Атомный реактор подводной лодки мощность. Американские подводные лодки: список. Проекты атомных подводных лодок. Десантные американские подводные лодки
Введение
Если внимательно изучить историю советского ВМФ, то в глаза бросается именно количественные показатели - советский подводный флот был многочисленным. При этом видно, что основу советского флота составляли не суперподлодки, а простые и дешевые лодки массовых серий.
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:
- Для снижения массогабаритных характеристик и стоимости атомной силовой установки - уменьшаем потребную скорость полного хода с 31-33 до 25 узлов, что даст снижение максимальной мощности силовой установки в 2,5 раза по сравнению с лодками 3 поколения. Т.е. до 20 тыс. л.с. Дело в том, что когда лодка идет на максимальной скорости она из-за грохота воды теряет как скрытность, так и возможность обнаруживать цели. При этом снижение мощности силовой установки уменьшить вес и потратить сэкономленный вес на усиление вооружения. В нашем случае - на ракетный отсек с 16 ракетами.
- Отказ от чрезвычайного количественного дублирования систем, а также от повышенного запаса плавучести (у нас он будет в районе 16%), и спасательной камеры.
- Уменьшение по сравнению с лодками 3 поколения максимальной глубины погружения с 600 до 450 метров, что позволит уменьшить массу корпуса.
- Полуторакорпусная архитектура - такая же, как на Северодвинске. Однокорпусную архитектуру имеют 2 и 3 отсеки - жилые и управления. Остальные - двухкорпусную.
- Вооружение - комбинированное - УВП для ракет и торпедные аппараты для торпед. Причём ТА двух калибров: большого - для боевых торпед и малого - для антиторпед и средств активной постановки гидроакустических помех.
- Торпедные аппараты имеют классическое для советского флота расположение - в верхней полусфере в носовой части. Поскольку сейчас лодка имеет не только сферическую антенну в носовой части, но и бортовые конформные антенны.
- Лодки должны строиться на заводах второго эшелона в Санкт-Петербурге, Нижнем Новгороде и Комсомольске-на-Амуре, срок строительства серийной лодки - не более трёх лет, стоимость 18-20 млрд. рублей.
Устройство атомной подводной лодки
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.
Первый отсек - торпедный, в его верх-ней по-ло-ви-не рас-по-ло-же-ны ка-зен-ные час-ти тор-пед-ных ап-па-ра-тов и весь бое-за-пас на ав-то-ма-ти-зи-ро-ван-ных стел-ла-жах. Под ним расположено по-ме-ще-ние cо стой-ками ап-па-ра-ту-ры ра-дио-элек-трон-но-го воо-ру-же-ния, сред-ст-ва вен-ти-ля-ции и кон-ди-цио-ни-ро-ва-ния от-се-к. Под ними - трю-мы и ак-ку-му-ля-тор-ная яма.
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
Силовая установка и оборудование
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:
- один атомный реактор мощностью 70 МВт, с двумя парогенераторами, по одному насосу первого контура на каждом. Примерно такая схема атомного реактора используется на американских АПЛ типа Вирджиния. Реактор может работать в малошумном режиме с естественной циркуляцией на мощности 20% от номинальной, обеспечивая паром только турбогенератор лодки.
- один ГТЗА с однокорпусной паровой турбиной и планетарным редуктором мощностью на валу 20000 л.с. При этом, при ходе под турбиной гребной электромотор работает как генератор, что позволяет отключить парогенератор и идти только под одним агрегатом.
- обратимый гребной электромотор для малошумного хода мощностью 1500 кВт. Установлен перед турбиной, т.е. ГТЗА можно отключить и идти только под турбогенератором и электромотором, а можно наоборот включить ГТЗА и выключить турбогенератор, тогда гребной электромотор работает как генератор. Наличие только одного работающего устройства исключает резонансы и снижает шумность лодки.
- один малошумный автономный турбогенератор мощностью 3500 кВт. При этом турбогенератор расположен по оси лодки плоскости лодки - под турбиной на одной с ней амортизированной платформе, только снизу. Такая схема - обеспечивает минимизацию шумов издаваемых генератором и позволяет получить при движении под электромотором на малошумном режиме - минимальную шумность. При этом и АТГ и ГТЗА используют каждый собственную арматуру - конденсаторы, холодильники, насосы и т.д. Включая запасы питательной воды. Что позволяет повысить надёжность силовой установки и автономность лодки.
- один дизель-генератор мощностью 1600 кВт. Расположен в 3 отсеке. Одну большую аккумуляторную батарею в первом отсеке и 3 малых аккумуляторных батареи во 2, 3 и 7 отсеках.
Радиоэлектронное вооружение
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:
- носовой сферической антенны диаметром 4,4 метра
- двух бортовых низкочастотных конформных антенн
- высокочастотной противоминной ГАС в носовой части рубки
- буксируемой низкочастотной антенны
- системы неакустического обнаружения надводных кораблей по кильватерному следу
Выдвижные устройства: (с носа в корму)
- универсальный оптронный перископ - кроме нескольких оптических каналов оснащён лазерным дальномером и тепловизором.
- многоцелевой комплекс цифровой связи - обеспечивает как наземную, так и космическую связь в нескольких диапазонах.
- комплекс РЛС/РЭБ - представляет собой многофункциональную РЛС с фазированной антенной решеткой, способной обнаруживать как надводные так и воздушные цели, с дополнительной возможностью ставить помехи.
- РДП - устройство для работы дизеля под водой.
- цифровой комплекс пассивной радиотехнической разведки - вместо старых радиопеленгаторов. Имеет более широкий диапазон применения и при этом благодаря пассивному режиму работы - не засекается средствами РТР противника.
