В 50-х годах началась новая эра в подводном кораблестроении - применение для движения подводных лодок атомной энергии. По своим свойствам атомные источники энергии являются наиболее подходящими для ПЛ, так как, не нуждаясь в атмосферном воздухе или в запасах кислорода, позволяют получать энергию практически неограниченно долго и в необходимом количестве.
Помимо решения проблемы в отношении длительного движения в подводном положении с высокой скоростью хода, использование атомного источника сняло ограничения по снабжению энергией таких относительно емких ее потребителей, как приборы и системы жизнеобеспечения (кондиционеры, электролизеры и т. п.), навигации, гидроакустики и управления оружием. Открылась перспектива использования ПЛ в арктических районах подо льдами. С внедрением атомной энергетики длительность непрерывного плавания лодок в подводном положении стала лимитироваться, как показал многолетний опыт, в основном, психофизическими возможностями экипажей.
Вместе с тем с самого начала внедрения атомных энергетических установок (АЭУ) стали ясны и возникающие при этом новые сложные проблемы: необходимость обеспечения надежной радиационной защиты личного состава, повышение требований к профессиональной подготовке обслуживающего АЭУ персонала, потребность в более развитой, чем для дизель-электрической ПЛ, инфраструктуре (базирование, ремонт, доставка и перегрузка ядерного горючего, удаление отработанного ядерного топлива и т. д.). Позднее, по мере накопления опыта, выявились и другие негативные моменты: повышенная шумность атомных подводных лодок (АПЛ), тяжесть последствий аварий АЭУ и лодок с такими установками, сложность вывода из строя и утилизации отслуживших свой срок АПЛ.
Первые предложения от ученых-атомщиков и военных моряков об использовании для движения лодок атомной энергии и в США, и в СССР стали поступать еще в конце 1940-х годов. Развертывание практических работ началось с создания проектов ПЛ с АЭУ и строительства наземных стендов и прототипов этих установок.
Первая в мире АПЛ была построена в США - «Nautilus» - и вступила в строй в сентябре 1954 г. В январе 1959 г. после завершения испытаний была принята в эксплуатацию ВМФ СССР первая отечественная АПЛ проекта 627. Основные характеристики этих АПЛ приведены в табл. 1.
С вводом в строй первых АПЛ практически без перерыва началось постепенное наращивание темпов их строительства. Параллельно шло практическое освоение применения атомной энергии в ходе эксплуатации АПЛ, поиск оптимального облика АЭУ и самих ПЛ.
*Равно сумме надводного водоизмещения и массы воды в полностью заполненных
цистернах главного балласта.
**Для американских АПЛ (здесь и далее) испытательная глубина, которая близка по
смыслу к предельной.
Рис. 6. Первая отечественная серийная АПЛ (проект 627 А)
Рис. 7. Первая американская АПЛ «Nautilus»
Рис. 8. Первая отечественная АПЛ «Ленинский комсомол» (проект 627)
Уже в 1960 г. вследствие ряда выявившихся при эксплуатации неполадок реактор с жидкометаллическим теплоносителем на АПЛ «Seawolf» был заменен водо-водяным реактором S2WA, представлявшим собой улучшенную модификацию реактора АПЛ «NautiIus».
В 1963 г. в СССР в состав флота была введена АПЛ проекта 645, также оснащенная реактором с жидкометаллическим теплоносителем, в котором был использован сплав свинца с висмутом. В первые годы после постройки эта АПЛ успешно эксплуатировалась. Однако решительных преимуществ перед параллельно строящимися АПЛ с водо-водяными реакторами не показала. Вместе с тем эксплуатация реактора с жидкометаллическим теплоносителем, особенно его базовое обслуживание, вызывала определенные сложности. Серийное строительство АПЛ этого типа не производилось, она осталась в единичном экземпляре и находилась в составе флота до 1968 г.
Вместе с внедрением на ПЛ АЭУ и непосредственно связанного с ними оборудования произошло изменение и других их элементов. Первая американская АПЛ, хотя и имела большие размеры, чем ДПЛ, мало отличалась от них по внешнему виду: она имела штевневую носовую оконечность и развитую надстройку с протяженной плоской палубой. Форма корпуса первой отечественной АПЛ уже имела ряд характерных отличий от ДПЛ. В частности, ее носовой оконечности были приданы хорошо обтекаемые в подводном положении обводы, имеющие в плане очертания полуэллипса и близкие к круговым поперечные сечения. Ограждение выдвижных устройств (перископов, устройства РДП, антенн и др.), а также шахты люка и мостика были выполнены в виде обтекаемого тела наподобие лимузина, откуда пошло название «лимузинная» форма, ставшая впоследствии традиционной для ограждения у многих типов отечественных АПЛ.
Для максимального использования всех возможностей по улучшению тактико-технических характеристик, обусловленных применением АЭУ, были развернуты исследования по оптимизации формы корпуса, архитектуре и конструкции, управляемости при движении в подводном положении с высокими скоростями, автоматизации управления при этих режимах, по навигационному обеспечению и обитаемости в условиях длительного подводного плавания без всплытия на поверхность.
Ряд вопросов решался с использованием специально построенных опытных и экспериментальных неатомных и атомных ПЛ. В частности, в решении проблем управляемости и ходкости АПЛ важную роль сыграла построенная в США в 1953 г. экспериментальная ДПЛ «Аlbасоrе», имевшая форму корпуса, близкую к оптимальной в отношении минимизации сопротивлению воды при движении в подводном положении (отношение длины к ширине составляло около 7,4). Ниже указаны характеристики ДПЛ «Albacore»:
Размерения, м:
длина..............................................................................................62,2
ширина.............................................................................................8,4
Водоизмещение, т:
надводное......................................................................................1500
подводное.....................................................................................1850
Энергетическая установка:
мощность дизель - генераторов, л. с.........................................1700
мощность электродвигателя *, л. с............................около 15000
число гребных валов......................................................................1
Скорость полного подводного хода, уз..............................................33
Испытательная глубина погружения, м............................................185
Экипаж, чел...........................................................................................52
* С серебряно-цинковой аккумуляторной батареей.
Эта ПЛ несколько раз переоборудовалась и длительное время использовалась для отработки гребных винтов (в том числе соосных противоположного вращения), органов управления при движении с высокими скоростями, новых типов ТА и решения других задач.
Внедрение на ПЛ АЭУ совпало по времени с разработкой ряда принципиально новых образцов вооружения: крылатых ракет (КР) для стрельбы по берегу и для поражения морских целей, позднее - баллистических ракет (БР), средств дальнего радиолокационного обнаружения воздушных целей.
Успехи в области создания БР наземного и морского базирования привели к пересмотру роли и места как сухопутных, так и морских систем вооружения, что нашло отражение и в становлении типажа АПЛ. В частности, постепенно утратили свое значение КР, предназначенные для стрельбы по берегу. В результате США ограничились постройкой всего одной АПЛ «Halibut» и двух ДПЛ - «Grayback» и «Grow-ler» - с КР «Regulus», а построенные в СССР АПЛ с КР для поражения береговых целей были впоследствии переоборудованы в АПЛ только с торпедным вооружением.
В единичном экземпляре осталась и построенная в США в эти годы АПЛ радиолокационного дозора «Triton», предназначенная для дальнего обнаружения воздушных целей с помощью особо мощных радиолокационных станций. Эта ПЛ примечательна еще и тем, что из всех американских АПЛ она была единственной, имевшей два реактора (все остальные АПЛ США однореакторные).
Первый в мире пуск БР с подводной лодки был произведен в СССР в сентябре 1955 г. Ракета Р-11 ФМ была запущена с переоборудованной ДПЛ из надводного положения. С той же ПЛ спустя пять лет был произведен первый в СССР пуск БР из подводного положения.
С конца 50-х годов начался процесс внедрения БР на ПЛ. Сперва была создана малоракетная атомная ПЛ (габариты первых отечественных морских БР на жидком топливе не позволили создать сразу многоракетную АПЛ). Первая отечественная АПЛ с тремя стартующими из надводного положения БР была введена в строй в 1960 г. (к этому времени было построено несколько отечественных ДПЛ с БР).
В США, базируясь на успехах, достигнутых в области морских БР, сразу пошли на создание многоракетной АПЛ с обеспечением старта ракет из подводного положения. Этому способствовала успешно реализуемая в те годы программа создания БР на твердом топливе «Polaris». Причем для сокращения срока строительства первого ракетоносца был использован корпус находящейся в это время в постройке серийной АПЛ
Рис. 9. Атомный подводный ракетоносец типа «George Washington»
В годы, последовавшие с момента создания первых ПЛ, происходило непрерывное совершенствование этого нового вида морского вооружения: увеличение дальности полета морских БР до межконтинентальной, повышение темпа стрельбы ракетами вплоть до залповой, принятие на вооружение БР с разделяющимися головными частями (РГЧ), имеющими в своем составе несколько боевых блоков, каждый из которых может наводиться на свою цель, увеличение на некоторых типах ракетоносцев боекомплекта ракет до 20-24.
