І.Г. ЗАХАРОВ - доктор технічних наук, професор, контр-адмірал,
Я.Д. АРЕФ'ЄВ - доктор технічних наук, професор, контр-адмірал,
Н.А. ВОРОНОВИЧ - кандидат технічних наук, капітан 1 рангу,
О.Ю. ЛЕЙКІН - кандидат технічних наук, капітан 1 рангу

До кінця 40-х - початку 50-х років у Радянському Союзі спеціально створеними НДІ та лабораторіями було завершено фундаментальні наукові дослідження в галузі ядерної фізики, результати яких дозволили перейти до вирішення науково-технічних проблем, що забезпечують, у свою чергу, початок розробок та реалізацію конкретних проектів атомних енергетичних установок

Серед найбільш важливих досліджень, які мали визначальне значення для створення атомної енергетики для ВМФ та отриманих за ними результатів, слід зазначити:

• зі створенням технологічних процесів видобутку та приготування компонентів паливного циклу при використанні принципово нового ядерного пального, яке, на відміну від органічного палива, енергоємністю до 10000 ккал/кг містить, наприклад, в одному кілограмі U235 енергію 760 МВт добу (1,5х10) тобто. у півтора мільйона разів більше, що практично знімає всі обмеження для АЕУ щодо дальності та тривалості плавання корабля;
• з теоретичною розробкою та експериментальним визначенням основних закономірностей взаємодії нейтронів з ядрами, результати яких дозволили зробити висновок про можливість розміщення ядерного пального в обсягах значно менших порівняно з аналогічними обсягами топок на органічному паливі; - з визначенням основних характеристик спонтанного (сильно екзотермічного) поділу важких ядер, у тому числі середнього розподілу енергії на один поділ (сумарно 200 МеВ) зі створенням розрахунку активних зон реакторів;
• з визначенням розподілу продуктів поділу, середньої кількості миттєвих нейтронів, енергетичного спектру нейтронів поділу, даних щодо запізнювальних нейтронів, а також безліч інших характеристик процесів поділу важких ізотопів, що дозволили приймати конструктивні рішення щодо активних зон і систем регулювання, що забезпечувало стійку підтримку ланцюгів. та змінних режимах роботи ядерних реакторів;
• з розробкою нових конструкційних матеріалів для ядерних реакторів, що забезпечують їхню роботу в умовах великих нейтронних потоків та інших видів випромінювань, що дозволяло створювати конструкції АЕУ на потрібний для кораблів досить великий термін служби;
• з розробкою теорії та методів формування біологічного захисту реакторів та медико-біологічних питань, які дозволяли вирішувати проблеми як проживання плаваючих об'єктів, так і забезпечення ядерної та радіаційної безпеки транспортних АЕУ.

Вирішено також і науково-технічні завдання великого переліку НДДКР, які дозволили виробити систему, норми, методи та правила проектування корабельних реакторних установок.

Загальне керівництво усіма роботами з атомної енергетики здійснювали академіки І.В. Курчатов та А.П. Олександрів.

Слід зазначити, що початковий етап створення корабельної атомної енергетики проходив у обстановці підвищеного режиму секретності, а технічні завдання створення корабельних АЭУ не проходили узгодження з представниками ВМФ, що вимагалося відповідно до прийнятим у кораблебудуванні порядком всім видів нової техніки та озброєння. Крім того, все в галузі корабельної атомної енергетики було настільки новим, що вимагало вирішення цілого комплексу важливих науково-технічних завдань. Зокрема було необхідно: вибрати тип і кількість ядерних реакторів; визначити матеріали, форму тепловиділяючих елементів, тип теплоносіїв для знімання тепла в активній зоні та конструктивні рішення, що забезпечують його підведення та відведення; визначити оптимальні параметри робочого тіла контурів та способи циркуляції теплоносія; розробити принципи та системи управління та захисту реактора; компонувальні схеми біологічного захисту, а також вирішити безліч інших завдань із розробки першої корабельної АЕУ.

В результаті виконаних досліджень та опрацювань остаточно було прийнято рішення створити два типи АЕУ для підводних човнів: з водо-водяним реактором під тиском (установка ВМ-А, наземний прототип стенд 27/ВМ) та реактором, для якого як теплоносій використовувався рідкий метал Pb -Bi (Установка 645ВТ, наземний стенд 27/ВТ).

Створення, випробування та вибір у подальшому для кораблів одного з двох типів реакторів були обумовлені прагненням якомога обґрунтовано, з перевіркою в корабельних умовах відпрацювати найбільш надійний і безпечний тип реактора.

Такий шлях тоді повторював, певною мірою, шлях американців, які спочатку також пішли шляхом створення двох типів реакторів, з тією лише різницею, що в якості рідкометалевого теплоносія (ЖМТ) ними був прийнятий Na (більш агресивний порівняно з Pb-Bi) , від якого після перших випробувань, що призвели до серйозних аварій, їм довелося відмовитися,

Перша корабельна установка (ППУ) ВМ-А розроблялася Науково-дослідним конструкторським інститутом енергетичної техніки (НІКІЕТ) під керівництвом академіка Н.А. Доллежаля, паротурбінна установка (ПТУ) з урахуванням ГТЗА-ТВ9 -турбінним КБ Ленінградського Кіровського заводу під керівництвом М.А. Козака, парогенератори для встановлення ВМ-А – Спеціальним конструкторським бюро котлобудування (СКБК) Балтійського заводу під керівництвом Г.А. Гасанова.

Розробкою АЕУ загалом керували головні конструктори зі спеціальностей ВКВ-143 Г.А. Воронич, П.Д. Дегтярьов та В.П. Горячів. У створенні перших зразків корабельних АЕУ брало участь кілька десятків спеціалізованих НДІ, КБ та заводів, які забезпечували розробку та постачання комплектуючого обладнання.

Спочатку корабельним енергетикам для створення АЕУ першого покоління довелося вирішувати надзвичайно складне завдання через необхідність розміщення установки в дуже обмежених обсягах, виділених для ППУ та ПТУ, та досягнення питомої маси установки в цілому "70 кг/л.с., що приблизно вдвічі жорсткіше за вимогами, ніж у американських установках.