Вооружение
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:
- 16 пусковых установок в 4-х прочных шахтах расположенных в районе миделя корабля. Это не «Ониксы», они не влезли по длине. В нашем случае используются в три раза более дешевые твердотопливные ПКР и ракето-торпеды вертикального пуска (они твердотопливные изначально). ПКР имеет массу 2,5 тонны, трансзвуковую скорость и дальность полёта 200 км при БЧ в 450 килограмм, противолодочная ракето-торпеда - имеет дальность 35 км (больше для лодки и не нужно) и боевую часть в виде 324-мм торпеды или подводной ракеты.
- Четырех 605-мм торпедных аппаратов с боезапасом в 20 торпед - 4 в ТА и 16 на механизированных стеллажах. Увеличение калибра торпед связано с желанием повысить возможности торпеды без увеличения длины. Если обычная советская торпеда имеет калибр 533-мм и длину 7,9 метров, то наша торпеда при практически той же длине (8 метров) толще, тяжелее на тонну (т.е. весит три тонны). В боезапас ходят торпеды двух типов - первая имеет тяжёлую БЧ весом 800 кг (современные супертанкеры настолько огромны, что требуют больших БЧ), вторая - высокую скорость и дальность - 50 узлов/50 км.
- Также вместо части торпед лодка может принимать до 64 мин различных типов.
- Четырех 457-мм торпедных аппарата, предназначенных для запуска антиторпед, постановщиков гидроакустических помех, имитаторов и малых противоминных торпед. Боезапас - 4 торпеды в ТА и 16 в два эшелона в механизированных стеллажах. Вместо 16 малых торпед на стеллажи можно принять 4 большие торпеды. Мини-торпеда имеет длину 4,2 метра и массу 450 килограмм, дальность стрельбы до 15 километров, и массу БЧ 120 килограмм.
- Шести ПЗРК «Игла» с запасом ракет.
Экипаж и обитаемость
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.
Сравнение с конкурентами
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.
К одним из самых больших в мире атомных подводных лодок можно с уверенностью отнести тяжёлые ракетные подводные крейсера стратегического назначения проекта 941 «Акула». Классификация НАТО – SSBN «Typhoon». В 1972 году после получения задания, в ЦКМБМТ «Рубин», приступили к разработке данного проекта.
История создания
В декабре 1972 года было выдано тактико-техническое задание на проектирование, С.Н. Ковалев был назначен главным конструктором проекта. Разработка и создание нового типа подводных крейсеров позиционировалось как ответ на строительство ПЛАРБ типа «Огайо» в США. На вооружении планировалось использовать твердотопливные трехступенчатые межконтинентальные баллистические ракеты Р-39 (РСМ-52), габариты этих ракет и обусловили размеры нового корабля. Если сравнивать с ракетами «Трайдент-I», которыми оснащены ПЛАРБ типа «Огайо», то ракета Р-39 обладает значительно лучшими характеристиками в дальности полета, забрасываемой массы и имеет 10 блоков, в то время как у «Трайдента» таких блоков 8. Но при этом Р-39 значительно превосходит размерами, она почти вдвое длиннее, и имеет массу втрое больше американского аналога. Компоновка РПКСН по стандартной схеме не подходила для размещения ракет столь большого размера. Решение о начале работ по строительству и проектированию стратегических ракетоносцев нового поколения было принято 19 декабря 1973 года.
В июне 1976 года на предприятии «Севмаш» была заложена первая лодка этого типа ТК-208, которая спущена на воду 23 сентября 1980 года (аббревиатура ТК означает «тяжелый крейсер»). Изображение акулы было нанесено в носовой части, ниже ватерлинии, перед спуском лодки на воду, позже на форме экипажа появились нашивки с акулой. 4 июля 1981 года головной крейсер вышел на морские испытания, на месяц ранее американской ПЛАРБ «Огайо», проект которой был запущен раньше. 12 декабря 1981 года вступила в строй ТК-208. В период с 1981 по 1989 год введено в строй и спущено на воду 6 лодок типа «Акула». Седьмой корабль данной серии так и не был заложен.
Более 1000 предприятий бывшего Союза обеспечивало строительство подводных лодок данного типа. 1219 сотрудников «Севмаша», участвовавших в создании корабля были награждены правительственными наградами.
Заявление о создании лодок серии «Акула» прозвучало на XXVI съезде КПСС от Брежнева, который заявил: У нас имеется система «Тайфун», аналогичная новой американской подводной лодке «Огайо» вооруженную ракетами «Трайдент-I». «Тайфуном» новая лодка «Акула» была названа умышленно, на тот момент холодная война еще не была окончена, для введения противника в заблуждение и прозвучало название «Тайфун».
В 1986 году был построен дизель-электрический транспорт-ракетовоз, водоизмещение которого составляло 16 000 тонн, количество принимаемых ракет на борт 16 БРПЛ. Транспорт получил название «Александр Брыкин» и был предназначен для обеспечения перезарядки ракетами и торпедами.
Длительный высокоширотный поход в Арктику был осуществлен в 1987 году лодкой ТК-17 «Симбирск». Во время этого похода была произведена неоднократная замена экипажей.
На ТК-17 «Архангельск» при проведении учебного пуска в шахте взорвалась и сгорела учебная ракета, пуски проводились в Белом море 27 сентября 1991 года. При взрыве сорвало крышку ракетной шахты и выброшена в море боевая часть ракеты. После этого инцидента лодка встала на небольшой ремонт, экипаж при взрыве не пострадал.
