Наш ответ Чемберлену

В СССР работы по созданию подводной лодки с атомной движительной установкой начались в августе 1952 года. Толчком для них послужило письмо в правительство атомных «патриархов» – И.В. Курчатова, А.П. Александрова и Н.А. Доллежаля – о необходимости создания отечественной атомной подводной лодки с целью ликвидации существенного отставания от американцев в этой области. Самой важной и сложной частью этого проекта была разработка атомной энергетической установки, для чего необходимо было решить ряд сложных инженерно-конструкторских задач.

Весь проект был отдан под ответственность Первого главного управления. Научным руководителем разработок был назначен академик А.П. Александров (ЛИПАН), главным конструктором по энергетике – академик Н.А. Доллежаль (НИИхиммаш/НИИ-8). Ответственным за разработку корабельной части стал В.Н. Перегудов (Ленинградское СКБ-143 министерства судостроения).

В ходе предпроектных проработок был выбран вариант атомной энергической установки в составе двух реакторов, устанавливаемых по оси лодки, определены основные габариты реактора (под них отводился отсек длиной 12 м и диаметром 6,8 м), его тип (два варианта – с бериллиевым замедлителем и водо-водяной) и мощность (70 МВт тепл.). В дальнейшем от реактора с бериллием пришлось отказаться вследствие сложности конструкции, необходимости большой загрузки урана и ядовитости бериллия. Первое время специалисты ЛИПАН и НИКИЭТ сосредоточились на идее канального водографитового реактора, аналогичного по конструкции с сооружаемым в то время реактором «АМ» первой в мире АЭС, однако затем предпочтение было отдано реактору корпусного типа (ВВР) с водой под давлением, как более компактного и с меньшей загрузкой обогащенного урана. Его идея была обоснована расчетами сотрудников ЛИПАН.

Реактор, получивший индекс «ВМ-А», имел следующие конструктивные особенности: кованый корпус из толстостенной высокопрочной углеродистой стали изготавливался со вставным днищем и вставной рубашкой, патрубки приваривались к рубашке. Плоская крышка реактора уплотнялась с помощью нажимного фланца. Для нового реактора было принято оригинальное конструкторское решение активной зоны, которая формировалась из индивидуально охлаждаемых тепловыделяющих сборок с размещением их в экранной сборке, как в выемном блоке. Это позволяло проводить как поканальную замену ядерного топлива, так и его полную аварийную выгрузку.

В марте 1954 года Минсредмаш утвердил технический проект реактора, и конструктора приступили к разработке рабочих чертежей оборудования. При проработке возник целый ряд вопросов по оптимизации тепловой схемы ядерного реактора (ЯР) и его параметров; схеме регулирования нейтронных процессов в ЯР; методам нейтронно-физического расчета водо-водяных ЯР; проблемам глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления 235U, создания теплотехнической модели атомной установки; разработки схемы автоматического управления атомной установкой.

Для их решения в Обнинске в Физико-энергетическом институте начал строиться наземный натурный стенд 27/ВМ с паротурбинной установкой. На нем предполагалось проверить правильность схемных, компоновочных и конструкторских решений реакторной установки, выявить недостатки оборудования для их своевременного устранения. Для этого на заводе № 92 (г. Горький) изготавливались одновременно три комплекта реакторной установки: один для стенда 27/ВМ и два – для будущей АПЛ.

Осенью 1954 года в Обнинск стали прибывать моряки первого экипажа строящейся АПЛ. Они проходили стажировку на недавно введенной в эксплуатацию первой в мире АЭС (реактор «АМ»), и после получения допуска на управление атомным реактором контролировали монтаж оборудования стенда.

К этому времени на заводе № 12 в Электростали были изготовлены 3 комплекта твэлов для активной зоны реактора. Первоначально твэлы изготавливались по двум альтернативным технологиям: с засыпаемой порошковой топливной композицией с дальнейшей пропиткой эвтектикой свинец-висмут (разработка НИИ-9) и с таблеточной топливной композицией (разработка ЛИПАН). Впоследствии в реакторах «ВМ-А» использовались более совершенные твэлы конструкции НИИ-9 – стержневого и кольцевого типа с топливной композицией на основе сплава уран-кремний-алюминий. В твэлах использовался уран обогащением 21 % по урану-235.