У корабельному варіанті АЕУ включала дві ППУ, у складі кожної з яких передбачалися один ядерний водо-водяний реактор ВМ-А з двоходовим рухом теплоносія по активній зоні, парогенератор, що складається з чотирьох секцій; головний та допоміжний циркуляційні насоси першого контуру, а також системи газу високого тиску, підживлення та аварійної проливки першого контуру, повітровидалення та відбору проб. Охолодження обладнання ППУ забезпечували третій та четвертий контури. У кожній із двох ПТУ передбачався головний турбозубчастий агрегат (ГТЗА) з обслуговуючими системами.

Передача потужності від головної однокорпусної турбіни на вал здійснювалася через двоступінчастий редуктор з роздвоєнням потужності. Підключення ГТЗА до валопроводу проводилося за допомогою шинно-пневматичної муфти. Відмінною особливістю ПТУ першого покоління стало використання електрогенератора із приводом від редуктора головної турбіни.

Забезпечення потужності АЕУ першого покоління 17 500 к.с. у заданих обсягах виявилося найскладнішою науково-технічною проблемою і вимагало створення високонапруженої активної зони та прямоточних парогенераторів. З цієї причини тиск у першому контурі необхідно було прийняти близько 200 кгс/см2 щоб забезпечити параметри пари по другому контуру - тиск 36 кгс/см2 і температуру 310°С. Для зменшення масогабаритних показників установки були прийняті "навішені" на ГТЗА електрогенератори.

Як показав перший досвід експлуатації, у тому числі й дослідна експлуатація першої АПЛ, всі прийняті вище рішення визначили ряд серйозних недоліків установок ВМ-А, таких, як низька надійність роботи перших зразків активних зон, малий ресурс (приблизно 1000 год) перших конструкцій прямоточних парогенераторів, часті відмови в роботі безсальникових затворів (відсічної арматури за першим контуром), складності в управлінні установкою через "навішені" генератори, незадовільну якість водопідготовки по контурах, часті відмови головних циркуляційних насосів (ГЦН) і допоміжних а також ряд інших недоліків, усунення яких вилилося у необхідність вирішення цілого ряду найскладніших науково-технічних завдань.

З моменту початку будівництва першої АПЛ до робіт з її створення було підключено флот, зокрема групу фахівців ВМФ очолив І.Д. Дорофєєв. Спільними зусиллями фахівців галузевої науки, промисловості та ВМФ на основі додаткових експертиз проектних рішень, аналізу результатів експлуатації стенду 27/ВМ, дослідної експлуатації АПЛ проекту 627 та цілої серії випробувань дослідних зразків, роботи з яких очолювали, як правило, фахівці 1-го ЦНДІ МО , було зроблено кілька програм з відпрацювання та доведення основного обладнання АЕУ до рівня вимог замовника.

Великий обсяг робіт було виконано в галузі підвищення надійності парогенераторів та вдосконалення систем водопідготовки. Було створено та випробувано близько двох десятків різних парогенераторів (ПГ), випробувано різноманітні матеріали для трубних систем – від вуглецевих сталей до титанових сплавів. Проведено багато випробувань дослідних зразків ПГ. У цьому роботі особлива роль належить Г.А. Гасанову та спеціалістам очолюваного ним КБ.

Істотний внесок у відпрацювання парогенераторів першого покоління зробили фахівці 1-го ЦНДІ МВ М.І. Киргичів. Н.А. Чорноземова. У частині відпрацювання водопідготовки та окремих механізмів багато було зроблено також співробітниками 1-го ЦНДІ МВ О.В. Кожевнікова, А.І. Світашовим та Г.А. Сокальським.

Робота з удосконалення водопідготовки першого контуру, що виконувалася в Інституті атомної енергії (ІАЕ), під керівництвом відомого спеціаліста Н.В. Потєхіна, проводилася з постановкою значного обсягу експериментальних робітта дала позитивні результати.

Роботи з удосконалення водопідготовки другого контуру, включаючи розробку іоно- та електронно-іонообмінних термостійких матеріалів, що проводились у ЦНДІ ім. академіка О.М. Крилова, очолив Л.П. Сєдаков, активну участь у них брали фахівці цього інституту Ю.К. Душин, Р.К. Платонов, Г.Я. Розсадин. Значний внесок у розробку інструментальних та хіміко-аналітичних методик контролю основних показників якості води зробили Н.Д. Боярська, В.К. Сенд, Г.І. Ройф.

Особливо слід відзначити визначну роль у становленні та розвитку корабельної атомної енергетики першого та наступних поколінь Відділення фізико-технічних проблем енергетики Академії наук СРСР, у якому плідно працюють відомі вчені академіки Н.А. Доллежаль, В.І. Суботін, А.А. Саркісов, Н.С. Хлопкін.

Вінцем багатотрудних зусиль колективів корабельних атомників Міністерства середнього машинобудування, Міністерства суднобудівної промисловості, ВМФ та цілого ряду інших відомств стала подія, яка сталася 4 червня 1958 р. о 10 год 03 хв, коли вперше в історії вітчизняного флоту досвідчений човен почав рух під АЕУ. А.П. Олександров, який керував випробуваннями установки, записав у вахтовому журналі: "Вперше в країні на турбіну без вугілля та мазуту було подано пару".

Найважчою виявилася доля другого варіанта корабельної атомної енергетичної установки (КАЕУ) з рідкометалевим теплоносієм (ЖМТ).

Реалізація установки з ЖМТ свинець-вісмут за цілою низкою її особливостей виявилася значно складнішою у відпрацюванні та вимагала вирішення таких проблем, як:

• забезпечення надійної роботи активних зон за значно вищих температур (до 500-600°С);
• забезпечення належної якості сплаву, названого у документації "технологією важкого теплоносія";
• забезпечення підтримки металу у гарячому стані як корабельними, і базовими засобами, що вимагало створення у базах спеціальної інфраструктури.

Складною виявилася і проблема забезпечення надійної роботи парогенераторів з багаторазовою примусовою циркуляцією, які були прийняті в цій установці, хоча за умовами гідродинаміки у зв'язку з наявністю сепараторів у другому контурі проблема надійності трубних систем, здавалося б, мала вирішуватися простіше, ніж у прямоточних генераторах.