«Одновременный» пуск 20 ракет Р-39 прошел на испытаниях проводимых Северным флотом в 1998 году.
Особенности конструкции
Энергетическая установка на лодках данного типа выполнена в виде двух независимых эшелонов, которые расположены в прочных корпусах, корпуса эти разные. Для контроля состояния реакторов используется импульсная аппаратура, на случай потери электроснабжения реакторы оснащены системой автоматического гашения.
Еще на стадии проектирования в техническое задание был включен пункт о необходимости обеспечения безопасного радиуса, в связи с этим проведена разработка и ряд экспериментов, в опытных отсеках, методов расчета динамической прочности наиболее сложных узлов корпуса (крепление модулей, всплывающих камер и контейнеров, межкорпусные связи).
Так как стандартные цеха не подходили для постройки лодок типа «Акула», пришлось возводить новый цех за номером 55 на «Севмаше», который в настоящее время является одним из самых больших крытых эллингов в мире.
Подводные лодки типа «Акула» обладают достаточно большим запасом плавучести 40%. За то что половина водоизмещения на лодках этого типа приходится на балластную воду, они получили неофициальное название на флоте — «водовоз», еще одно неофициальное название «победа техники над здравым смыслом» было присвоено лодке в конкурирующем КБ «Малахит». Существенной причиной повлиявшей на принятие такого решения было требование обеспечить наименьшую осадку корабля. Данное требование было вполне обоснованно получением возможности использования уже существующих ремонтных баз и пирсов.
Именно большой запас плавучести вместе с достаточно прочной рубкой дают возможность проломать лед, толщина которого составляет до 2,5 метров, это позволяет вести боевое дежурство в северных широтах практически до северного полюса.
Корпус
Одной из особенностей конструкции лодки является наличие пяти обитаемых прочных корпусов внутри легкого корпуса. Два из которых, основные, их наибольший диаметр составляет 10 метров, расположены по принципу катамарана – параллельно друг другу. Ракетные шахты с ракетными комплексами Д-19 находятся в передней части корабля, между главными прочными корпусами.
Помимо этого, лодка оснащена тремя герметичными отсеками: торпедный отсек, отсек модуля управления с центральным постом и кормовой механический отсек. Такое размещение трех отсеков между основными корпусами лодки существенным образом повышает пожаробезопасность и живучесть лодки. Согласно мнению генерального конструктора С.Н. Ковалева:
«Произошедшее на «Курске» (проект 949А), на подводных лодках проекта 941, не могло привести к таким катастрофическим последствиям. Торпедный отсек на «Акуле» выполнен в виде отдельного модуля. В случае взрыва торпеды не могло произойти разрушения нескольких основных отсеков и гибели всего экипажа.»
Главное корпуса соединяются между собой тремя переходами: в носу, в центре и в корме. Переходы проходят через промежуточные отсеки капсулы. Количество водонепроницаемых отсеков на лодке – 19. Спасательные камеры, размещенные у основания рубки под ограждением выдвижных устройств, способны вместить весь экипаж. Количество спасательных камер -2.
Изготовление прочных корпусов осуществлялось из титановых сплавов, легкий корпус – стальной и имеет нерезонансное противолокационное и звукоизолирующее покрытие, вес которого составляет 800 тонн. Американские специалисты считают, что звукоизолирующим покрытием снабжены так же прочные корпуса лодки.
На корабле установлено развитое крестообразное кормовое оперение с горизонтальными рулями, которое имеет размещение непосредственно за винтами. Убирающимися выполнены передние горизонтальные рули.
Для осуществления возможности несения дежурства в северных широтах, ограждение рубки изготовлено очень прочным, имеющим способность проломать лед, толщина которого составляет от 2 до 2,5 метров (в зимний период толщина льда в Северном ледовитом океане может быть от 1,2 до 2 метров, иногда достигает 2,5 метров). Снизу поверхность льда составляют наросты в виде сосулек или сталактитов имеющих довольно большие размеры. Во время всплытия на лодке убираются носовые рули, а сама она прижимается к ледяному слою специально приспособленным для этого носом и рубкой, затем осуществляется резкий продув цистерны главного балласта.
Силовая установка
Проектирование главной ядерной энергетической установки осуществлено по блочному принципу. В главную установку входят два водо-водяных реактора на тепловых нейтронах ОК-650 тепловая мощность которых на валу составляет 2х50 000 л.с. а так же в обоих прочных корпусах расположены две паротурбинные установки, это значительным образом повышает живучесть лодки.
На лодках проекта «Акула» применяется двухкаскадная система резинокордной пневматической амортизации и блочная система механизмов и оборудования, что позволяет значительным образом улучшить виброизоляцию узлов и агрегатов, и таким образом снизить шумность лодки.
В качестве движителей используются два низкооборотных малошумных семилопастных гребных винта фиксированного шага. Для снижения уровня шума винты находятся в кольцевых обтекателях (фенестронах).
Система резервного средства движения включает в себя два электродвигателя постоянного тока по 190 кВт. При маневрировании в стесненных условиях на лодке используются подруливающее устройство, представляющее из себя две откидные колонки с электродвигателями по 750 кВт и поворотными гребными винтами. Эти устройства размещаются в носовой и кормовой части корабля.