В конце 60-х годов в СССР были созданы АПЛ принципиально нового типа - многоракетные подводные лодки - носители КР с подводным стартом. Появление и последующее развитие этих АПЛ, не имевших аналогов в зарубежных ВМС , явилось реальным противовесом наиболее мощным надводным боевым кораблям - ударным авианосцам, в том числе и с атомными энергетическими установками.
Рис. 10. Атомный подводный ракетоносец (проект 667А)
Вследствие особенностей среды, в которой действуют ПЛ, в качестве определяющих факторов в проблеме скрытности и обнаружения выступают обесшумливание ПЛ и дальность действия устанавливаемых на них гидроакустических средств. Именно совершенствование этих качеств наиболее сильно повлияло на формирование того технического облика, который приобрели современные АПЛ.
В интересах решения возникающих в указанных областях задач во многих странах были развернуты беспрецедентные по объему программы научно-исследовательских и опытноконструкторских работ, включающих разработку новых малошумных механизмов и движителей, проведение по специальным программам испытаний серийных АПЛ, переоборудование построенных АПЛ с внедрением на них новых технических решений, наконец, создание АПЛ с энергетическими установками принципиально нового типа. К числу последних относится, в частности, американская АПЛ «Тиllibее», введенная в строй в 1960 г. Эта АПЛ отличалась комплексом мероприятий, направленных на снижение шумности и повышение эффективности гидроакустического вооружения. Вместо главной паровой турбины с редуктором, применяемой в качестве двигателя на серийно строящихся в это время АПЛ, на «Тullibее» была реализована схема полного электродвижения - установлены специальный гребной электродвигатель и соответствующей мощности турбогенераторы. Кроме того, впервые для АПЛ был применен гидроакустический комплекс со сферической носовой антенной увеличенных размеров , а в связи с этим и новая схема размещения торпедных аппаратов: ближе к середине длины ПЛ и под углом 10-12° к ее диаметральной плоскости.
При проектировании «Тиllibее» планировалось, что она станет головной в серии АПЛ нового типа, специально предназначенных для противолодочных действий. Однако эти намерения не были реализованы, хотя многие из примененных и отработанных на ней технических средств и решений (гидроакустический комплекс, схема размещения торпедных аппаратов и др.) были сразу распространены на строящихся в 60-х годах серийных АПЛ типа «Thresher».
Вслед за «Тиllibее» для отработки новых технических решений по повышению акустической скрытности были построены еще две опытные АПЛ: в 1967 г. АПЛ «Jack» с безредукторной (прямодействующей) турбинной установкой и соосными гребными винтами противоположного направления вращения (наподобие применяемых на торпедах) и в 1969 г. АПЛ «Narwhal», снабженная атомным реактором нового типа с повышенным уровнем естественной циркуляции теплоносителя первого контура. Этот реактор, как ожидалось, будет отличаться пониженным уровнем шумоизлучений за счет снижения мощности циркуляционных насосов первого контура. Первое из этих решений не получило развития, а что касается нового типа реактора, то полученные результаты нашли применение при разработке реакторов для серийных АПЛ последующих лет постройки.
В 70-х годах американские специалисты вновь вернулись к идее использования на АПЛ схемы полного электродвижения. В 1974 г. было завершено строительство АПЛ «Glenard P. Lipscomb» с турбоэлектричес-кой ЭУ в составе турбогенераторов и электродвигателей . Однако и эта АПЛ не была принята для серийного производства. Характеристики АПЛ «Тиllibее» и «Glenard P. Lipscomb» приведены в табл. 3.
Отказ от «тиражирования» АПЛ с полным электродвижением говорит о том, что выигрыш по снижению шумности, если он и имел место на АПЛ этого типа, не компенсировал связанного с внедрением электродвижения ухудшения других характеристик, в первую очередь из-за невозможности создания электродвигателей требуемой мощности и приемлемых габаритов и, как следствие, снижения скорости полного подводного хода по сравнению с близкими по сроку создания АПЛ с турборе-дукторными установками.
Мировая практика подводного кораблестроения знает пока только одно исключение, когда схема полного электродвижения была реализована не на одной опытной, а на нескольких серийных АПЛ. Это шесть французских АПЛ типа «Rubis» и «Amethyste», введенных в строй в 1983-1993 годах.
Проблема акустической скрытности АПЛ не одновременно во всех странах стала доминирующей. Другим важным направлением совершенствования АПЛ в 60-е годы считалось достижение возможно большей скорости подводного хода. Так как возможности снижения сопротивления воды движению за счет оптимизации формы корпуса были к этому времени в значительной мере исчерпаны, а другие принципиально новые решения этой задачи реальных практических результатов не давали, для повышения скорости подводного хода АПЛ оставался один путь - увеличение их энерговооруженности (измеряемой отношением мощности, используемой для движения установки, к водоизмещению). Вначале эта задача решалась напрямую, т.е. за счет создания и применения АЭУ существенно увеличенной мощности. Позднее, уже в 70-х годах, проектанты пошли по пути одновременного, но не столь значительного, увеличения мощности АЭУ и снижения водоизмещения АПЛ, в частности за счет резкого увеличения уровня автоматизации управления и сокращения в связи с этим численности экипажа.
Практическая реализация этих направлений привела к созданию в СССР нескольких АПЛ, имеющих скорость хода свыше 40 уз, т. е. значительно большую, чем у основной массы АПЛ, одновременно строящихся и в СССР, и на Западе. Рекорд скорости полного подводного хода - без малого 45 уз - был достигнут в 1969 г. при испытаниях отечественной АПЛ с КР проекта 661.
Еще одной характерной чертой развития АПЛ является более или менее монотонное по времени увеличение глубины погружения. За годы, истекшие с ввода в строй первых АПЛ, глубина погружения, как видно из приведенных ниже данных для серийных АПЛ последних лет постройки, выросла более чем вдвое. Из боевых АПЛ наибольшую глубину погружения (около 1000 м) имела построенная в середине 80-х годов отечественная опытная АПЛ «Комсомолец». Как известно, АПЛ погибла от пожара в апреле 1989 г., но опыт, полученный при ее проектировании, строительстве и эксплуатации, является бесценным.
К середине 70-х годов постепенно вырисовались и на некоторое время стабилизировались подклассы АПЛ, различающихся назначением и составом основного ударного оружия:
- многоцелевые ПЛ с торпедным оружием, противолодочными ракетами, а позднее крылатыми ракетами, выстреливаемыми из торпедных аппаратов и специальных пусковых установок, предназначенные для противолодочных действий, уничтожения надводных целей, а также для решения других традиционных для ПЛ задач (минные постановки, разведка и др.);
- стратегические подводные ракетоносцы, вооруженные баллистическими ракетами для поражения целей на территории противника;
- подводные лодки-носители крылатых ракет, предназначенные, в основном, для уничтожения надводных кораблей и транспортов.
Сокращенное обозначение ПЛ этих подклассов: АПЛ, ПЛАРБ, ПЛАРК (соответственно английские аббревиатуры: SSN, SSBN, SSGN).
Приведенная классификация, как и всякая другая, является условной. Например, с установкой на многоцелевые АПЛ шахт для запуска крылатых ракет в значительной мере стираются различия между АПЛ и специализированными ПЛАРК, а использование с АПЛ крылатых ракет, предназначенных для стрельбы по береговым объектам и несущих ядерные заряды, переводит такие ПЛ в разряд стратегических. В ВМС и ВМФ разных стран используется, как правило, своя классификация кораблей, в том числе и атомных ПЛ.
Строительство боевых ПЛ ведется, как правило, сериями по несколько (иногда по несколько десятков) ПЛ в каждой на основе одного базового проекта, в который по мере накопления опыта строительства и эксплуатации ПЛ вносятся сравнительно несущественные изменения. Для примера в табл. 4 приведены данные о серийном строительстве АПЛ в США Серии, как обычно принято, названы соответственно головной
Достигнутый к середине 90-х годов уровень развития АЛЛ характеризуется приведенными в табл. 5 данными для трех американских АПЛ последних лет постройки.
Применительно к АПЛ (иногда и к ДПЛ) используется достаточно условное, но получившее распространение понятие «поколение». Признаками, по которым АПЛ относят к тому или иному поколению, являются: близость по времени создания, общность заложенных в проекты технических решений, однотипность энергетических установок и другого оборудования общекорабельного назначения, один и тот же корпусный материал и т. п. К одному поколению могут быть отнесены АПЛ различного назначения и даже нескольких следующих одна за другой серий. Переходу от одной серии ПЛ к другой, а тем более - переходу от поколения к поколению предшествуют всесторонние исследования с целью обоснованного выбора оптимальных сочетаний основных тактико-технических характеристик новых АПЛ.
Рис. 11. Новейшая российская многоцелевая АПЛ типа «Барс» (проект 971)
Как правило, эти исследования не ограничиваются только проектированием вариантов АПЛ, но включают также целые программы научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по гидродинамике, прочности, гидроакустике и другим направлениям, а в некоторых случаях, рассмотренных выше, также и создание специальных опытных АПЛ.
В странах, строящих АПЛ наиболее интенсивно, было создано три-четыре поколения этих кораблей. Например, в США из многоцелевых АПЛ к I поколению относят обычно АПЛ типов «Skate» и «Skipjack», к II - «Thresher» и «Sturgeon», к III - «LosAngeles». АПЛ «Seawolf» рассматривают как представителя уже нового, IV поколения АПЛ ВМС США. Из ракетоносцев к I поколению относят лодки «George Washington» и «Ethan Allen», к II - «Lafayette» и «Benjamin Franklin», к III - «Ohio».