Дуже важко вирішувалися проблеми ущільнень насосів першого контуру, зокрема забезпечення надійної роботи ущільнень. Розгалуженість першого контуру породила і проблему "підморожування" сплаву на окремих ділянках, що вимагало вжиття спеціальних заходів конструктивного плану, а також призвело до значного ускладнення експлуатації установки.

Проблема можливості безпечного заморожування-розморожування сплаву так і залишилася наразі не вирішеною.

Хоча зміни обсягу теплоносія за рахунок зміни його температури в установках з ЖМТ на експлуатаційних режимах значно менше, ніж у ППУ з водо-водяними реакторами (ВВР), та забезпечується так званими "буферними ємностями" та схемними рішеннями з включенням до них насосів повернення протікань, останні виявилися у роботі недостатньо надійними.

Перелічені складності значно вплинули на оцінку ППУ з ЖМТ, яка має, в принципі, такі незаперечні переваги, як: низький тиск у першому контурі, що робить їх значно потенційно безпечнішими; можливість покращення масогабаритних показників (на 15-20% порівняно з ВВР); можливість створення реакторної установки граничної безпеки та низки інших позитивних якостей.

Створений перший варіант ППУ із ЖМТ за своїми вихідними характеристиками мало чим відрізнявся від ППУ із ВВР.

КАЕУ з ЖМТ у своєму складі мала також два реактори, що забезпечують генерацію пари в парогенераторах з багаторазовою примусовою циркуляцією (МПЦ), і роботу двох ГТЗА, уніфікованих з ГТЗА проекту 627 і приблизно тієї ж потужності.

Досвідчена експлуатація АПЛ, що почалася вдало, на жаль, була перервана через аварію одного з реакторів внаслідок порушення теплознімання в активній зоні через невідпрацьовану на той період "технологію важкого теплоносія". "Шлаки", що утворилися, і їх несвоєчасне видалення призвели до порушення циркуляції сплаву в окремих ділянках активної зони.

Проте, створена установка стала значним кроком у розвитку корабельної атомної енергетики. Вона показала принципову можливість реалізації переваги ППУ із ЖМТ та визначила коло проблем, які необхідно було вирішувати у майбутньому під час створення установок подібного типу.

Наукове керівництво створенням КАЕУ із ЖМТ здійснював А.І. Лейпунський йому допомагали такі відомі вчені ФЕІ, як В.І. Суботін, Б.Ф. Громов та багато інших. Головним конструктором цієї установки був Б.М. Шолкович він керував великим висококваліфікованим колективом конструкторів ОКБ "Гідропрес". Великий внесок у створення КАЕУ із ЖМТ зробили фахівці енергетики ЦКЛ проектанта АПЛ: П.Д. Дегтярьов, В.М. Горячев, Р.І. Симонов, В.І. Касаткін. Від 1-го ЦНДІ МВ роботу з цієї установки вели В.М. Козлов, В.Ф. Акімов, від ВП МВ Б.К. Данилов, Є.І. Новіков, В.І. Шарадін.

Важливу роль становленні корабельної атомної енергетики зіграла дослідна експлуатація перших АПЛ. Досвідчена експлуатація атомних енергетичних установок проводилася за спеціально розробленими програмами і мала на меті, перш за все, виявлення недоліків цих установок та визначення заходів щодо їх усунення, а також виключення подібних недоліків при створенні АЕУ наступних поколінь.

Керівництво дослідною експлуатацією КАЕУ перших АПЛ у відповідні періоди часу, у тому числі за участю у тривалих походах на них, від 1-го ЦНДІ МО здійснювали І.Д. Дорофєєв, Я.Д. Ареф'єв, В.В. Арсентьєв, Я.В. Лукін, В.М. Козлів. Звісно, ​​безпосередніми організаторами виконання програм дослідної експлуатації перших АПЛ були командири БЧ-5 цих човнів Б.П. Акулов, Р.А. Тимофєєв, О.Л. Нагорських, В.А. Рудаків.

У тісному спілкуванні з академічною наукою зросли фахівці з атомної енергетики флоту: Л.В. Романенко, Ю.В. Михайлов, Л.В. Сухарєв, В.І. Нижніков, В.А. Полянський, О.В. Беклемішев, В.А. Бочаров, В.В. Балабін, Н.Д. Матюхін, Г.П. Полусмяк, Ю.С. Гладков, Н.М. Лазарєв та інші. Особливо слід зазначити постійні контакти А.П. Александрова з офіцерами та матросами перших атомних підводних човнів. Хоча за своїм статусом йому й не треба було постійно бувати на кораблях, проте Анатолій Петрович практично більшу частину цього періоду часто бував на флоті. Головнокомандувач ВМФ Адмірал Флоту Радянського Союзу С.Г. Горшков назвав його "батьком атомного флоту", а моряки душевно і по-доброму називали його "дідом". Велика роль організації експлуатації енергоустановок атомних підводних човнів у період належить М.М. Будаєву.

Практично всі рекомендації, розроблені у групах дослідної експлуатації, були оформлені у вигляді рішень відомств та реалізовані у наступних періодах експлуатації, а також під час проектування та будівництва нових кораблів з АЕУ.

Перший досвід експлуатації АПЛ дозволив заінтересованим організаціям підготувати, а Уряду вже 28 серпня 1958 р. прийняти спеціальну постанову створення корабельних атомних енергетичних установок другого покоління. Підготовка цієї постанови велася спільно Мінсредмашем, Мінсудпромом та Військово-Морським Флотом. Брали активну участь у його підготовці Н.А. Миколаїв, Є.Д. Костигів та А.К. Усискін. Роботи передбачалося широко розгорнути на початку 60-х, а будівництво досить великих серій АПЛ і ПК передбачалося розгорнути в другій половині 60-х років. Під кожен тип підводних човнів для реалізації закладених у них ТТХ, насамперед за швидкістю, були потрібні суттєво різні потужності АЕУ. Тому спочатку передбачалося створення трьох типів установок. Але вже на стадії технічного проектування виникла пропозиція забезпечити основні кораблі другого покоління єдиною максимально уніфікованою установкою. Ініціаторами цієї пропозиції виступили спеціалісти 1-го ЦНДІ МО.

Завдання було вирішено шляхом створення по суті двох модифікацій ППУ, в одній з яких передбачалося 5, а в іншій – 4 повністю уніфіковані парогенератори.