Размещение экипажа
Размещение экипажа осуществляется в условиях повышенной комфортности. На подводных лодках проекта «Акула» предусмотрен салон для отдыха экипажа, плавательный бассейн размерами 4х2 метра глубина которого 2 метра, бассейн заполняется пресной либо соленой забортной водой с возможностью подогрева, спортзал, солярий, сауна, а так же «живой уголок». Размещение рядового состава происходит в маломестных кубриках, командный состав размещен в двух либо четырехместных каютах обеспеченных умывальниками, телевизорами и кондиционерами. Кают-компании две: одна для офицеров, а вторая для матросов и мичманов. За условия комфортности созданные на лодке, среди моряков она получила название «плавучий «Хилтон»».
Вооружение
Основным вооружением ТК являются 20 трехступенчатых твердотопливных баллистических ракет Р-39 «Вариант». Стартовая масса данных ракет вместе с пусковым контейнером составляет — 90 тонн, а длинна 17,1 м, это наибольшая стартовая масса из всех принятых на вооружение БРПЛ.
Ракеты имеют разделяющуюся боевую часть на 10 боеголовок с индивидуальным наведением, каждая по 100 килотонн в тротиловом эквиваленте, дальность полета ракет – 8 300 км. В связи с тем, что Р-39 имеют достаточно большие габариты, единственным их носителем являются лодки проекта 941 «Акула».
Испытания ракетного комплекса Д-19 проводились на специально переоборудованной дизельной субмарине К-153 (проект 619), на ней была размещена только одна шахта для Р-39, количество запусков бросковых макетов ограничено семью.
запуск ракеты Р-39 с подводной лодки проекта 941 «Акула»
С лодок проекта «Акула» может быть осуществлен старт всего боекомплекта одним залпом, интервал между стартом ракет минимальный. Запуск ракет можно осуществить из надводного и подводного положения, в случае запуска из подводного положения глубина погружения составляет до 55 метров, ограничения по погодным условиям для запуска ракет нет.
Использование амортизационной ракетно-стартовой системы АРСС позволяет осуществить старт ракеты с помощью порохового аккумулятора давления из сухой шахты, это в значительной мере уменьшает уровень предстартового шума, а так же сокращает интервал между запусками ракет. Одной из особенностей комплекса является подвешивание ракет у горловины шахты при помощи АРСС. На стадии проектирования было предусмотрено размещение боекомплекта из 24 ракет, однако решением главкома ВМФ СССР адмирала С.Г. Горшкова, число ракет было сокращено до 20.
Разработка нового усовершенствованного варианта ракеты Р-39УТТ «Барк» была начата после принятия постановления правительства в 1986 году. На новой модификации ракеты планировалось реализовать систему прохождения через лед, а так же увеличить дальность до 10 000 км. По плану, перевооружить ракетоносцы было необходимо до 2003 года к моменту истечения гарантийного ресурса ракет Р-39. Однако, испытания новых ракет прошли не удачно, после третьего пуска закончившегося провалом, в 1998 году Министерством обороны принято решение о прекращении работ над комплексом, к моменту принятия такого решения готовность комплекса составляла 73%. Разработка другой твердотопливной БРПЛ «Булава» была поручена Московскому институту теплотехники, разработавшему сухопутную МБР «Тополь-М».
Помимо стратегического вооружения, на лодках проекта 941 «Акула» размещено 6 торпедных аппаратов калибра 533 мм, которые могут быть использованы для постановки минных заграждений стрельбы ракето-торпедами и обычными торпедами.
Система противовоздушной обороны обеспечена восемью комплексами ПЗРК «Игла-1».
Лодки проекта «Акула» оснащены радиоэлектронным вооружением следующих типов:
- «Омнибус» — боевая информационно-управляющая система;
- аналоговый гидроакустический комплекс «Скат-КС» (на ТК-208 установлен цифровой «Скат-3»);
- гидроакустическая станция миноискания МГ-519 «Арфа»;
- эхоледомер МГ-518 «Север»;
- радиолокационный комплекс МРКП-58 «Буран»;
- навигационный комплекс «Симфония»;
- комплекс радиосвязи «Молния-Л1» с системой спутниковой связи «Цунами»;
- телевизионный комплекс МТК-100;
- две антенны буйкового типа, позволяют принимать радиосообщения, целеуказания и сигналы спутниковой навигации при нахождении на глубине до 150 м и подо льдами.
| Интересные факты |
|
Во второй половине 80-х годов XX века начался интенсивный процесс снятия с эксплуатации и вывода из состава ВМФ России атомных подводных лодок (АПЛ). Это было связано как с истечением сроков службы, так и с выполнением Российской Федерацией международных обязательств по сокращению вооружений. Основные результаты работ по утилизации трех поколений АПЛ представлены в таблице.
В настоящее время период активной утилизации АПЛ, когда ежегодно утилизировалось с формированием одно - или трехотсечных блоков более 10 АПЛ в год, закончился. АПЛ 1-го поколения практически полностью утилизированы (за исключением аварийных АПЛ). Второе поколение также в основном выведено из эксплуатации и утилизировано по принятой схеме. В течение последующих нескольких лет будет происходить вывод из эксплуатации и утилизация 2 – 5 АПЛ 2-го и 3-го поколений в год.
В настоящее время для решения проблем хранения реакторных отсеков (РО), обращения с радиоактивными отходами (РАО), образующимися при утилизации, необходимо создание дополнительной инфраструктуры, включающей строительство пунктов долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ), региональных центров по кондиционированию и хранению РАО, причальных стенок, реконструкция железнодорожных коммуникаций и т.д. Все это требует привлечения значительных финансовых и трудовых ресурсов. Масштаб решаемых задач иллюстрирует рис.1, на котором показана одна из площадок долговременного хранения реакторных отсеков утилизированных АПЛ.
Общая сумма затрат на строительство наземного хранилища на 120 РО в Сайда-губе превышает 300 млн. евро.