Рис. 12. Современный российский атомный подводный ракетоносец типа «Акула» (проект 941)
Согласно прогнозу, общая численность АПЛ, которые будут находится в строю на 2000 г., составит (без АПЛ Российского ВМФ) около 130, из них - около 30 ПЛАРБ.
Скрытность атомных ПЛ и практически полная независимость от погодных условий делает их эффективным средством для проведения различного рода специальных разведьшательно-диверсионных операций. Обычно для этих целей используются ПЛ после окончания их службы по прямому назначению. Так, например, упомянутая ранее АПЛ ВМС США «Halibut», которая была построена как носитель крылатых ракет «Regulus», в середине 60-х годов была переоборудована для поиска (с помощью специальных носимых ею устройств) лежащих на грунте предметов, включая затонувшие ПЛ. Позднее на замену ей для аналогичных операций была переоборудована торпедная АПЛ ВМС США «Раrсhе» (типа «Sturgeon»), в корпус которой была врезана секция длиной около 30 м и обеспечен прием на палубу специального подводного аппарата. АПЛ печально прославилась тем, что в 80-х годах участвовала в шпионской операции в Охотском море. Установив на подводный кабель специальное устройство, она, по данным, опубликованным в США, обеспечила прослушивание переговоров между советской военно-морской базой на Камчатке и материком.
Рис. 13. Новейшая американская АПЛ «Seawolf»
За сорок с лишним лет существования АПЛ, вследствие аварий (пожары, взрывы, разгерметизация магистралей забортной воды и др.) затонули две АПЛ ВМС США и четыре АПЛ ВМФ СССР, из которых одна дважды тонула в местах со сравнительно небольшими глубинами и оба раза была поднята средствами аварийно-спасательной службы. Остальные затонувшие АПЛ имеют серьезные повреждения или практически полностью разрушены и лежат на глубинах полтора километра и более.
Был один случай боевого применения АПЛ против надводного корабля: АПЛ «Conqueror» ВМС Великобритании во время конфликта из-за Фолклендских островов в мае 1982 г. атаковала и потопила торпедами принадлежащий Аргентине крейсер «G.Belgrano». Начиная с 1991 г. американские АПЛ типа «Los Angeles» несколько раз наносили удары крылатыми ракетами «Tomahawk» по целям на территории Ирака. В 1999 г. удары этими ракетами по территории Югославии были нанесены с английской АПЛ «Splendid».
(4) Ранее на АПЛ использовался набор ГАС разного назначения.
Вперед
Оглавление
Назад
Атомная энергетика в России с момента своего появления оставалась прерогативой государства, особенно в части развития новых технологий. Частные инвесторы в последние годы не раз предпринимали попытки войти на этот рынок, и успеха пока удалось добиться только En+ Group, управляющей активами Олега Дерипаски. Паритетное СП Росатома и En+ будет адаптировать реакторы атомных подводных лодок к гражданским нуждам. О деталях будущего проекта и его перспективах в интервью «Интерфаксу» рассказала гендиректор СП Анна Кудрявцева.
- Вы достаточно давно прорабатывали этот проект. Когда была зарегистрирована компания? Каковы будут вклады сторон: инвестиции со стороны Евросибэнерго и доля Росатома?
СП зарегистрировано 10 декабря, вклады сторон - 50 на 50. Вносим не только инвестиции, но и интеллектуальную собственность тоже.
У нас есть базовая технология реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР (свинцово-висмутовый быстрый реактор - ИФ), которая была отработана отраслевыми организациями - «Гидропрессом» и Обнинским Физико-энергетическим институтом. Установки СВБР, только меньшей мощности, эксплуатировались на атомных подводных лодках. Так что СВБР - апробированная технология, и Россия - единственная страна в мире, которая имеет данную работоспособную технологию.
- А за рубежом кто-то занимается аналогичными проектами реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем?
- Какие-то страны находятся на стадии НИОКР, кто-то имеет только предварительные заделы и концепции.
- На каких заказчиков ориентированы АЭС с реакторами СВБР?
Такие станции предназначены для нужд региональной энергетики, где есть потребность в генерации средней и малой мощности с повышенным уровнем безопасности. Я имею в виду в первую очередь труднодоступные районы, где ведут добычу металлургические компании, или нефтегазовые.
Кроме того, у проекта большой экспортный потенциал, в первую очередь в Африке и Азии, где по объемам потребления не нужны реакторы-тысячники (мощностью 1000 МВт - ИФ), или они не подходят из-за сетевых ограничений. Но им при этом нужен повышенный уровень безопасности, такой, чтобы если что-то случается, установка самозаглушилась. А у нас как раз сам принцип реактора нацелен на то, чтобы обеспечить максимальную безопасность даже в не слишком умелых руках.
- Раньше приводилась оценка суммарной стоимости проекта - до $1 млрд. Подтверждаете эту сумму?
- Весной мы оценивали необходимые инвестиции примерно в 14 -16 млрд рублей (на срок до 2019 г.), но это в докризисных ценах. С учетом кризиса понятно, что данная сумма будет корректироваться. С одной стороны, мы видим удешевление рабочей силы, и по некоторым позициям - оборудования, подготовительных работ. С другой стороны мы понимаем, что есть инфляция.
Подчеркну, что мы в рамках СП закладываем четкий принцип: использование всех классических канонов проектного управления. То есть будет идти строгий контроль за расходами с обеих сторон.
- Росатом и частный инвестор имеют паритетные доли. А как будет осуществляться разрешение спорных вопросов?
Международный арбитраж.
Оценку интеллектуальной собственности вы уже провели? Когда «Росатом» внесет ее в СП, и как это будет осуществляться?
Предварительные переговоры с партнером по этому вопросу прошли. Однако остаются вопросы по процедуре оценки этих активов по их реальной стоимости. Дело в том, что сейчас разработки по проекту СВБР являются собственностью предприятий отрасли. И, как правило, их оценка по балансу довольно низкая. Для того чтоб нам внести данную интеллектуальную собственность в СП по коммерческой стоимости, нужна будет переоценка. Но при этом возникают вопросы законодательного характера, ведь переоценка вызовет для предприятий последствия налогового характера. Проще говоря, у них возникает налог на прибыль. Это проблемная точка не только нашего проекта, она характерна для страны в целом.
В связи с этим Госкорпорация «Росатом» создала межотраслевую рабочую группу, которая пока находится в стадии становления. Туда, как мы ожидаем, войдут все ведущие технологические корпорации. Например, уже подтвердили свое участие Ростехнологии. Также привлекаем к этой деятельности Роснано, РЖД и Газпром. В рамках рабочей группы будут отрабатываться предложения по совершенствованию законодательства РФ в части научно-технической и инновационной деятельности, и, в частности, того, что касается учета в активах интеллектуальной собственности. В 2010 году мы планируем подготовить пакет соответствующих законодательных инициатив.
- А когда, в таком случае, вы ожидаете корректировки законов?
Скорее всего, как мы надеемся, эти предложения могут быть утверждены в 2011 году. Но торопиться мы не будем.
- Можете оценить, какова будет доля интеллектуальной собственности в общей стоимости проекта?
- У нас есть предварительная цифра, но это конфиденциальная информация.
- Какие приоритетные задачи СП определило для себя на ближайшие годы?
Первая стадия нашей работы - НИОКР и подготовка гражданского проекта. Закладываем на это примерно 3,5-4 года. Управление НИОКРами с обеспечением результативности - задача номер один.
Вторая точка приложения наших усилий - определение места размещения пилотной установки. Мы выбираем сейчас из трех площадок, все это - отраслевые предприятия, где сосредоточены кадровые и технические ресурсы. Не хотелось бы пока их называть. В начале 2010 года, думаю, будет сделан выбор в пользу одной из площадок.
Выбирать будем по набору критериев, среди которых технико-геологические характеристики, кадровый потенциал, экономика проекта, а также энергодефицитность региона. Несмотря на то, что мощность пилотной установки будет маленькая, мы рассматриваем ее не только как площадку для отработки технологий, но и как экономический объект.
Основой атомной энергетики сейчас являются АЭС с реакторами ВВЭР, которые несут базовую нагрузку в ЕЭС России. То есть они не могут маневрировать в течение суток вслед за изменением потребления. А станции с реакторами СВБР тоже будут работать в базе?
Маневренность - это одна из характеристик, которую мы закладываем в проект. Еще одно преимущество СВБР - модульность. Реактор на 100 МВт не будет монтироваться на месте, он будет собираться на заводе-изготовителе и доставляться затем на площадку. Это удешевляет проект.
- Уже понятно, кто будет заводом-изготовителем?
Есть целый ряд предприятий, отраслевых и не отраслевых, которые мы рассматриваем. Готовы также смотреть на зарубежных поставщиков оборудования. Кроме того, у самого СП стоит задача по развитию компетенций не только в сфере инжиниринга атомных станций, но и в части реакторостроения.