Необхідні потужності набиралися за рахунок двох реакторів у ППУ ОК-ЗОО для АПЛ проекту 671 та двох реакторів у ППУ ОК-700 для проекту 667. Для АПЛ проекту 670 вперше передбачалася однореакторна установка з ППУ ОК-350. Паротурбінні установки для АПЛ проектів 670 і 671 приймалися одновальними (з ГТЗА-615 та ГТЗА-631), а для АПЛ проекту 667 - двовальними (з ГТЗА-635) максимально уніфікованими. При цьому для АПЛ проекту 667 у кожній ПТУ залишався один із двох турбогенераторів, передбачених в одновальних варіантах. Головні турбіни та турбіни електрогенераторів ТГ для відповідних проектів, де були потрібні менші потужності на повних швидкостях, фактично працювали не на повних, а на часткових навантаженнях, що й передбачалося проектною документацією.

Важливими проблемами під час створення КАЭУ другого покоління стали:

• створення максимально уніфікованих установок всім проектів АПЛ другого покоління;
• підвищення агрегатної потужності на 15-70% порівняно з АЕУ першого покоління;
• зменшення маси та габаритів показників на 20-30%;
• - скорочення протяжності трубопроводів першого контуру та максимально можливе агрегатування ППУ, що було досягнуто за рахунок застосування патрубків "труба в трубі" та розміщення насосів першого контуру на парогенераторах;
• виключення відсічної арматури за першим контуром та прийняття спеціальних схемних рішень щодо недопущення переопресувань першого та другого контурів;
• впровадження ремонтопридатних конструкцій, особливо для парогенераторів, та підвищення надійності, у тому числі ресурсу, приблизно в 2 рази для установок загалом та комплектуючого обладнання зокрема;
• забезпечення надійного розхолодження ППУ на природній циркуляції із досить високих рівнів потужності установок;
• застосування у складі КАЕУ автономних турбогенераторів;
• підвищення ступеня автоматизації управління та контролю за роботою КАЕУ та низку інших проблем.

Усі перелічені, а також цілу низку завдань щодо покращення безпеки, надійності, живучості, технологічності та інших показників якості та доведення їх до рівня вимог ВМФ в основному були виконані.

Випробування, а також подальша експлуатація показали, що основні проектні характеристики КАЕУ другого покоління були досягнуті, у тому числі за потужністю, маневреністю, умовами житла.

Проведені натурні випробування підтвердили можливість розхолодження ППУ на природній циркуляції з 50% потужності від номінальної. Водночас у процесі експлуатації з'ясувалися серйозні недоліки у забезпеченні роботи перших зразків активних зон, парогенераторів, частини трубопроводів першого контуру, що перебувають під біологічним захистом. Для усунення цих недоліків розроблялися нові або доопрацьовувалися раніше створені конструкції, які були впроваджені у відповідні періоди на всіх АПЛ другого покоління.

Розробку ППУ ОК-ЗОО, ОК-350 та ОК-700 здійснювало ОКБМ, яким керував І.І. Африкантів, та був Ф.М. Мітенків. Великі заслуги у створенні цих установок, їх відпрацюванні та випробуваннях належать висококваліфікованим спеціалістам ОКБМ, зокрема Є.Н. Чорноморді, О.Б. Самойлову, Ю.М. Кошкіну. Наукове керівництво роботами зі створення та забезпечення експлуатації КАЕУ другого покоління здійснювали О.П. Александров, Н.С. Хлопкін, Г.А. Гладков, Б.А. Буйницький.

Парогенератори, як і ППУ першого покоління, розроблялися групою фахівців на чолі з Г.А. Гасановим, та був з І.А. Федоровим. Паротурбінні установки розроблялися конструкторським бюро під керівництвом А.Х. Старостенко та М.А. Козака. Комплексне проектування установок загалом здійснювали провідні спеціалісти-енергетики ЦКЛ-проектантів кораблів: І.Д. Спаський, І.П. Янкевич, Г.Я. Альтшулер, П.Д. Дегтярьов, Р.І. Симонов, В.П. Горячев, Ю.В. Осипов, Ю.Б. Бабанська.

Від 1-го ЦНДІ МО активно працювали зі створення АЕУ другого покоління, у тому числі здійснюючи керівництво міжвідомчими випробуваннями основних видів обладнання та випробуваннями установок на кораблях, В.Г. Бенеманський, Б.І. Максименко, О.О. Давидов, І.С. Біляков, Л.І. Башкиров, А.Я. Благовіщенський, від військового приймання – МО Є.Є. Фрумсон, В.М. Козаків, Г.М. Мордвінів.

Паралельно із вирішенням науково-технічних проблем у забезпеченні створення КАЕУ АПЛ другого покоління вітчизняна наука вирішувала ще два важливі завдання. Перша з них була пов'язана із забезпеченням створення досвідченої, найшвидшої у світі АПЛ проекту 661, що вимагало від енергетиків розробки найпотужнішої КАЕУ. Друга проблема полягала у створенні малогабаритної, малопотужної атомної установки, яку можна було б розміщувати в окремому контейнері, підвішуючи його в кормовій частині дизель-електричних підводних човнів. Обидві ці завдання щодо реакторних установок вирішувалися Науково-дослідним і конструкторським інститутом енерготехніки (НІКІЕТ). Для АПЛ проекту 661 була створена ППУ В-5 з водо-водяним реактором та розміщеними навколо нього секціями прямоточних парогенераторів, включених на свої гідрокамери, з'єднані з реактором патрубками "труба в трубі". Агрегатування кожної з двох ППУ, встановлених на АПЛ, з конструкторської точки зору, вирізнялося винятковою оригінальністю та сміливістю проектних рішень.

Прийняте "щільне" компонування та розміщення обладнання ускладнювали забезпечення його ремонтопридатності, проте завдання збереження працездатності установки при окремих відмовах секцій ПГ вирішувалося за рахунок можливості відсікання секцій у ремонтні періоди.

Керували розробками цього проекту відомі спеціалісти НІКІЕТ П.А. Делено, Н.П. Дорофєєв. Паротурбінні установки розробляло КБ на чолі з основним конструктором В.Е. Бергом.