Рисунок 1. Площадка долговременного хранения реакторных отсеков.
Предполагается, что РО в ПДХ должны храниться в течение 75-100 лет, после чего должен быть окончательно решен вопрос об их утилизации. Учитывая, что массы РО АПЛ относительно не велики (около 1000 тонн), а ПДХ расположены далеко от сталеплавильных предприятий, их окончательная утилизация (окончательная разделка и переплавка стали) экономически сомнительна.
При решении вопроса об окончательной утилизации следует также учитывать, что в РО загружаются твердые радиоактивные отходы, образующиеся при утилизации АПЛ.
Значительная часть ядерных энергетических установок (ЯЭУ) выводимых из эксплуатации АПЛ 2-го и 3-го поколений не выработали назначенные ресурсные показатели и в основном находятся в хорошем состоянии.
В настоящее время в России развертывается программа строительства плавучих атомных электростанций малой мощности. Энергоблоки плавучих АЭС планируется создавать на базе судовых реакторных установок типа КЛТ-40 (прототипом являлся реактор ОК-900), хорошо зарекомендовавших себя при эксплуатации на атомных судах. Так, например, ЯЭУ атомного ледокола «Арктика» (реактор ОК-900) успешно эксплуатировалась с 1975 по 3 октября 2008 годы; за 176384 часа эксплуатации при средней мощности 63,1 МВт энерговыработка составила 11132456 МВт*часов. Следует отметить, что реакторная установка ледокола имела проектный ресурс 90000 часов при работе на номинальной мощности 170 МВт, и, следовательно, энерговыработка реактора могла бы составить 15,5 млн. МВт*часов.
ЯЭУ АПЛ принципиально ничем не отличаются от ледокольных установок. По существу, технология лодочных реакторов с водой под давлением создала основу и для атомных станций с корпусными реакторами.
«Мы всегда стремились создать атомные энергетические установки двойного назначения, ибо создание военной и гражданской техники на основе единой технологии очень эффективно для совершенствования и той и другой» – так считает академик Н.С. Хлопкин. Именно в ЯЭУ АПЛ были использованы технические решения, которые сегодня стали обязательными для большой атомной энергетики: активные зоны обладали обратными отрицательными связями по температурам топлива и замедлителя, а сами ЯЭУ имели защитное ограждение в виде прочного корпуса РО.
Эксперты из РНЦ «Курчатовский институт» при разработке концепции строительства подземных АЭС еще в 1993 году отмечали, что «благодаря малым габаритам и массе можно использовать корабельные решения по энергетическим установкам и в подземных атомных электростанциях. Комплексная автоматизация, герметичное исполнение оборудования, сведение к минимуму жидких и газообразных отходов, отработанность технологии и высокое качество изготовления благодаря выполнению большей части монтажных работ на машиностроительных заводах - все эти свойства очень хорошо вписываются в концепцию подземной АЭС».
Корпуса реакторов относятся к оборудованию с длительным циклом производства и являются наиболее дорогостоящими частями ЯЭУ. Единственным предприятием, которое в настоящее время производит подобное оборудование, являются «Ижорские заводы». Технологический цикл изготовление корпуса реактора в зависимости от типа реактора составляет 2-3 года. Учитывая не беспредельные производственные возможности «Ижорского завода», по мнению авторов не целесообразно загружать его дополнительными заказами для плавучих АЭС.
Также следует учитывать, что стоимость изготовления реакторов для плавучей АЭС составляет по разным оценкам от 40 до 60 % общей стоимости станции. Таким образом, при строительстве плавучих АЭС представляется экономически целесообразным использовать готовые РО выводимых из эксплуатации АПЛ.
Для данных целей в полной мере подходят эксплуатируемые или находящиеся на этапах вывода из эксплуатации и временного хранения на плаву АПЛ 2-го - 3-го поколений (общее количество таких АПЛ составляет примерно 140 единиц ). Использование уже сформированных в процессе утилизации АПЛ 1-3 отсечных РО подлежит отдельному рассмотрению в каждом конкретном случае.
ЯЭУ гражданского и военного назначения имеют незначительные конструктивные различия. Предполагаемые к утилизации АПЛ 2-го поколения имеют по 2 реактора тепловой мощностью 90 МВт, АПЛ 3-го поколения − по 1-2 реактора тепловой мощностью 180 МВт.
В докладе будет рассмотрена одна из составляющих, оказывающая существенное влияние на безопасность использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ – охрупчивание корпусной стали реактора под воздействием потока быстрых нейтронов. Материал корпусов реакторов гражданского и военного назначения одинаков – сталь типа 15Х2МФАА.
Работа ЯЭУ на парциальных нагрузках существенно уменьшает выработку ресурса корпуса реактора, который определяется сдвигом критической температуры хрупкости материала корпуса, обусловленной, главным образом, флюенсом быстрых нейтронов. Исследования основного металла и металла сварных швов корпусов реакторов атомного ледокола «Ленин», выполненные после снятия его с эксплуатации при выработке ресурса 106700 часов, подтвердили возможность продления проектного часового ресурса корпусов реакторов, работавших на мощностях меньше номинальной.
Для исследования возможности применения ЯЭУ утилизируемых АПЛ авторами была проведена оценка охрупчивания корпусов реакторов АПЛ с использованием стандартных методик и эксплуатационных параметров, достигнутых реакторами ледокола «Арктика».