Отмечу, что сейчас в связи с кризисом у машиностроителей меньше заказов от традиционной энергетики, и активной борьбы за их мощности не происходит, так что в этом смысле мы стартуем в удачное время.
- Стоимость 1 кВт мощности станции с реактором СВБР будет сопоставима с ценой ВВЭР?
На опытно-промышленной установке экономики никогда не получается. Дальше весь вопрос - в конфигурации серийного блока. Мы сейчас ведем проработку этого вопроса, оцениваем рынок, в том числе зарубежный. Чем больше мощность АЭС, тем станция экономичнее, и, в конечном счете, возможно, оптимально было бы строить станции с реакторами СВБР сразу на 1000 МВт. Мы и это можем делать. Другой вопрос, что у атомной отрасли в этой мощностной линейке есть и «быстрые» натриевые реакторы (проект БН-800 - ИФ), и ВВЭР. Поэтому в эту нишу мы вряд ли будем заходить, а скорее сосредоточимся на региональной энергетике.
Предварительная оценка показывает, что оптимальная мощность АЭС с СВБР будет в пределах 200-400 МВт. Но в результате все будет зависеть от рынка, от того, сколько рынок сможет съесть.
Более отчетливо экономические параметры проекта будут видны, когда пилотная установка заработает. Хотя, безусловно, все базовые расчеты и прогнозы мы делаем уже сейчас.
- Как будут решаться вопросы по радиоактивным отходам СВБР?
В части отходов особых проблем у нас нет. Понятны и очевидны какие-то рисковые технические точки, но неразрешимой критики нет, только чисто инженерные вопросы.
В целом в отрасли сейчас создается единая система обращения с РАО и ОЯТ, и мы туда просто вписываемся, будем потребителями услуг национальных операторов в этой сфере. Также и с топливом будет.
- Какое кстати топливо использует СВБР?
Пока будем использовать традиционное топливо - обогащенный уран. Далее будет, по всей видимости, уран-плутониевое топливо (МОКС), и на следующем этапе - плотное топливо, когда оно появится. Геометрия активной зоны СВБР позволяет использовать любые виды топлива.
- Если я правильно понимаю, СВБР может быть и наработчиком ядерных материалов, так называемым «бридером»?
Да, это так. Хотя у нас нет самоцели заниматься наработкой плутония. Наоборот, с точки зрения нераспространения лучше «бридерами» эти установки не делать. К тому же есть «быстрые» натриевые реакторы, которые могут наработать все, что нужно отрасли для производства МОКС-топлива, в частности. И потом, должна быть определенная пропорция реакторов - потребителей МОКСа, и наработчиков плутония для этих целей. И эта доля не один к одному.
Насколько нам известно, ранее обсуждалась возможность использования СВБР для размещения на площадках АЭС, выведенных из эксплуатации. Например, на Нововоронежской станции, где уже отработали свой ресурс 1-й и 2-й энергоблоки. Эта идея еще актуальна?
Как опция такой вариант рассматривается, но детальной проработки мы пока не делали. Впрочем, также мы пониманием, что на рынке могут быть востребованы дополнительные услуги СВБР, такие как перегретый пар, тепло, установки по опреснению воды.
- Проект рассчитан на достаточно длинный период реализации, а сейчас, в условиях кризиса, многие частные инвесторы сталкиваются с финансовыми трудностями. Допускаете вариант, что ваш партнер по каким-то причинам может выйти из проекта или сократить свое участие в нем?
- Наш партнер, Евросибэнерго, подтвердил свою заинтересованность, в том числе на уровне руководства, и предоставил определенные гарантии. Мы работаем уже полтора года, и финансирование в течение 2009 года, в частности, идет и со стороны Евросибэнерго.
- Сколько денег уже вложено?
Точную сумму назвать невозможно, потому что нет ясности, как корректно оценить по затратному принципу то, что было вложено в советские годы, и в частности по линии министерства обороны, ведь реакторы СВБР эксплуатировались на АПЛ.
В целом по проектам такого рода со стороны затрат оценку сделать невозможно. Поэтому если оценивать, то только по доходному принципу.
- Вы рассчитываете и на поддержку государства. В чем она будет выражаться?
У этого вопроса есть два аспекта, как две стороны одной медали. Во-первых, есть отраслевая ФЦП по ядерным технологиям нового поколения, где отдельной статьей прописано развитие «быстрой» энергетики, то есть реакторов с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями. Финансирование по направлению СВБР там предусмотрено, и мы рассматриваем это как вклад государства в дело госкорпорации. И вторая сторона - в рамках президентской комиссии по модернизации наш проект еще в июле был утвержден, с пометкой «без дополнительного финансирования». Там есть такой формат, подтверждающий приоритетный статус проекта.
Ядерная энергетика и атомный подводный флот
Дата:
18/05/2009
Тема:
Атомный флот
В.А.Лебедев, к.т.н., проф., ЦНИИ ГНЦ РФ им. ак.А.Н.Крылова, председатель Правления Северо-Западного отделения Ядерного общества
В 2008 г. подводники, проектировщики, судостроители и судоремонтники отметили 50-летний юбилей атомного подводного флота. В человеческой жизни 50 лет - это много. Для мироздания - это лишь момент. Атомный подводный флот создавался усилиями всего советского народа, его учеными, специалистами и рабочими. И все-таки, основным действующим лицом, управляющим этой сложнейшей и опасной техникой, все эти 50 лет был и остается человек, моряк, подводник - специалист по эксплуатации АЭУ.
Исторические вехи
9 сентября 1952 г. И.Сталин подписал постановление Правительства СССР «О проектировании и строительстве объекта 627». К проектированию были привлечены 38 специализированных НИИ и КБ, а к созданию первой атомной подводной лодки - 27 предприятий по всей стране.
1954 г.- началось формирование экипажей для первой атомной подводной лодки (АПЛ),
1955 г. - в США вошла в строй первая АПЛ «Наутилус»,
Пущена первая атомная энергетическая установка (АЭУ) в ФЭИ (Обнинск),
Начата подготовка экипажей АПЛ «К-3» и «К-5»,
1956 г.- пущен стенд-прототип реактора с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ),
Начата подготовка экипажа АПЛ с АЭУ на ЖМТ «К-27».
1957 г.- спущена на воду АПЛ «К-3».
1958 г.- на АПЛ «К-3» поднят флаг ВМФ, получен первый пар от АЭУ, дан самостоятельный ход.
Под руководством С.Н.Ковалёва начата работа над АПЛ второго поколения проекта 667А,
1960 г.- на боевое дежурство вышла американская АПЛ «George Washington» с 16 баллистическими ракетами (БР) «Polaris» на борту,
1964 г.- заложен первый корпус АПЛ 667 проекта («К-137») на Северодвинском машиностроительном предприятии (СМП).
1967 г.- АПЛ «К-137» вошла в состав Северного флота.
Руководители и участники проектов
Всех перечислить невозможно. Назову основных руководителей проектов, участвовавших в создании АПЛ:
научные руководители - А.П. Александров, А.И.Лейпунский.
Главные конструкторы:
627 проект -- В.Н.Перегудов,
645 проект -- В.Н.Перегудов, А.К. Назаров,
658, 667, 941 проекты -- С.Н.Ковалёв,
659, 949 проекты -- П.П.Пустынцев, И.Л.Базанов (949),
670 проект -- И.М.Иоффе, В.П.Воробьёв,
671,971 проекты --Г.Н.Чернышёв,
945 проект -- Н.И. Кваша,
885 проект -- Е.Н.Кормилицын,
705 проект -- М.Г.Русанов, В.А.Ромин,
661 проект -- .Н.Исанин, Н.Ф.Шульженко,
685 проект-- Н.А.Климов, Ю.Н. Кормилицын.
Главный конструктор АЭУ -- Н.А. Доллежаль.
Главный конструктор ПГ - Г.А. Гасанов.
Для создания атомного флота были сформированы специальные конструкторские бюро
:
СКБ -143 «Малахит», которым были выполнены 627, 645, 671, 705, 971, 661 проекты АПЛ.
СКБ-18 «Рубин»: проекты 658, 659, 675, 667, 941, 685, 885.
СТБ-112 «Лазурит»: проекты 670, 945.
Атомные подводные лодки строились на четырёх судостроительных заводах :
Северное машиностроительное предприятие (завод № 402, ПО «Севмаш») в Северодвинске, на котором, начиная с 1955 г., было построено 125 АПЛ. Это самый мощный судостроительный завод в Европе, а возможно, и в мире.
Амурский завод (завод № 199) в Комсомольске-на-Амуре, с 1957 г. построено 56 АПЛ.
- «Красное Сормово» (завод № 112) в Нижнем Новгороде, с 1960 г. построено 25 АПЛ (с достройкой и испытаниями в Северодвинске).
Ленинградское Адмиралтейское Объединение (завод № 194), с 1960 г. построено 39 ПЛ.
Четыре поколения атомных подводных лодок
Условное деление лодок по поколениям связано, по-видимому, с развитием систем автоматического управления, хотя и другая техника и энергетика также ранжирована по поколениям.
К первому поколению АПЛ относятся 627 и 627А проекты, по которым на Севмашпредприятии было построено 13 лодок (1955-1963 гг.), проекты 658 и 658М - 8 лодок (1958-1964), проекты 659 и 659Т - 5 лодок (1957—1962), проекты 675, 675М, 675МКВ - 29 лодок (1961—1966).