Як показав досвід експлуатації АПЛ проекту 661, її атомна енергетична установка виявилася досить надійною і переважно відповідала пред'явленим до неї вимогам. Що мали місце окремі відмови та несправності обладнання, у тому числі й незначні течі за першим контуром, усувалися у періоди міжпоходових ремонтів.

Від 1-го ЦНДІ МВ роботу з цієї установки вели К.М. Кулагін та П.М. Христюк.

Спроектована НІКІЕТ установка ВАУ-6 призначалася для використання як допоміжне джерело електроенергії на дизель-електричних підводних човнах (ДПЛ) з метою забезпечення їх тривалого підводного ходу та заряджання акумуляторних батарей без спливання. В установці було прийнято одноконтурну схему з водо-водяним реактором, що працює за прямим циклом. Турбогенератор для цієї установки був розроблений Калузьким турбінним заводом (КТЗ), стендові випробування, що проводилися на спеціальному стенді, створеному в Науково-дослідному технологічному інституті (НДТІ), випробування установки на ДПЛ проекту 651Ев 1965 і подальша дослідна експлуатація в період 1986 мм. підтвердили працездатність цієї установки, але розкрили і низку недоліків, які потім усувалися.

Велика заслуга у створенні цієї установки належить провідним спеціалістам НІКІЕТ П.А. Деленсу, В.М. Аксьонова. Від 1-го ЦНДІ МО роботи зі встановлення вели Ю.А. Убранцев, М.А. Шкроб, С.Г. Замаховський.

Слід зазначити велику роль представників військового приймання, акредитованих у НІКІЕТ та здійснювали науково-технічне спостереження та контроль за розробкою та створенням установок першого покоління, В-5 та ВАУ-6, - Ю.П. Бабіна, В.М. Соловйова, А.М. Зубкова, С.М. Лосєва.

Проектування та будівництво АПЛ третього покоління вимагало створення таких корабельних АЕУ, які за своїми якісними показниками суттєво перевищували б КАЕУ другого покоління. Зокрема, для створення установок третього покоління було поставлено завдання підвищення їхньої потужності більш ніж у 2 рази порівняно з попередніми, але без суттєвої змінимаси та габаритів. При цьому потрібно забезпечити більш високу в порівнянні з установками другого покоління безпеку, надійність, ремонтоспроможність, акустичну скритність, маневреність. Для вирішення цих проблем розробка ППУ здійснювалася на конкурсних засадах. У конкурсі брали участь ОКБМ, НІКІЕТ, ЦНДІ ім. академіка О.М. Крилова, а також конструкторське бюро Іжорського заводу.

В результаті розгляду виконаних до 1965 р. проектів науково-технічна рада 1-го ЦНДІ МО за участю всіх зацікавлених підприємств, а потім і НТС МСМ рекомендували для подальшої розробки установку ОК-650Б-3, запропоновану спеціальним конструкторським бюро машинобудування (ОКБМ). Керували розробкою цієї установки Ф.М. Мітенков, О.Б. Самойлов, Г.Ф. Носів. Над створенням установки працював великий колектив висококваліфікованих співробітників ОКБМ.

Проблему забезпечення високої компактності установки було вирішено шляхом значного підвищення енергонапруженості активної зони. Крім того, було підвищено енергонапруженість парогенератора, а також передбачено агрегатування основного обладнання. Завдяки зазначеним технічним рішенням вдалося створити установку, парогенеруючий блок якої міг транспортуватися по залізниці. Це дозволяло виготовляти весь блок, що включає корпус реактора, парогенератори, насоси та фільтри очищення першого контуру на машинобудівному заводі і тим самим підвищити якість виготовлення відповідальних елементів ППУ. Для підвищення надійності та безпеки установка ОК-650 Б-З була виконана із забезпеченням високого рівня природної циркуляції теплоносія першого контуру. Це досягалося за рахунок розміщення парогенераторів вище активної зони, а також значного зменшення гідравлічного опору першого контуру, для чого ОКБМ був розроблений парогенератор з рухом теплоносія першого контуру в міжтрубному просторі. Забезпечення природної циркуляції теплоносія першого контуру дозволяло не тільки здійснювати розхолодження з використанням системи безбатарейного розхолодження, але й працювати на ходових режимах без насосів першого контуру при потужностях приблизно до 30% від номінальної. Останнє дало можливість зменшити кількість насосів першого контуру до двох, що певною мірою компенсувало збільшення габаритів ядерної реакторної установки (ЯРУ), спричинене необхідністю природної циркуляції.

Для підтвердження прийнятих технічних рішень на наземному стенді КВ-1 (прототипі корабельної установки), створеному з ініціативи ВМФ та ЧСЧ, було проведено всебічні випробування. Велика роль у створенні Науково-дослідного технологічного інституту, де було споруджено стенди КВ-1, КВ-2, КМ-1 та ін., починаючи з вибору майданчика для його будівництва та закінчуючи сучасними повномасштабними випробуваннями прототипів КАЕУ, поряд з керівниками НІТІ А. н. Проценко, Є.П. Рязанцева, Ю.А. Прохоров, В.А. Василенка належить і фахівцям 1-го ЦНДІ МВ І.Д. Дорофєєву, Я.Д. Ареф'єву, О.Ю. Лейкін, Ю.А. Убранцеву, А.Я. Благовіщенському, С.М. Бору, В.Д. Кошереву. У процесі випробувань були не тільки підтверджені основні характеристики установки, але й виявлено можливість збільшення потужності при роботі на природній циркуляції, а також швидкості розігріву теплоносія першого контуру при введенні в дію.

Наступна експлуатація корабельних ядерних реакторних установок (КЯРУ), починаючи з 1981 р., на стенді КВ-1 виявила окремі недоліки та недоробки, що стосуються активних зон, системи компенсації тиску та системи очищення, які були згодом усунуті, а установка в цілому була модернізована в напрямі спрощення технології виготовлення та підвищення енергонапруженості парогенератора.

Як паротурбінних установок для АПЛ третього покоління була розроблена КБ Ленінградського Кіровського заводу (ЛКЗ) блокова ПТУ БПТУ-675, при створенні якої головним новим завданням було зниження її внеску в акустичне поле корабля. Керував розробкою М.К. Млинів.