Критическая температура хрупкости материала корпуса реактора (Тк) является фактором, ограничивающим срок его службы, и определяется суммой
ТК = ТК0 + ΔТТ + ΔТN + ΔТF, (1)
где ТК0 – критическая температура хрупкости материала в исходном состоянии,
ΔТТ – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие температурного старения;
ΔТN – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие циклической повреждаемости (для судовых ЯЭУ ΔТN не является определяющим фактором, и может быть принят равным нулю);
ΔТF – сдвиг критической температуры хрупкости вследствие нейтронного облучения.
Используя стандартные зависимости, рассчитаем величину флюенса быстрых нейтронов Fn на корпусе реактора ледокола «Арктика»:
Fn = F0*(ТF/AF)3 = 1018*(110/23)3 = 1,1 1020 см - 2 , (2)
где AF – коэффициент охрупчивания нижнего сварного шва;
F0 = 1018 см - 2 – пороговое значение флюенса;
ТF = 110 0С – сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода в результате облучения.
В этом случае средняя плотность потока быстрых нейтронов на корпусе реактора за время эксплуатации τ составит
φб = Fn/τ = 1,1 1020/176384 3600 = 1,73 1011см – 2c – 1, (3)
и, следовательно, время работы реактора на средней за время эксплуатации мощности составляет
τ = Fn/φб 3600 = 1,1 1020/1,73 1011 3600 = 176622 часа. (4)
Полученный результат хорошо согласуется с зарегистрированным временем работы реактора ледокола «Арктика», что означает – сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода был принят правильно. Опираясь на эти данные и учитывая, что плотности потоков быстрых нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ примерно одинаковы, можно предположить, что реакторы утилизируемых АПЛ способны достигать энерговыработки 11 – 12 миллионов МВт*часов и больше.
ЯЭУ утилизируемых АПЛ, по мнению специалистов, далеки от выработки ресурсных показателей. Специфика эксплуатации АПЛ заключается в том, что доля режимов работы ЯЭУ на нагрузках, близких к максимальным, невелика. Кроме этого, начиная с 90-х годов ХХ столетия, АПЛ не так часто выходили в море.
Учитывая, что номинальная мощность реакторов АПЛ 2-го поколения составляет 90 МВт, средняя мощность за время эксплуатации большинства из них не превышала 30%, т.е. 27 МВт, а время работы на мощности составляло около 40000 часов, получим энерговыработку порядка 1,08 млн. МВт*часов.
Считая плотности потоков нейтронов в реакторах ледоколов и АПЛ близкими по значению, и также полагая, что значения плотностей нейтронных потоков пропорциональны мощности реакторов, а, следовательно, флюенс быстрых нейтронов на корпус реактора пропорционален его энерговыработке, имеем значение флюенса при энерговыработке 1,08 млн. МВт*часов Fn = 1,07∙1019 см – 2. При этом сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода для материала корпусов реакторов АПЛ составит
ТF = Aw*(Fn/F0)1/3 = 23*(1,07∙1019/1018)1/3 ≈ 49,5 0С. (5)
Следовательно, остаточный ресурс корпуса реактора АПЛ по флюенсу быстрых нейтронов на корпусе составляет 10 - 11 миллионов МВт*часов, а возможно, и более.
Расчет флюенса быстрых нейтронов на корпусе реактора сопряжен с определенными трудностями:
− в конце кампании активной зоны происходит увеличение плотности потока нейтронов;
− нет точной информации о плотности потока нейтронов в реакторе (особенно быстрых нейтронов);
− за время эксплуатации реактора в нем «сжигается» несколько активных зон, что приводит к накоплению ошибки в определении флюенса;
− в судовые реакторы не загружаются образцы-свидетели, позволяющие судить об изменении физико-механических свойств корпусной стали.
Точнее чем флюенс быстрых нейтронов, в результате эксплуатации определяется энерговыработка реактора. Поэтому значительный интерес представляет зависимость сдвига критической температуры в результате нейтронного облучения от энерговыработки реактора. Очевидно, что эта зависимость будет иметь такой же вид
ТF = Aw*(W/W0)1/3, (6)
где Aw – коэффициент охрупчивания, обусловленный энерговыработкой,
W – достигнутая энерговыработка,
W0 – пороговая энерговыработка.
Данная зависимость справедлива в диапазоне изменения энерговыработки от 1*106 МВт*час до 3*107 МВт*час. Так как ректоры всех судовых ЯЭУ изготавливаются по одинаковой технологии из стали 15Х2МФАА и имеют примерно одинаковую толщину железо-водной защиты корпуса, то при проведении расчета принималось, что Aw = 49,5.
Полученная зависимость позволяет прогнозировать сдвиг критической температуры хрупкости в результате нейтронного облучения материала корпусов судовых реакторов от энерговыработки (рис. 2). Анализ кривой показывает, что судовые реакторы способны достигать энерговыработки 15,5*106 МВт*часов, при этом сдвиг критической температуры хрупкости не превысит 125 0 С.
Рисунок 2. Прогноз сдвига критической температуры хрупкости от нейтронного облучения для судовых реакторов.
Таким образом, остаточный ресурс ЯЭУ 2-го поколения может достигать максимальной величины 14,4 106 МВт*часов (реально около 10*106 МВт*часов). Отсюда следует, что при использовании ЯЭУ утилизируемых АПЛ 2-го поколения в составе энергомодулей плавучих АЭС, работающих с КИУМ (коэффициент использования установленной мощности) = 0,7, они смогут работать около 25 лет до утилизации.