Ко второму поколению относятся проекты: 667А -34 АПЛ (1964-1972 гг.). Они оснащались новыми ракетными комплексами, впоследствии модернизированными, что приводило и к модернизации лодок-носителей. За 667А проектом последовали 667Б, БД, БДР, БДРМ - 43 лодки (1971-1992 гг.), проекты 670А и 670М - 17 АПЛ (1973-1980 гг.), проекты 671, 671РТ, 671РТМ - 48 АПЛ (1965-1987 гг.).
Лодки второго поколения отличались своей надёжностью и безотказностью. Мне довелось служить на атомной подводной лодке 671 проекта. При выполнении боевых задач они показали себя прекрасно.
Третье поколение АПЛ начало создаваться в середине 1970-х гг. Оно представлено подводными лодками следующих проектов:
941 - 6 лодок (1977-1989 гг.), уникальный проект, внесённый в книгу Гиннеса, оснащён ракетным комплексом «Тайфун»,
949 и 949А -12 АПЛ (1978-1994 гг.),
945, 945А, 945Б - 6 лодок с титановым корпусом (1982-1993 гг.),
971 - 14 АПЛ (1982-1995 гг., 2008 г.).
К четвёртому поколению относятся проекты 885 и 955 (1993-2008 гг.). Они создавались в самый тяжёлый период для нашего общества, когда была в значительной степени разрушена и судостроительная база, и сам флот. По своей конструкторской идее, содержанию, приборной начинке эти лодки являются очередным шагом вперед в развитие морской подводной техники.
Уникальные лодки-истребители 705 и 705К проектов (7 АПЛ) с титановым корпусом, подводной скоростью 41 узел, высокой степенью автоматизации и энергообеспечением от АЭУ с реактором на ЖМТ, были созданы в начале 1970 гг. История их создания, эксплуатации и вывода с флота сами по себе уникальны и требуют отдельного повествования. Нерешённые вопросы с обслуживающей инфраструктурой, их эксплуатацией привели к недолгой жизни атомных лодок этого проекта.
Кроме серийных проектов АПЛ были созданы несколько опытных лодок:
В 1958-1963 гг. опытная АПЛ 645 проекта с двумя ЖМТ реакторами,
В 1963-1969 гг. лодка с титановым корпусом 661 проекта, уникальная по подводной скорости (44,7 узла),
В 1978-1984 гг. глубоководная лодка с титановым корпусом 685 проекта «Комсомолец», совершившая погружение на глубину 1020 м (мировой рекорд для боевых подводных лодок).
Атомные подводные лодки не могут существовать без обслуживающей инфраструктуры. На Севере и на Тихоокеанском флоте функционировали судоремонтные заводы, часть которых находилась в ведомстве ВМФ, другая - в судостроительной отрасли. Техническое обслуживание и ремонт АПЛ на Севере производились на пяти заводах: СЗР-10 в г. Полярном, СЗП-82 (Сафоново), СЗР-35 (Роста), СЗР «Нерпа» (Снежногорск), ГМП «Звёздочка» (Северодвинск). Кроме того, судоремонт осуществлялся плавучими средствами технологического обслуживания, входившими в состав ВМФ. Они комплектовались спецтанкерами для хранения и перевозки жидких радиоактивных отходов, плавбазами с системами перезарядки ядерных реакторов по месту базирования АПЛ, плавъёмкостями и хранилищами ОЯТ, ТРО и ЖРО.
Атомные энергетические установки в корабельной энергетике
В 1952 году начались работы по созданию первой атомной подводной лодки. Необходимо было решить ряд новых инженерно-конструкторских задач. В первую очередь - создание энергетического блока атомного корабля, т.е. создание реакторной установки, систем и механизмов, обеспечивающих ее работу.
Научным руководителем разработок был назначен академик А.П.Александров, главным конструктором по энергетике - академик Н.А. Доллежаль.
Первое поколение паропроизводящей установки (ППУ) не имела специального названия. Тип реактора, задействованного в этой ППУ -- ВМ-А. Типы ППУ второго поколения: ОК-300, ОК- 350, ОК-700 на 667 проекте. Типы ППУ третьего поколения: ОК-650, ОК-650Б, ОК-650М -01.
Типы ППУ на реакторах с ЖМТ: ВТ-1,ОК-550. В этих установках были задействованы
реакторы РМ-1 мощностью 73 МВт и БМ-40А мощностью 155 МВт.
На первом поколении ППУ была использована традиционная, разветвлённая схема компоновки, при которой реактор, парогенератор и ЦНПК монтировались отдельно. Они соединялись протяжёнными патрубками, что снижало эффективность, живучесть, надёжность ППУ.
На втором поколении применена блочная компоновка. Реактор и парогенератор соединялись патрубком «труба в трубе». На парогенераторе был смонтирован ЦНПК. Протяжённость трубопроводов при такой компоновке удалось существенно сократить.
Дальнейшее развитие этой идеи было реализовано на третьем поколении ППУ: при сохранении блочной компоновки основное оборудование монтировалось в виде парогенерирующего блока (ПГБ), в котором были объединены реактор и парогенератор Четвёртое поколение практически повторяет предыдущую схему. На пятом поколении планируется реализовать моноблочное исполнение.
Типы реакторов
Обогащение ядерного топлива АЭС по U 235 не превышает 4 %, в то время как уровень обогащения U 235 в топливе АПЛ может достигать 90 %, что позволяет производить замену топлива АПЛ гораздо реже, чем это делается на АЭС. Тепловая мощность реакторов отечественных АПЛ варьируется от 10 МВт на небольших ядерных установках, используемых на АПЛ пр.1910, до 200 МВт в реакторах, установленных на АПЛ пр.885 класса "Северодвинск".
Для АПЛ был выбран водо-водяной реактор, аналогов которому в стране не существовало (работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 году). При разработке водо-водяных реакторов необходимо было решить вопросы оптимизации тепловой схемы ЯР, определить их параметры, смоделировать схемы регулирования нейтронных процессов в ЯР, решить проблему глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления U 235 , создать теплотехническую модель атомной установки, разработать схему автоматического управления АЭУ.
Создание транспортной атомной установки на тот момент было огромным техническим прогрессом. Была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворявшая весо-габаритным требованиям для подводной лодки. В последующем, на основе этой атомной установки было создано 4 поколения атомных установок и их модификаций. На лодках первого поколения был установлен реактор ВМ-А мощностью 70 МВт. Для второго поколения лодок были разработаны два типа реакторов: ВМ-4 (мощность 72 МВт) на 671 проекте и ВМ-4-1 (мощность 90 МВт) на 667 проектах. Третье поколение АПЛ оснащалось реакторами ОК-650Б3 (мощностью 190 МВт). Более чем двукратное увеличение мощности при практически тех же габаритах активной зоны потребовало увеличения обогащения ядерного топлива ТВЭЛов и привело к росту энергонапряжённости активной зоны, то есть количества энергии, теплоты, снимаемых с единицы объёма.
Основными недостатками атомных установок первого поколения были:
Большая пространственная распределенность и большой 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 импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами,
Невысокая надежность оборудования и большие массово-габаритные характеристики при высоких технологических и эксплуатационных параметрах,
Недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной выгородки, парогенераторной выгородки, насосной выгородки, выгородки СУЗ).
Недостатки в физических характеристиках и конструкции компенсирующих решеток, что в совокупности с несовершенством перегрузочного оборудования приводило к авариям.
В настоящее время, все подводные лодки первого поколения выведены в отстой с целью их дальнейшей утилизации.
В 1960-е гг. были спроектированы, заложены и начали строиться лодки второго поколения проектов 667, 670 и 671, -- самой большой серии подводных лодок, строительство которой завершилось в 1990 г. Первая подводная лодка второго поколения пришла на Северный флот во второй половине 1967 г.]
Атомная паропроизводящая установка второго поколения создавалась на опыте эксплуатации первого поколения и с учетом ее недостатков. Предполагалось, что за счет обеспечения высокого качества трубопроводов, оборудования и других компонентов ЯЭУ можно будет избежать серьезных аварий.
Исходя из опыта эксплуатации АЭУ первого поколения, где главные "неприятности" приносили течи воды первого контура во второй (в основном через парогенераторы) и течи наружу (в насосные аппаратные и парогенераторные выгородки), для второго поколения была изменена компоновочная схема атомной установки. Она оставалась петлевой, однако были существенно сокращены пространственная распределенность и объемы первого контура. Применена схема «труба в трубе» и схемы навешанных насосов первого контура на парогенераторы. Сокращенно количество трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование (фильтр 1 контура, компенсаторы объема и т.д.). Практически все трубопроводы первого контура (малого и большого диаметра) были размещены в необитаемых помещениях под биологической защитой. Существенно изменились системы контрольно-измерительных приборов и автоматики атомной установки. Увеличилось количество дистанционно-управляемой арматуры (клапанов, задвижек, заслонок и т.д.). Подводные лодки второго поколения перешли на источники переменного тока. Турбогенераторы (основные источники электроэнергии) стали автономными.