Крім того. Калузьким турбінним заводом під керівництвом В.І. Кирюхіна була розроблена БПТУ ОК-9, до якої, крім жорстких вимог до віброшумових характеристик (ВШХ), пред'являлися жорсткіші вимоги і до масогабаритних характеристик, що потребувало широкого застосування титану для її виготовлення. У ЦКЛ-проектантах кораблів у створенні установок загалом великий внесок зробили В.В. Єнюшин, Б.В. Осипов, Р.І. Симонов, К.А. Ландграф. Від ВМФ у створенні БПТУ значний внесок зробили В.Ф. Дерюгін, В.І. Васильєв, Г.А. Загоскін, К.В. Васильєв.

Створення великих надводних кораблів з ракетно-ядерними та іншими видами зброї наполегливо вимагало розробки та впровадження на них атомних енергетичних установок з метою забезпечення практично необмежених за енергозапасами дальності та тривалості плавання, а також вивільнення значної частки водотоннажності для розміщення авіаційного, ракетного та інших видів. Першою спеціально розробленою КАЕУ для надводного корабля проекту 1144, який був зданий ВМФ в 1980 р., була установка з ППУ КН-З і ГТЗА-653. Ця установка має у своєму складі дві ППУ з ВВР та два ГТЗА потужністю по 70 тис. к.с., кожен з яких працює на свою лінію валу. На кораблі передбачені також два резервні котли продуктивністю 115 т/год кожен. Головними проблемами, які доводилося вирішувати під час створення цієї установки, були:

• розробка реакторів з одиничною потужністю, що істотно перевищує вже наявні зразки;
• розробка комплексної системи управління КАЕУ та котлами із забезпеченням можливості їх спільної та роздільної роботи;
• забезпечення перезарядки активних зон реакторів та ремонтопридатності КАЕУ в умовах розміщення її на надводному кораблі, особливістю якого є наявність великої кількості приміщень та обладнання, що розташовуються безпосередньо над енергетичними відсіками;
• забезпечення надійності роботи систем першого контуру, газу високого тиску (ГВС), які в умовах розміщення на надводних кораблях виявилися схильними до значних циклічних навантажень, що призводять до появи в конструкціях тріщин.

Розробка ППУ КН-З виконувалася ОКБМ під керівництвом Ф.М. Мітенкова, О.Б. Самойлова, Ю.К. Панова. Розробка ГТЗА-653 здійснювалася КБ ЛКЗ під керівництвом В.Е. Берга.

Активну участь у створенні цієї КАЕУ брали від 1-го ЦНДІ МВ П.Є. Букін, О.М. Батирьов; від ЦНДІ ім. академіка О.М. Крилова – Є.В. Рижкін, А.А. Крайнєв, В.П. Постніков, А.В. Воронцов, А.Г. Поздєєв.

Другим типом АЕУ, застосованої на надводному кораблі проекту 1941, є АЕУ з ППУ ОК-900Б та ГТЗА-688. Ця установка максимально уніфікована з установками атомних криголамів. ППУ розроблялися також ОКБМ, а ПТУ – КБ ЛКЗ. У зв'язку з особливостями енергетичної установки проекту 1941 (у частині електроенергетичних систем та систем управління) відпрацювання її на комплексних швартових випробуваннях виявилося досить складним. Проте випробування показали, що установка практично відповідала всім вимогам до неї. Комплексними швартовими випробуваннями цієї установки керував представник 1-го ЦНДІ МВ Б.Г. Костянтинів.

Інститути МСП, ЧСЧ, ВМФ та ЦКЛ-проектанти кораблів постійно здійснювали систематичний аналіз та узагальнення досвіду проектування та експлуатації АЕУ, проведення НДР та ДКР у забезпечення підвищення якості створених та перспективних КАЕУ. На основі цих робіт велася підготовка наступних постанов уряду (1972, 1977, 1986) про розвиток корабельної атомної енергетики на відповідні періоди. У підготовці цих рішень брали участь фахівці ЦНДІ ім. академіка О.М. Крилова та 1-го ЦНДІ МО.

На початку 60-х років перед вченими та фахівцями з корабельної атомної енергетики було поставлено особливо важке завдання: розробити КАЕУ, яке могло б забезпечити створення комплексно автоматизованої, високоманевреної, високошвидкісної АПЛ мінімальної водотоннажності, з обмеженою кількістю особового складу. Для реалізації такого проекту було проведено конкурсне проектування різних типів КАЕУ за участю найкваліфікованіших у галузі атомної енергетики КБ та НДІ країни.

На стадії ескізного проектування було розроблено більше десятка варіантів КАЕУ, з них для подальшого опрацювання прийняли два принципово різних варіантиодин з яких включав до складу установок водо-водяний реактор (ВВР), а другий - реактор з рідкометалевим теплоносієм (ЖМТ). На жаль, виділені в АПЛ обсяги та маси для КАЕУ не дозволяли розмістити установку із ВВР, внаслідок чого для подальшого проектування затвердили установку із ЖМТ. Таке рішення було прийнято після численних зусиль вписати у відведені обсяги встановлення з ВВР. Але це завдання у період вирішити не вдалося. Неодноразовий розгляд цього питання на науково-технічних радах різних організацій та науково-технічній раді ЧСЧ врешті-решт призвів до рішення про розробку для цього проекту двох типів ППУ з ЖМТ – перший ППУ ОК-550 розроблявся ОКБМ, другий варіант БМ40А – ОКБ "Гідропрес" . Як паротурбінна установка була прийнята єдина уніфікована ПТУ ОК-7.

Наукове керівництво проектом АПЛ та КАЕУ загалом здійснювалося академіком О.П. Олександровим, наукове керівництво створенням ППУ із ЖМТ очолив член-кореспондент АН УРСР О.І. Лейпунський. Розробку ППУ ОК-550 очолив І.І. Африкантів, та був Ф.М. Мітенків. Конструкторським колективом керував Н.М. Царьов безпосередньо розробкою ППУ БМ40А - В.В. Стекольников. У розробці активних зон для обох варіантів ППУ та науковому керівництві розробками велика заслуга належить Фізико-енергетичному інституту (ФЕІ) ЧСЧ та його провідним вченим та спеціалістам - Б.Ф. Громову, Г.І. Тошинському, В.М. Степанову. Розробку ПТУ ОК-7 здійснював колектив конструкторів, очолюваний В.І. Кирюхіним. Великий внесок у створення АЕУ зробили Р.І. Симонов, К.А. Ландграф та інші енергетики ЦКЛ-проектанту. У розробці основного обладнання як провідні фахівці або голови міжвідомчої комісії (МВК) від ВМФ активну участь брали фахівці 1-го ЦНДІ МО В.М. Паньков, Б.Г. Костянтинов (по реакторах), В.Ф. Акімов (за парогенераторами), П.А. Сорокін (за ПТУ), В.І. Васильєв (за насосами ППУ та ПТУ). Установку загалом вів Я.Д. Ареф'єв, надалі - А.Ф. Зюзенків.