Если считать, что для АПЛ 3-го поколения средний уровень мощности составляет как на АПЛ 2-го поколения приблизительно 30 % или 54 МВт, а время работы на этой мощности около 30000 часов, то получим энерговыработку 1,62*106 МВт*часов. Тогда остаточный ресурс корпусов этих реакторов по энерговыработке составит около 13,9*106 МВт*часов. При работе на плавучих АЭС с КИУМ = 0,7 возможное время эксплуатации этих реакторов составит примерно 110 тысяч часов или примерно12,5 лет.
Таким образом, основной фактор, определяющий ресурс работы материала корпуса реактора – сдвиг критической температуры хрупкости в результате нейтронного облучения реакторов АПЛ, не является основанием для отказа от использования реакторных установок утилизированных АПЛ в качестве энергетических модулей для плавучих АЭС.
Примерная методология решения этого вопроса может быть представлена схемой на рисунке 3.
Рис. 3. Методологическая схема решения вопроса об использовании ЯЭУ АПЛ в качестве энергетического модуля на плавучей АЭС.
Кроме того, высокая надежность и живучесть ЯЭУ подтверждена как многолетним опытом эксплуатации, так и имевшей место гибелью подводных лодок. Реакторы всех затонувших АПЛ были надежно заглушены, при этом ни разу не было зарегистрировано радиационного загрязнения акватории. Последним примером тому служит катастрофа АПЛ «Курск» (август 2000г.).
По достижении предельной энерговыработки характеристики ударной вязкости металла корпусов реакторов могут быть восстановлены путем сухого низкотемпературного отжига, технология которого разработана и используется в нашей стране уже многие годы. C 1987 по 1992 годы был выполнен восстановительный отжиг 12 корпусов реакторов ВВЭР-440 в России, Германии, Болгарии и Чехословакии. При одном из первых отжигов на материале сварного шва, облученном до флюенса 1020 см-2 была исследована зависимость восстановления критической температуры (Тк) от температуры отжига при времени отжига 150 часов. В ходе экспериментов было установлено, что практически во всех случаях ударная вязкость восстанавливалась до значений, соответствующих необлученному материалу, и максимальное восстановление свойств облученной корпусной стали 15Х2МФАА при температуре отжига 460 – 4700С происходит за время, равное 170 часам.
Планируемый ресурс реакторов КЛТ-40С, которые планируется устанавливать на плавучих АЭС, составляет 40 лет, причем один раз в 10 лет станции должны буксироваться на судостроительные предприятия для ремонта. Если на плавучей АЭС будут применены РО утилизированных АПЛ, то во время планового ремонта может быть выполнен отжиг корпусов реакторов, в результате чего временной ресурс будет удвоен и практически совпадет с ресурсом вновь построенных корпусов реакторов КЛТ-40С.
Отдельный вопрос – это возможность использования паротурбинной установки (ПТУ) утилизируемой АПЛ. Тепловая схема ПТУ АПЛ отличается от проектируемых на плавучей АЭС отсутствием термического деаэратора питательной воды (установка которого не представляет затруднений) и большей частотой вращения главной турбины. Вопрос о варианте использования главной турбины может решаться двояко. Во-первых, уменьшение частоты вращения главной турбины до 3000 оборотов в минуту несколько снизит ее мощность, но позволит ей работать совместно с турбогенератором, вырабатывающим ток частотой 50 Герц. Избыток пара при этом можно использовать для передачи на берег тепловой энергии через промежуточный теплообменник.
Во-вторых, использование главной турбины во всем диапазоне частот вращения потребует применения статических преобразователей частоты для выдачи в сеть электроэнергии требуемого качества. В обоих вариантах использования главной турбины можно отказаться от использования вспомогательных турбогенераторов, заменив их трансформаторами собственных нужд плавучих АЭС. Вспомогательные турбогенераторы заменяются дизельгенераторами, мощность которых обеспечивает расхолаживание обеих установок и ввод в работу одной из ЯЭУ. Это позволит использовать излишки пара для выработки тепловой энергии. Кроме того, при использовании ЯЭУ АПЛ на плавучем энергоблоке не будет необходимости в применении паровых холодильных машин, в результате чего образуются излишки пара, который можно использовать как в деаэраторе, так и для выработки тепловой энергии с передачей ее на берег. Таким образом, оборудование ПТУ утилизируемых АПЛ также может быть использовано в составе энергетического модуля на плавучих АЭС.
Утилизируемые атомные подводные лодки 2-го и 3-го поколений имеют широкий диапазон мощностей реакторов от 70 до 190 МВт и главных турбин от 15 до 37 МВт. Это позволяет подобрать для использования на плавучих АЭС требуемые мощности главного энергетического оборудования.
Стоимость строительства плавучей АЭС «под ключ» оценивается более чем в $150 миллионов , при этом она, приблизительно на 80% определяется стоимостью ЯЭУ и ПТУ . Использование ЯЭУ утилизируемых АПЛ позволит заметно уменьшить эту стоимость.
Масса РО двух реакторной установки утилизируемых АПЛ 2-го поколения составляет около 1200 тонн, а 3-го – около 1600 тонн. Это позволяет использовать реакторные и турбинные отсеки в качестве единого энергетического модуля, монтируемого на плавучей АЭС. В этом случае мы получим ранее построенную и оплаченную ЯЭУ в защитной оболочке, функцию которой выполняет прочный корпус АПЛ. Один из возможных вариантов такой конструкции плавучей АЭС показан на рис. 4.
Рисунок 4. Вариант размещения энергетического модуля (реакторного отсека АПЛ) на плавучих АЭС.