Основным недостатком ЯЭУ второго поколения с точки зрения ядерной и радиационной опасности являлась ненадежность основного оборудования (активных зон, парогенераторов, систем автоматики). Аварийные происшествия и поломки были связаны в основном с разгерметизацией оболочек ТВЭЛов, с течами воды первого контура во второй через парогенераторы, а также с выходом из строя систем автоматики или с возможностью ее работы в таком режиме, когда мог произойти несанкционированный пуск ядерного реактора. Остались нерешенными проблемы ядерной безопасности, связанные с аварийным расхолаживанием ЯР при полном обесточивании корабля; контролем за ядерными процессами в реакторе, когда он находится в подкритическом состоянии, предотвращением полного осушения активной зоны при разрыве первого контура.
При проектировании ЯЭУ третьего поколения (начало 1970-х гг.) была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания (охлаждения) и локализации аварии. Эти системы рассчитывались на максимальную проектную аварию, в качестве которой принимался мгновенный разрыв трубопровода теплоносителя на участке максимального диаметра.
Для кораблей третьего поколения была применена блочная схема компоновки, которая позволила повысить надежность основного оборудования АЭУ, использовать режим естественной циркуляции по первому контуру на мощности реактора до 30% от номинальной. Такая компоновка ЯЭУ позволила уменьшить габариты при одновременном увеличении ее мощности и улучшении других эксплуатационных параметров.
Кроме того, в АЭУ 3 поколения были внесены прогрессивные изменения:
- внедрена система безбатарейного расхолаживания (ББР), которая автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания.
- изменилась система управления и защиты реактора. Импульсная пусковая аппаратура позволила контролировать состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе, и в подкритическом состоянии.
В конструкции компенсирующих органов был использован принцип "самохода", который при исчезновении электропитания обеспечивал опускание компенсирующих групп на нижние концевики. Будь эта идея реализована раньше, возможно, не погиб бы матрос Сергей Перминов, вручную опустивший компенсирующие решётки для глушения реактора на АПЛ «К-219», затонувшей в Атлантическом океане.
Главными проблемами ЯЭУ третьего поколения оставались проблемы надежности основного оборудования: активных зон, блоков очистки и расхолаживания. Проблемы с надежностью основного оборудования связаны, в основном, с высокой цикличностью процессов, происходящих в АЭУ при ее эксплуатации.
Атомная установка четвертого поколения (на строящейся в Северодвинске АПЛ 885 проекта) представляет собой моноблок с интегральной схемой компоновки. Это позволяет локализовать теплоноситель первого контура в корпусе моноблока и исключить патрубки и трубопроводы большого диаметра. Такая установка создавалась с учетом всех требований ядерной безопасности.
Особенности парогенераторов
Главным конструктором парогенераторов на Балтийском заводе был Генрих Алиевич Гасанов. В ППУ первого поколения были применены парогенераторы ПГ-13, ПГ-13У, ПГ-14Т. На первых порах пытались рассматривать разные варианты конструкций. Все эти ПГ были змеевиковыми, прямоточными, как правило, неремонтопригодными. Первый контур в трубе, второй в межтрубном пространстве. Фактический ресурс составлял всего 200-500 часов. В силу слабой отработанности технологий серьёзные проблемы были с водным режимом. После эксплуатации в течение нескольких сотен часов «бочки» начинали течь.
Более совершенные ремонтопригодные парогенераторы появились на втором и третьем поколениях АПЛ. На втором поколении использовался парогенератор ПГ-ВМ-4Т с первым контуром в трубе, втором в межтрубном пространстве. В варианте парогенератор ПГ-4Т второй контур был в трубе, а первый в межтрубном пространстве. Ресурс этих парогенераторов составлял уже 40-50 тыс.часов.
Парогенераторы паропроизводящей установки ОК-650 выполнялись в двух вариантах: на АПЛ 941 проекта остались змеевиковые ПГ. На других проектах стали использовать кассетные прямотрубные ПГ с двойным обогревом рабочего тела, что позволило увеличить ресурс до 50-60 тыс. часов.
От поколения к поколению лодок возрастала и мощность на валу главного турбозубчатого агрегата (ГТЗА).
На первых проектах 627, 675,658 она составляла 2 по 17500 л.с., на 659 проекте 30000 л.с. На лодках второго поколения: на 667 проекте -- 2 по 20000 л.с., на 670 проекте -- 18000 л.с., на 671 проекте -- 31000 л.с. На 670 проекте впервые в отечественном подводном судостроении была использована одновальная схема ПЛ с одним реактором ВВЭР и одним ГТЗА. Такое же решение было впоследствии применено на 705, 945 и 971 проектах АПЛ.
На лодках третьего поколения 941 и 949 проектов мощность ГТЗА возросла до 2 по 50000 л.с., на 945 проекте -- 47000л.с., на 971 проекте -- 43000 л.с., на 645 проекте -- 35000 л.с.
Активные зоны
Над конструкцией активных зон (АЗ) для корабельных реакторов работало много коллективов. На первом поколении реакторов использовались следующие типы АЗ: ВМ-А, ВМ-АЦ, ВМ-1А, ВМ-1АМ, ВМ-2А, ВМ-2Аг. На самом деле типов АЗ было гораздо больше. Здесь перечислены далеко не все. Активные зоны реакторов отечественных АПЛ состоят из 248-252 тепловыделяющих сборок в зависимости от типа реактора. Каждая сборка состоит из нескольких десятков топливных элементов. Кампания АЗ увеличивалась от 1,5 до 5 тыс. часов. В качестве топливной композиции использовался UO 2 , UAl 3 , хорошо зарекомендовавший себя и применявшийся впоследствии в АЗ реакторов следующих поколений. По мере роста мощности реакторов менялось и обогащение ядерного топлива: от 6, 7,5 и 21 % на первом поколении до 36/45 на втором и третьем поколениях, и даже до 90 % обогащения на реакторах с ЖМТ. На третьем поколении АЭУ было применено профилирование активной зоны ядерным топливом и выгорающим поглотителем.
В первоначальных конструкциях АЗ были применены короткостержневые и длинностержневые, потом четырёхкольцевые и двухкольцевые типы ТВЭЛов. На втором поколении использовались стерженьковые и двухкольцевые ТВЭЛы. Кстати, зона с 2-х кольцевыми ТВЭЛами - единственная из зон, которая полностью вырабатывала свой энергоресурс. Для третьего поколения были созданы крестообразные ТВЭЛы, имевшие целый ряд преимуществ. Крестообразная конструкция обеспечивала максимальную площадь обогрева. Кроме того, закрученный профиль ТВЭЛа позволяет турбулизировать поток теплоносителя, а также использовать принцип самодистанционирования.
На третьем поколении АПЛ, для того, чтобы практически при том же объёме получить мощность 190 МВт, потребовалось почти в три раза увеличить энергонапряжённость АЗ - с 85 до 224 кВт/л.
Свои особенности имели и системы управления защитой (СУЗ) на разных поколениях лодок. Для компенсации реактивности на первом поколении АПЛ устанавливались огромные компенсирующие решётки КР-1. Управлялись они дистанционно или вручную. На втором поколении органы компенсации реактивности были разделены на 2 части - центральную решётку (ЦКР) и периферийные решетки (ПКР) -2(4) (в зависимости от типа реактора). На третьем поколении стержни автоматического регулирования (АР) отсутствуют. Регулирование нейтронной мощности осуществляется за счет температурных эффектов реактивности.
Знание физических основ ядерной энергетики и теплофизики, устройства корабля и АЭУ, опыт эксплуатации материальной части и борьбы за живучесть технических средств, хладнокровие, выдержка, высокие морально-волевые качества, преданность своему делу - вот основные качества подводника-атомщика. А вот в каких условиях ему приходится выполнять свои обязанности.
Если посмотреть на разрез энергетического отсека атомной подводной лодки, где всё заполнено техникой, в этом плотнейшем сплетении электрических кабелей, гидравлики и воздуховодов трудно представить себе человека, многие дни, недели и месяцы несущего службу в этих энергонапряжённых, пространственно стеснённых условиях. И, тем не менее, подводники исправно выполняют свою святую обязанность, защищая морские рубежи нашего Отечества.
С середины 60-х по начало 80-х строительство трёх серий многоцелевых атомных лодок проекта 671- 671, 671РТ и 671РТМ общим количеством (15+7+26) 48 единиц - позволило насытить все океанские флоты современными подводными лодками. Шестьсот семьдесят первую серию дополняли ракетоносцы проектов 670А и 670М (11+6 = 17 единиц) спроектированные и построенные на заводе «Красное Сормово» в городе Горьком - небольшие однореакторные кораблики, считавшиеся самыми тихими лодками 2 поколения. Также флот получил весьма специфические Лиры - скоростные подлодки проекта 705 (7 единиц). Это позволило создать к середине 70-х группировку из 70 современных многоцелевых атомоходов.
Хотя лодки и отличалась посредственными характеристиками, благодаря своей многочисленности они обеспечивали Боевую службу ВМФ СССР во всех уголках планеты. Отметим, что именно по этому пути следуют США, строя огромные серии недорогих простых лодок типа Лос-Анджелес (62 лодки), а на данный момент - Вирджиния (план 30, в строю - 11).