Тепловыделяющая сборка состояла из двух групп твэлов – центральных (9 шт.) и периферийных (14 шт.) с разделительной трубой между ними.

8 марта 1956 года на смонтированной атомной энергетической установке стенда 27/ВМ был успешно осуществлен физический пуск активной зоны первого в СССР корабельного реактора (операторами стенда выступали обученные и сдавшие экзамен моряки). В начале апреля 1956 года на стенде был получен первый рабочий пар и выход на турбогенераторный режим.

Работа стенда сопровождалась большим числом аварийных остановов из-за течей теплоносителя и выхода из строя оборудования. В конце 1956 года произошла очередная авария, закончившаяся разрушением части активной зоны и попаданием высокоактивного теплоносителя в рабочее помещение, что временно исключило возможность эксплуатации стенда. Тем не менее, полученный опыт позволил внести существенные изменения в конструкцию реактора, касающиеся биологической защиты, активной зоны, исполнительных механизмов и пр.

В мае 1957 года работа модернизированного стенда 27/ВМ возобновилась. Главный вывод, которое сделали научный руководитель и главный конструктор на основании опыта его эксплуатации, заключался в следующем: реакторная установка «ВМ-А» по своей принципиальной схеме, составу и компоновке оборудования, средствам управления и защиты спроектирована правильно.

Закладка первой в СССР АПЛ состоялась 24 сентября 1955 года в специально построенном для нее цехе № 42 судостроительного завода № 402 в г. Северодвинске. В 1956 году на завод № 402 были доставлены два комплекта оборудования реакторных установок «ВМ-А» в составе корпусов реакторов без активных зон, крышек, исполнительных механизмов систем управления защитой реактора, трубопроводов и др. 29 сентября 1956 года начался их монтаж. Особое внимание при этом уделялось качеству сварных швов, проверка герметичности которых велась несколькими методами.

Реакторная установка «ВМ-А» состояла из двух основных циркуляционных контуров, в которых в качестве теплоносителя использовалась вода, а также вспомогательных и обслуживающих систем. Циркуляция воды по первому контуру обеспечивается бессальниковыми герметичными электронасосами – главным и вспомогательным.

Для отвода тепла от металлоконструкций баков железоводной защиты реактора, подшипников насосов, приводов механизмов использовался третий циркуляционный контур с пресной водой. Отвод тепла от третьего контура осуществлялся четвертым циркуляционным контуром с морской водой.

Для обеспечения допустимого уровня излучения в помещениях лодки в реакторном отсеке установлены специальные конструкции биозащиты в виде блоков из поглощающих материалов, а в концевых переборках реакторного отсека и палубных настилах использован свинец.

9 августа 1957 года АПЛ была выведена из цеха № 42 и спущена на воду для последующей достройки её на плаву. В начале сентября началась загрузка в реактора активных зон: в носовой реактор – зону с кольцевыми твэлами, в кормовой реактор – со стержневыми твэлами. Загрузка каналов и твэлов в ячейки экранных сборок реакторов осуществлялась по картограммам при постоянном контроле физических параметров активных зон. Затем началось заполнение реакторов водой высокой чистоты.

13 сентября 1957 года под руководством А.П. Александрова и сотрудников ЛИПАН началась процедура физического пуска обоих реакторов с выходом на минимально контролируемый уровень мощности. После устранения ряда неполадок к середине апреля 1958 года атомная энергетическая установка АПЛ была готова к вводу в действие.

19 апреля 1958 года сначала на одном, а затем (18 мая) и на другом реакторе была достигнута мощность 18 % от проектной. Успешная работа АЭУ в течение нескольких недель дала основание к передаче лодки на комплексные швартовые испытания (КШИ). Комплексные швартовые испытания являются наиболее важным и ответственным этапом любого строящегося корабля.