Использование предлагаемой технологии неизбежно столкнется с рядом проблем, которые необходимо решать уже в ближайшее время. К таким проблемам можно отнести:
− отсутствие процедуры перевода ЯЭУ военного назначения в ЯЭУ мирного использования атомной энергии;
− отсутствие анализа соответствия ЯЭУ АПЛ 2-3 поколений требованиям нормативных документов Ростехнадзора и Минздравсоцразвития по плавучим АЭС;
− необходимость обоснования остаточного ресурса, а также возможность продления назначенных ресурсных показателей основного оборудования ЯЭУ по каждой выведенной из эксплуатации АПЛ;
− необходимость изменения конструкции строящихся или проектируемых плавучих АЭС.
Для решения указанных проблем необходимо проведение значительного комплекса НИОКР.
Также следует отметить, что использование РО утилизируемых АПЛ не исчерпывается их применением для плавучих АЭС. Возможными вариантами применения может быть их использование при строительстве подземных АЭС.
Выводы:
1. Предлагаемая инновационная технология использования ЯЭУ утилизируемых АПЛ позволит:
− значительно сократить затраты на строительство плавучих АЭС и сократить время их строительства и окупаемости;
− снизить затраты на утилизацию АПЛ;
− значительно уменьшить количество радиоактивных отходов и затраты на обращение с ними;
− в полной мере использовать потенциал ЯЭУ АПЛ:
− в процессе эксплуатации ЯЭУ утилизируемых АПЛ в составе плавучей АЭС осуществить финансирование будущей утилизации РО.
2. Для внедрения указанной технологии необходимо уже в ближайшее время развернуть комплекс НИОКР, позволяющий научно обосновать техническую возможность использования РО утилизируемых АПЛ для проектируемых плавучих АЭС.
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
При создании АПЛ было разработано несколько типов корабельных реакторов. В основном на АПЛ установлены модификации атомных установок с реакторами типа ВВЭР. Главное отличие ядерных установок атомных станций от ЯЭУ атомных ПЛ состоит в том, что при меньших размерах на ЯУ АПЛ достигается относительно большая выходная мощность.
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,
-низкий уровень автоматизации процессов управления атомной установкой, низкая надежность и недостаточная достоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора,
Недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной выгородки, парогенераторной выгородки, насосной выгородки, выгородки СУЗ).
-недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе. Пусковая аппаратура позволяла контролировать ядерные процессы в реакторе во время пуска только при выходе на его минимально контролируемый уровень мощности.
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.
МОСКВА, 7 авг — РИА Новости. В России впервые создана и испытана активная зона — "сердце" ядерных реакторов атомных подводных лодок с ресурсом на весь жизненный цикл АПЛ, то есть не требующая перезарядки ядерного топлива, говорится в публичном годовом отчете предприятия госкорпорации "Росатом" АО "ОКБМ Африкантов" (Нижний Новгород) за 2017 год, размещенном на сайте предприятия.
Активная зона — содержащая ядерное топливо центральная область реактора, в которой происходит управляемая цепная реакция. "ОКБМ Африкантов" — головной разработчик активных зон для кораблей ВМФ.
"Завершена разработка, изготовление и были проведены межведомственные испытания двух транспортных активных зон — оптимизированной активной зоны для АПЛ 4 поколения проекта с кампанией до среднего ремонта корабля и уникальной в отечественной истории активной зоны с ресурсом на весь жизненный цикл корабля", — говорится в отчете.
Успешная эксплуатация активных зон ядерных реакторов АПЛ четвертого поколения подтверждает правильность проектных решений, на которых базируются новые проекты корабельных активных зон, отмечается в отчете.
К российским атомным подводным лодкам четвертого поколения относятся субмарины проектов "Борей" и "Ясень".
Боеготовность ВМФ
Новая разработка специалистов российской атомной отрасли в области реакторных установок для атомных подводных лодок, позволяющая обходиться без перезарядки ядерного топлива на все время эксплуатации субмарин, значительно повысит боеготовность отечественного Военно-морского флота, считают опрошенные РИА Новости военные эксперты.
"Это принципиальный вопрос, который имеет колоссальное значение для боеготовности подводных сил ВМФ, потому что "операция номер один", как мы ее называем на флоте, занимает более месяца, во время которого атомная боевая единица выводится из состава флота", — сказал агентству бывший командующий Северным флотом адмирал Вячеслав Попов.
Он пояснил, что в зависимости от проекта лодки и режима ее эксплуатации перезарядка реактора происходит раз в 5-10 лет. Время перезагрузки ядерного топлива составляет примерно месяц.
"На это время боевой состав флота сокращается на единицу. С таким же реактором коэффициент использования подводной лодки повышается в разы", — сказал адмирал.
Экономическая выгода
Разработка Росатома обеспечивает и большую экономическую выгоду, в свою очередь отметил бывший командующий Балтийским флотом адмирал Владимир Валуев.
"Этот реактор — мечта подводников", — подчеркнул он.
"Срок службы подлодки не менее 30 лет. Создание реактора, который может работать без перезарядки ядерным топливом на протяжении всего жизненного цикла подлодки, выгодно экономически. Замена реактора — дорогостоящий процесс. Его нужно выгрузить, поместить в защитную свинцовую емкость, отвезти к месту утилизации. Но с "вечным" реактором подлодка будет при той же боеспособности стоить дешевле", — сказал Валуев РИА Новости.
"ОКБМ Африкантов" — одно из ведущих предприятий российской атомной отрасли, входит в машиностроительный дивизион Росатома холдинг "Атомэнергомаш". "ОКБМ Африкантов" занимает ведущие позиции в создании реакторных установок различного типа и назначения, тепловыделяющих сборок и активных зон ядерных реакторов.
