При длине корпуса в 250 м водоизмещение корабля составило более 25 тыс. т. Атомный ракетный крейсер «Киров» проекта 1144 вобрал в себя все передовые достижения советской инженерной мысли, став одним из лучших в своем классе. За рубежом Тяжелый Атомный Ракетный Крейсер (ТАРК) проекта «Орлан» прозвали «убийцей авианосцев».

Позднее ЯППУ КН-3 применялась при строительстве крейсера «Фрунзе» (сдан в эксплуатацию в 1984 г.), крейсера «Калинин» (сдан в эксплуатацию в 1988 г.) и крейсера «Петр Великий» (сдан в эксплуатацию в 1996 г., до 1991 года – «Андропов»). Каждое последующее изделие совершенствовалось по сравнению с предыдущим в части повышения качества оборудования и систем ППУ, надежности, безопасности и удобства эксплуатации.

В 1988 году было начато строительство первого отечественного авианесущего корабля с атомной энергетической установкой типа КН-3-43 на Черноморском судостроительном заводе (г. Николаев), однако в 1991 году его финансирование было полностью прекращено.

Таким образом, на базе ядерной паро-производящей установки КН-3 была создана серия уникальных надводных кораблей – тяжелых атомных ракетных крейсеров. Благодаря атомному реактору они приобрели новое ценное качество – практически неограниченную автономность и дальность плавания.