Досвідчений підводний човен з ППУ ОК-550, побудований в Ленінграді, почав дослідну експлуатацію в грудні 1971 р., а головний човен, що будувався в Сєвєродвінську, вступив до складу ВМФ у грудні 1977 р. У процесі розробки, будівництва та накопичення досвіду експлуатації в походах підводних човнів цього проекту було вирішено широкий спектр проблем: забезпечено створення високоманевреної, швидкісної АПЛ малої водотоннажності зі скороченою чисельністю особового складу; відпрацьована високонапружена, великою одиничною агрегатною потужністю енергетична установка; підвищено на 15-20% ККД енергетичної установки за рахунок підвищення температури теплоносія на виході з ядерного реактора та температури перегрітої пари; реалізовано неможливість поширення радіоактивності у другий контур у разі розгерметизації парогенераторів; забезпечено розхолодження реактора без використання парогенераторів та насосів першого контуру та включення каналів розхолодження; розроблено технологію та пристрої для підтримки необхідної чистоти сплаву свинець-вісмут у першому контурі енергетичної установки; вперше застосовано більш компактний і надійний свинцево-водний біологічний захист замість залізо-водного; отримана велика агрегатна потужність у компактній (блочній) з високим ступенем автоматизації паротурбінної установки, що працює на підвищених параметрах пари; створено технічні засоби із суттєво кращими масогабаритними характеристиками порівняно із зразками, розробленими для підводних човнів другого покоління; використано централізоване керування технічними засобами з пульта головного командного посту; вперше застосовано комплексну систему автоматизованого управління, регулювання, захисту та контролю пароенергетичної, електроенергетичної та загальнокорабельних систем. В енергетичній установці вперше реалізовано логічно пов'язану структуру програмного, автоматичного, дистанційного та протиаварійного управління, а також рух та стабілізацію підводного човна за курсом та глибиною на ходу та без ходу; вперше застосована двокаскадна амортизація всієї паротурбінної установки, що дозволила знизити підводну шумність корабля та підвищити вибухостійкість обладнання.

Для всіх поколінь корабельних АЕУ однією з найскладніших науково-технічних проблем була проблема створення надійних та безпечних активних зон. За весь період освоєння та експлуатації кораблів з АЕУ в реакторах паровиробних установок використовувалося близько 30 типів активних зон, що відрізнялися по виду теплоносія, складу та конструктивного виконання елементів, фізичних, теплотехнічних та економічних показників.

Застосування значної кількості варіантів активних зон було обумовлено як потребами різних проектів реакторних установок, так і необхідністю збільшення енергозапасу та терміну служби активних зон, а також складністю вирішення завдань підвищення надійності, живучості, стійкості до зовнішніх впливів, безпеки та економічності енергетичних установок. Для вирішення цих завдань необхідно було виконати комплексні дослідження впливу на працездатність активних зон таких факторів як висока енергонапруженість реакторів; значна глибина вигоряння палива; термобароциклічні та вібраційні навантаження елементів; статичні та динамічні способи корабля.

Вирішення проблеми в цілому вимагало пошуку шляхів удосконалення конструкцій елементів активних зон, оптимізації умов їх виготовлення та експлуатації, зокрема у напрямках:

• створення та відпрацювання слаборозпухальних паливних та поглинаючих композицій;
• застосування у ТВЕлах компенсаційних обсягів, що дозволяють зменшити вплив на оболонку ТВЕлів розпухальної паливної композиції;
• розробки, випробування та впровадження нових оболонкових матеріалів, що мають підвищені характеристики пластичності, термічної, корозійно-ерозійної та радіаційної стійкості протягом усього терміну служби активних зон;
• вирівнювання полів енерговиділення за рахунок варіювання концентрацією палива, оптимізації складу і просторового розміщення твердих поглиначів, що вигоряють;
• поліпшення теплогідравлічних характеристик активних зон та їх елементів за рахунок використання інтенсифікаторів теплообміну, збільшення теплопередаючої поверхні та зниження гідравлічного опору;
• створення та впровадження автоматизованих та високоточних технологій виготовлення активних зон та їх елементів;
• вдосконалення засобів та методів вимірювання та контролю показників якості активних зон при їх виготовленні та експлуатації;
• розробки та створення методів та засобів діагностики та прогнозування стану активних зон;
• проведення дослідницьких випробувань на надійність перспективних активних зон та їх елементів у складі наземних стендів-прототипів корабельних АЕУ та дослідницьких реакторів.

Комплекс робіт, виконаних проектантами та виробниками активних зон та їх елементів, НДІ, КБ та заводами Мінатому РФ, Судпрому та ВМФ, особовим складом кораблів та їх з'єднань, зі створення активних зон, удосконалення технології їх виготовлення та регламенту експлуатації дозволив підвищити енергоресурс та термін служби корабельних активних зон у 7-15 разів, що забезпечило експлуатацію сучасних кораблів із однією перезарядкою реакторів протягом повного терміну служби.

Для забезпечення безперервності ядерно-паливного циклу кораблів з АЕУ організаціями промисловості та ВМФ було створено та впроваджено у пунктах будівництва, базування та ремонту кораблів системи забезпечення перезарядок реакторів, що включають плавучі та берегові технічні бази з перевантажувальним обладнанням та сховищами нових та відпрацьованих активних зон.