Концепция бюджетной атомной подводной лодки для Российского ВМФАкадемик Спасский в своей статье в журнале «Военный парад» в 1997 году указал, что российскому флоту необходимо около ста подводных лодок. Ориентировочно нужно 15 стратегических ракетоносцев, 15-20 ракетных крейсеров с крылатыми ракетами и 30-40 ДЭПЛ. Остальные лодки (40-50 единиц) должны быть атомными многоцелевыми.
Проблема состоит в том, что в России подобных лодок нет. Строительство АПЛ проекта 971 и 945 прекращено и восстанавливать его не имеет смысла. АПЛ проекта 885 строятся небольшой серией - до 2020 года анонсирована серия 8 единиц. При этом их цена - от 30 до 47 миллиардов рублей и сроки строительства - одной лодки в 5-8 лет не позволяют иметь много таких лодок. Дизель-электрические лодки - которые сейчас модно называть неатомными - слишком малы и не способны ходить в моря надолго. Между лодкой водоизмещением 2000 тонн и лодкой 9500 тонн сейчас нет никаких промежуточных проектов.
Разговоры о необходимости подобной лодки шли давно, однако пока ничего конкретного так и не появилось. Например, предлагались варианты проекта 885 без ракетного отсека, однако быстро выяснилось, что удешевления/увеличения серии/сроков строительства такой проект не даст. Просто за те же деньги флот получит худшую лодку. Также рассматривался вариант «русского Рубиса» - т.е. небольшой лодки с полным электродвижением, однако подобные предложения отвергли сами французы, которые на данный момент строят атомную подводную лодку нормальных размеров. Европейский (например, английский) опыт тоже ничем помочь, не способен.
Поэтому я решил всё-таки самостоятельно разобраться, что же должна собой представлять подобная лодка.
По моему мнению, концепция бюджетной атомной подводной лодки должна быть следующая:
Многоцелевая атомная подводная лодка проекта П-95 пред-на-зна-че-на для ве-де-ния борь-бы с вражеским судоходством, ко-ра-бель-ны-ми группировками про-тив-ни-ка, под-вод-ны-ми лод-ка-ми, на-не-се-ния уда-ров по бе-ре-го-вым объ-ек-там, осу-ще-ст-в-ле-ния мин-ных по-ста-но-вок, ве-де-ния разведки.
Так же как на лодках 3 поколения все основное обо-ру-до-ва-ние и бое-вые по-сты раз-ме-ще-ны в амор-ти-зи-ро-ван-ных зо-наль-ных бло-ках. Амор-ти-за-ция сильно снижает аку-сти-че-ское по-ле ко-раб-ля, а так-же по-зво-ля-ет обезопасить лодку от подводных взрывов.
Второй и третий отсеки - управления и жилые. На первой и второй па-лу-бах рас-по-ло-же-ны глав-ный ко-манд-ный пост, руб-ки, ап-па-ра-ту-ра бое-вой ин-фор-ма-ци-он-но-управ-ляю-щей сис-те-мы (БИ-УС); третья и четвертая па-лу-бы за-ня-ты жи-лы-ми, об-ще-ст-вен-ны-ми и ме-ди-цин-ски-ми по-ме-ще-ния-ми. В трюме - всевозможное оборудование, сред-ст-ва кон-ди-цио-ни-ро-ва-ния и об-ще-ко-ра-бель-ные сис-те-мы. Во втором от-се-ке раз-ме-ще-ны все подъ-ем-но-мач-то-вые уст-рой-ст-ва, в третьем - дизель-генератор.
Четвёртый отсек - ракетный. В нём расположены 4 прочные шахты в каждой из которых, находиться по 4 транспортно-пусковых контейнера с крылатыми ракетами. Также в отсеке расположено различное оборудование и кладовые.
Пятый отсек - реакторный. Сам реактор со своим оборудованием изолирован от ос-таль-ной лодки био-ло-ги-че-ской за-щи-той. Са-ма ППУ вме-сте с сис-те-мами под-ве-ше-на на кон-соль-ных бал-ках, за-де-лан-ных в пе-ре-бор-ки.
Шестой отсек - турбинный. Состоит из блоч-ной па-ро-тур-бин-ной ус-та-нов-ке и ав-то-ном-ны-ми тур-бо-ге-не-ра-то-ром и хо-ло-диль-ны-ми ма-ши-на-ми па-ро-тур-бин-ной ус-та-нов-ки. Блок че-рез амор-ти-за-то-ры сто-ит на про-ме-жу-точ-ной ра-ме, ко-то-рая че-рез вто-рой кас-кад амор-ти-за-то-ров за-кре-п-ля-ет-ся к специальным стойкам. Также в этом отсеке расположен на специальной амортизированной платформе обратимый электромотор малого хода и муфта позволяющая отсоединять ГТЗА.
Седьмой отсек - вспомогательных механизмов. Через не-го про-хо-дит ва-ло-про-вод с глав-ным упор-ным под-шип-ни-ком в носу и уплотнением гребно-го ва-ла в кор-ме. Отсек двух-па-луб-ный. Также в нем на-хо-дит-ся рум-пель-ное от-де-ле-ние, в котором раз-ме-ще-ны ру-ле-вые гид-рав-ли-че-ские ма-шины, а так-же рум-пе-ли и концы бал-ле-ров ру-лей.
Над вторым и третьим отсека-ми рас-положено ог-ра-ж-де-ние руб-ки и вы-движ-ных уст-ройств. В корме - четыре стабилизатора об-ра-зу-ют кор-мо-вое опе-ре-ние. Ос-нов-ной вход в ПЛ - че-рез ог-ра-ж-де-ние руб-ки. Кро-ме то-го, име-ют-ся вспо-мо-га-тель-ные и ре-монт-ные лю-ки над первым пятым и седьмым отсеками.
Основным движителем является семилопастный малооборотный винт диаметром 4,4 метра. Вспомогательным - две выдвижные колонки мощностью по 420 л.с. обеспечивающие скорость до 5 узлов.
От установки водомётов решено было отказаться из-за меньшего КПД и меньшей эффективности на малых скоростях
Лодка обладает характеристиками превышающими требования к четвёртому поколению подводных лодок. Т.е. соответствует поколению 4+.
Для обеспечения малой шумности в нашем проекте мы отходим от традиционной для советского флота тяги к силовым установками большой мощности с малым удельным весом. Многоцелевые лодки 2 поколения имели два реактора по 70 мВт и турбину мощностью 31 тысячу лошадиных сил, лодки третьего - 190 мВт и 50 тысяч лошадиных сил. При этом известно, что масса силовых установок 2 и 3 поколений - приблизительно одинакова и находится в районе 1000 тон
н (по разным оценкам от 900 до 1100 тонн) - отличается только удельный вес - масса одной лошадиной силы.
Так вот, мы сознательно идём на снижение мощности силовой установки и отказываемся от унификации с силовыми установками других типов. При этом кроме снижения мощности мы ещё и упрощаем схему силовой установки. Такой подход позволяет уменьшить габариты и размеры силовой, увеличив количество оружия, при этом благодаря повышению удельных характеристик - повышается агрегатная надёжность. Плюс поскольку силовая меньшей мощности - она меньше шумит, стоит дешевле и более надёжна.
Силовая установка «Кикиморы» включает:
Состав радиоэлектронного вооружения вооружения -классический. Лодка имеет на вооружении гидроакустический комплекс с несколькими антеннами и выдвижные устройства. Прием информации от всех устройств и управление оружием осуществляется интегрированной боевой информационно-управляющей системой.
Гидроакустический комплекс подводной лодки состоит из:
Выдвижные устройства: (с носа в корму)
Как уже говорилось выше благодаря лёгкой силовой установке и облегченному корпусу лодка имеет чрезвычайно мощное для своих размеров вооружение составляющее 56 единиц оружия при стандартной загрузке. При этом противокорабельные ракеты и противолодочные ракето-торпеды - запускаются из УВП. Из торпедных аппаратов - запускаются торпеды.
Вооружение атомной подводной лодки состоит из:
Экипаж лодки состоит из 70 человек, в том числе 30 офицеров. Это практически соответствует лодкам проекта 971, где экипаж - 72-75 человек. На лодках проекта 671РТМ и на проекте 885 - около 100 человек. Для сравнения - на американских лодках типа «Вирждиния» экипаж 120 человек, а на Лос-Анджелесах вообще - 140. Весь лич-ный со-став раз-ме-щен в одноместных каю-тах и маломестных кубриках. Для прие-ма пи-щи и дру-гих ме-ро-прия-тий ис-пользует-ся две кают-компании - офи-цер-ская и мичманская. Лодка оснащена ме-ди-цин-ским блоком, ду-ше-выми ка-би-нами и сау-ной. Все жи-лые по-ме-ще-ния рас-по-ло-же-ны во 2-3-ом отсеках на 2 и 3 палубах.