19 мая 1958 года лодка (ей был присвоен тактический номер К-3, с конца 1962 года она носила имя «Ленинский комсомол») была предъявлена на КШИ, начавшиеся в тот же день. Испытания проводились круглосуточно и завершились 5 июня 1958 года. Максимальная мощность на реакторе, достигнутая во время испытаний, составила 60 % от номинальной. Приемочная межведомственная комиссия в акте оценила качество монтажа и удобство обслуживания оборудования, условия обитаемости в отсеках АПЛ и прочие показатели на «удовлетворительно». Подписанным актом атомная энергетическая установка и реакторы «ВМ-А» допускались к проведению Государственных ходовых испытаний лодки, на которые АПЛ была предъявлена 3 июля 1958 года. 4 июля под наблюдение группы сотрудников ЛИПАН начался вывод АЭУ на мощность, после чего в вахтенном журнале А.П. Александровым, руководившем процессом, была сделана запись: «На корабле впервые получен пар без угля и мазута».

За время ходовых испытаний лодка прошла почти 4000 миль, совершив 29 погружений, одно из них – на глубину 300 м. Испытания завершились 1 декабря 1958 года. Во время испытаний был выявлен ряд дефектов оборудования и систем, в основном связанных с негерметичностью. Кроме того выяснилось, что энергозапас активной зоны носового реактора на 25 % ниже расчетного, что потребовало её досрочной замены.

После долгих споров Актом правительственной комиссии рекомендовалось передача АПЛ в опытную эксплуатацию с устранением выявленных дефектов.

16 июля 1959 года состоялся первый выход лодки в море. Во время второго выхода мощность реакторов была повышена до 80 % и достигнута подводная скорость 28 узлов. После этого похода, сопровождавшего рядом поломок, капитан К-3 Л.Г. Осипенко дал следующую характеристику ядерной энергетической установке: «Ненадежная, но очень живучая!».

Первоначально эксплуатация атомных ПЛ и установок ВМ-А проходила очень сложно – лодки часто возвращались на базу с вышедшим из строя оборудованием. Командование Северного флота начало высказывать мнение, что подводные лодки и реакторы несовместимы, официальные доклады на эту тему стали поступать в ЦК КПСС и правительство. Для оценки качества и уровня надежности атомных подводных лодок была организована специальная комиссия во главе с начальником управления кораблестроения ВМФ, в которую вошли главные конструктора оборудования. Для комиссии была выделена новая АПЛ проекта 658, на которой в марте 1961 года был совершен поход в район Гренландии и обратно. В плавании на лодке вышли из строя обе ППУ, и она возвращалась обратно в надводном положении на дизелях. Тем не менее, комиссия единогласно подписала акт с выводами, что АПЛ в целом и ЯЭУ в частности спроектированы правильно и программа серийного строительства АПЛ должна быть продолжена.

В 1964 году при выходе реакторов на полную мощность АПЛ К-19 продемонстрировала скорость в 30 узлов. К этому времени все оборудование АЭУ и реакторов было доведено до необходимой надежности и ресурса. Таким образом, была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворяющая требованиям подводной лодки. На основе этой атомной установки в дальнейшем было создано четыре поколения атомных установок и их модификаций.

Реакторные установки «ВМ-А» использовались на всех АПЛ первого поколения советского военно-морского флота. До 1967 года было построено 55 судов по 5 проектам (проекты 627, 627А, 658, 659 и 675), отличающихся назначением и вооружением. За этот период за счет модернизации систем и материалов ресурс работы реактора и оборудования был повышен от 4,5 до 25-30 тыс. часов, а кампания активной зоны выросла с 1,5 до 5 тыс. часов.

Создание транспортной атомной установки для того времени было огромным техническим прогрессом. Но с точки зрения ядерной и радиационной безопасности она имела ряд недостатков, которые и стали причиной серии аварий и поломок. За период эксплуатации АПЛ первого поколения произошло четыре аварии с водо-водяными реакторами (К-19 – 1961 год; К-11 – 1965 год; К-431 – 1985 год и К-192 – 1989 год). К основным недостаткам атомных установок первого поколения можно отнести большую пространственную распределенность и значительный объем первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование, т.е. реактор, парогенераторы, насосы, теплообменники, компенсаторы объема и др. Это создавало серьезные проблемы в организации защиты при аварийной разгерметизации первого контура, а также при разрыве многочисленных импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами. К авариям вели и невысокая надежность оборудования, отсутствие автоматизации процесса управления атомной установкой, низкая надежность и недостоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора, недостаточно надежная система контроля над ядерными процессами, происходящими в реакторе.

С конца 1980-х годов АПЛ первого поколения стали выводить из эксплуатации, и к 1996 году все они были выведены из состава ВМФ России.