По сравнению со своим прямым предшественником - проектом 671ртм - лодка стала короче почти на 12 метров, толще и потеряла 6 узлов скорости. За счёт снижения веса силовой установки (на 200-250 тонн) появилась возможность усилить вооружение отсеком с противокорабельными ракетами. При практически одинаковом подводном водоизмещении за счёт сокращения запаса плавучести (т.е. воды) на 900 тонн, увеличились обитаемые объемы что позволило поднять условия обитаемости. Шумность - снизилась радикально. Дальность обнаружения малошумных целей - тоже выросла. Автономность осталась на прежнем уровне, но условия размещения экипажа стали лучше, при этом лодка лучше в эксплуатации что позволит повысить коэффициент использования с 0,25 до 0,4.
По сравнению с одноклассником - проектом 885 - лодка проекта П-95 имеет в полтора раза меньшее водоизмещение и в полтора-два (в зависимости от количества кораблей серии) раза меньшую стоимость. Есть мнение что в малошумном режиме при движении под электромотором лодка будет тише даже проекта 885.
Проект П-95 смотрится весьма достойно и на фоне американской лодки типа Вирждиния. По крайней мере в дуэльных ситуациях наш корабль не будет не в чём уступать американскому.
На заре подводного судостроения, когда шел поиск оптимальных двигателей для субмарин, конструкторы экспериментировали, в том числе, с паросиловыми установками.
После того как в 1930-х годах дизель-электрические подлодки уже перешагнули 20-узловой рубеж, казалось, эра «паровых» субмарин завершилась навсегда. Но прошло всего полтора десятилетия, и о них вновь вспомнили. Разница состояла лишь в том, что пар для турбины должен вырабатывать не привычный котел, сжигающий органическое топливо, а котел атомный.
ФИЗИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ РАБОТЫ
В основе работы ядерной энергетической установки лежит управляемая цепная ядерная реакция. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц — нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра. При делении ядер образуются новые, более легкие ядра — осколки деления, испускаются нейтроны и освобождается большое количество энергии. Так, деление каждого ядра урана-235 сопровождается освобождением приблизительно 200 мегаэлектроновольт энергии. Из них примерно 83 % приходится на долю кинетической энергии осколков деления, которая в результате торможения осколков преобразуется в основном в тепловую энергию. Остальные 17 % ядерной энергии освобождаются в виде энергии свободных нейтронов и различных видов радиоактивного излучения. Вновь образованные нейтроны в свою очередь участвуют в делении других ядер.
ПЕРВЫЕ ШАГИ
Проработка вопросов создания ядерных силовых установок для подводных лодок началась в США в 1944 году, а уже через четыре года первая из них была спроектирована. Там же в июне 1952 года состоялась закладка первой атомной подводной лодки, получившей имя «Наутилус». На первый взгляд она была само воплощение человеческой мечты об истинной подводной лодке. Действительно, где, как только не в мечтах, можно было себе представить подводный корабль длиной почти 100 м способный более месяца, не всплывая, ходить скоростью более 20 узлов. Но, как это часто бывает, ощутимый качественный скачок в одной области технического прогресса повлек за собой целый букет сопутствующих проблем в смежных. Применительно к атомным силовым установкам — это прежде всего вопросы, связанные с ядерной безопасностью их эксплуатации и последующей утилизацией. Но в начале 1950-х годов об этом просто никто не задумывался.
ОБЩАЯ КОНСТРУКЦИЯ
Основной элемент ядерных энергетических установок — ядерный реактор — специальное устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция. В его состав входят активная зона, отражатель нейтронов, стержни управления и защиты, биологическая защита реактора. Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее и замедлитель нейтронов. В ней протекает управляемая реакция цепного деления ядерного горючего. Ядерное топливо размещается внутри так называемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), которые имеют форму цилиндров, стержней, пластин или трубчатых конструкций. Эти элементы образуют решетку, свободное пространство которой заполняется замедлителем. Основными материалами для оболочек тепловыделяющих элементов служат алюминий и цирконий. Нержавеющая сталь применяется в ограниченных количествах и только в реакторах на обогащенном уране, так как сильно поглощает тепловые нейтроны. Для отвода тепла через активную зону прокачивается жидкий теплоноситель.
В энергетических реакторах водо-водяного типа как замедлителем, так и теплоносителем систем является бидистиллят (дважды дистиллированная вода).
Чтобы сделать цепную реакцию возможной, размеры активной зоны реактора должны быть не меньше так называемых критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества (уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива ураном-235), от количества материалов, поглощающих нейтроны, вида и количества замедлителя, формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны назначаются больше критических, чтобы реактор располагал необходимым для нормальной работы запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону, должен сокращать утечку нейтронов. Он уменьшает критические размеры активной зоны, повышает равномерность нейтронного потока, увеличивает удельную мощность реактора, следовательно, уменьшает размеры реактора и обеспечивает экономию делящихся материалов. Обычно отражатель выполняется из графита, тяжелой воды или бериллия. Стержни управления и защиты содержат в себе материалы, интенсивно поглощающие нейтроны (например, бор, кадмий, гафний). К стержням управления и защиты относятся компенсирующие, регулирующие и аварийные стержни.
ОСНОВНЫЕ РАЗНОВИДНОСТИ
«Наутилус» имел силовую установку с водо-водяным реактором под давлением. Такие реакторы применены и на подавляющем большинстве других атомных субмарин.
В современных атомных установках ядерная энергия превращается в механическую только посредством тепловых циклов. Во всех механических установках атомных подводных лодок рабочим телом цикла является пар. Паровой цикл с промежуточным теплоносителем, передающим теплоту из активной зоны рабочему телу в парогенераторах, приводит к двухконтурной тепловой схеме энергетической установки. Такая тепловая схема с водо-водяным реактором получила самое широкое распространение на атомных подводных лодках. Первому контуру необходима защита, так как при прокачке теплоносителя через активную зону реактора содержащийся в воде кислород становится радиоактивным. Весь второй контур нерадиоактивен.
Для того чтобы получить во втором контуре пар заданных параметров, вода первого контура должна иметь достаточно высокую температуру, превышающую таковую производимого пара. Для исключения вскипания воды в первом контуре в нем необходимо поддерживать соответствующее избыточное давление, обеспечивающее так называемый «недогрев до кипения». Так, в первом контуре зарубежных корабельных ядерных силовых установок поддерживается давление 140-180 атмосфер, которое позволяет нагревать воду контура до 250-280° С. При этом во втором контуре генерируется насыщенный пар давлением 15-20 атмосфер при температуре 200-250° С. На советских подводных лодках первого поколения температура воды в первом контуре составляла 200° С, а параметры пара — 36 атмосфер и 335° С.
С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В 1957 году в состав ВМС США вошла вторая атомная подводная лодка «Сивулф». Ее принципиальное отличие от «Наутилуса» заключалось в ядерной силовой установке, где применялся реактор с натрием в качестве теплоносителя. Теоретически это должно было снизить удельную массу установки за счет снижения веса биологической защиты, а главное — повышения параметров пара. Температура плавления натрия, составляющая всего 98° С, и высокая температура кипения — более 800° С, а также отличная теплопроводность, в которой натрий уступает только серебру, меди, золоту и алюминию, делает его очень привлекательным для использования в качестве теплоносителя. Нагревая жидкий натрий в реакторе до высокой температуры, при относительно небольшом давлении в первом контуре — порядка 6 атмосфер, во втором контуре получали пар давлением 40-48 атмосфер с температурой перегрева 410-420°С.
Практика показала, что, несмотря на все преимущества, ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем обладает рядом существенных недостатков. Чтобы сохранить натрий в расплавленном состоянии, в том числе и в период бездействия установки, на корабле необходимо иметь специальную постоянно действующую систему подогрева жидкометаллического теплоносителя и обеспечения его циркуляции. В противном случае натрий и сплав промежуточного контура «замерзнут» и энергетическая установка будет выведена из строя. В ходе эксплуатации «Сивулфа» обнаружилось, что жидкий натрий химически чрезмерно агрессивен, в результате чего трубопроводы первого контура и парогенератор быстро коррозировали, вплоть до появления свищей. А это очень опасно, так как натрий или его сплав с калием бурно реагируют с водой вплоть до теплового взрыва. Утечка радиоактивного натрия из контура вынудила сначала отключить пароперегревательные секции парогенератора, что привело к снижению мощности установки до 80 %, а потом, через год с небольшим после вступления в строй, и вообще вывести корабль из состава флота. Опыт «Сивулфа» заставил американских военных моряков окончательно сделать выбор в пользу водо-водяных реакторов. А вот в СССР эксперименты с жидкометаллическим теплоносителем продолжались гораздо дольше. Вместо натрия применялся сплав свинца с висмутом — гораздо менее пожаро- и взрывоопасный. В 1963 году вступает в строй подлодка проекта 645 с таким реактором (по сути — модификация первых советских атомных субмарин проекта 627, на которых применялись водо-водяные реакторы).
А в 1970-е годы состав флота пополнили семь подлодок проекта 705 с ядерной силовой установкой на жидкометаллическим носителе и титановым корпусом. Эти субмарины обладали уникальными характеристиками — они могли развивать скорость до 41 узла и погружаться на глубину 700 м. Но эксплуатация их была чрезвычайно дорогой, из-за чего лодки этого проекта прозвали «золотыми рыбками». В дальнейшем ни в СССР, ни в других странах реакторы с жидкометаллическим теплоносителем не применялись, а повсеместно принятыми стали водо-водяные реакторы.