Слід зазначити, що у процесі створення корабельних активних зон брали участь різні організації. Конструкторські розробки активних зон та їх елементів виконували колективи НІКІЕТ, ОКБМ, Всесоюзний науково-дослідний інститут неорганічних матеріалів (ВНІІНМ). Фахівцями Мінатому та судпрому на чолі з А.А. Бочвар, Н.С. Хлопкіним, Г.А. Гладковим, Г.Є. Романцева, Б.Ф. Громовим, І.І. Малих, І.П. Засоріним, Є.П. Рязанцева, В.А. Василенка, Е.Л. Петровим, Т.С. Дідейкіним, Є.П. Клочковим та З.І. Четкіна виконано значний обсяг науково-дослідних робіт з обґрунтування та підтвердження головних показників якості активних зон. Технологічне відпрацювання та виготовлення різних проектів активних зон та їх елементів здійснювалось кваліфікованими фахівцями заводів Мінатому під керівництвом С.І. Золотухи та А.Г. Мєшкова, А.І. Адрюшина та С.А. Кузнєцова. Великий внесок у створення активних зон зроблено співробітниками 1-го ЦНДІ МО – Є.Т. Янушковським, І.С. Масленіком, В.І. Івановим, В.Д. Кошеверовим, О.М. Батирьовим, В.А. Іскриком, Г.А. Кузьміним, Б.І. Котовим, В.Б. Лицевим та військовим прийманням МО Б.І. Вишневським та Б.В. Вороновим.

p align="justify"> Особливе місце серед проблем корабельної атомної енергетики займає проблема забезпечення ядерної безпеки корабельних АЕУ на всіх стадіях їх життєвого циклу, а також при зберіганні та транспортуванні ядерного палива, яка полягає в необхідності виключення ядерної аварії, небезпека виникнення та розвитку якої пов'язана з особливо тяжкими наслідками військового, соціально-політичного, економічного та екологічного характеру.

Труднощі забезпечення ядерної безпеки (ЯБ) корабельних АЕУ пов'язані зі своєрідними особливостями корабельних реакторів (значні енергонапруженість та маса ядерного палива, близькі до граничних теплових навантажень), умовами повсякденного використання кораблів, а також з можливістю їх бойових та аварійних пошкоджень. Неабиякою мірою рівень ЯБ залежить від надійності та живучості елементів енергетичного обладнання, від наявності та ефективності спеціальних систем безпеки.

Слід зазначити, що кількість експлуатованих в даний час корабельних реакторів та їх сумарне напрацювання (понад 7500 реакторо-років) перевищують у 7-10 разів кількість та напрацювання блоків вітчизняних АЕУ, що збільшує ймовірність виникнення ядерно-небезпечних ситуацій на кораблях ВМФ, у тому числі і внаслідок "старіння" їхнього обладнання. Заклопотаність флоту викликає також значну кількість АПЛ, виведених із експлуатації.

Сучасною концепцією ЯБ корабельних АЕУ на всіх етапах їх життєвого циклу, а також при зберіганні та транспортуванні ядерного палива є захист особового складу, корабельного обладнання та довкілляшляхом вжиття комплексу заходів щодо виключення ядерної аварії, запобігання її розвитку. Ця концепція передбачає реалізацію на кораблі, як і на АЕС, наступних трьох груп фундаментальних принципів безпеки:

• перша група принципів, пов'язана з управлінням безпекою, спрямована на формування та підтримку культури безпеки, відповідальності проектантів, заводів-виробників АЕУ (реакторної установки, їх систем та обладнання), персоналу суднобудівних та судноремонтних заводів, особового складу кораблів, а також створення дієвої системи нормативного регулювання, нагляду та перевірки за діяльністю із забезпечення безпеки АЕУ;
• друга група принципів, пов'язана зі створенням глибокоешелонованого захисту, спрямована на запобігання аваріям та послабленню їх наслідків за рахунок формування бар'єрів на шляху виходу радіонуклідів та захисту цих бар'єрів від пошкодження, забезпечення захисту персоналу, населення від переопромінення при порушенні умов експлуатації АЕУ, забрудненні навколишнього середовища в у разі різних аварійних ситуацій;
• третя група, пов'язана із забезпеченням загальнотехнічних принципів, спрямована на використання апробованих інженерно-технічних рішень, реалізацію вимог проектної, технологічної та експлуатаційної документації, забезпечення достовірної оцінки безпеки та ефективності системи збирання, обробки та аналізу інформації про досвід експлуатації корабельних АЕУ та їх обладнання.

Досвід експлуатації кораблів з АЕУ показує, що дотримання на них принципів самозахищеності реакторних установок та множинності захисних бар'єрів дозволяє запобігати викидам радіоактивних речовин за межі реакторного відсіку і тим самим обмежити наслідки аварій АЕУ та/або корабля для особового складу, населення та навколишнього середовища. Реалізація цих принципів забезпечується ретельним проектуванням та гарантіями якості виготовлення, відпрацьованістю, надійністю та живучістю корабельних систем та обладнання, ефективним функціонуванням систем діагностування та контролю їх стану, високим рівнем підготовки та кваліфікації особового складу.

Стан та рівень вирішення завдань щодо забезпечення ядерної безпеки корабельних АЕУ дозволяють стверджувати, що організаціями промисловості та ВМФ вжито, в цілому, необхідних заходів, спрямованих на виключення ядерних аварій, при цьому:

• розробка та створення АЕУ та їх складових частин (обладнання) регламентовані комплексом спеціальних стандартів та правил, а також загальними технічними вимогамидо кораблів, їх АЕУ та реакторних установок;
• основні типи ППУ та їх складові частини проходили або проходять відпрацювання на натурних стендах-прототипах, дослідних кораблях та на атомних криголамах;
• всі головні та досвідчені ППУ проходять міжвідомчі випробування (МВІ) з розширених програм під контролем спеціальних міжвідомчих комісій;
• проектанти кораблів та ППУ здійснюють гарантійний та періодичний авторський нагляд за експлуатацією АЕУ та їх складових частин;
• з боку ВМФ здійснюється науково-технічний супровід та контроль якості проектування, виготовлення, монтажу, випробувань та відпрацювання обладнання АЕУ;
• дотримання вимог та умов забезпечення ядерної безпеки корабельних АЕУ контролюється спеціальними органами нагляду Мінатома, Судпрому та Міноборони РФ;
• введення в експлуатацію АЕУ після будівництва та ремонту корабля допускається лише після проведення процедури видачі "Паспорта атомної установки" - сертифіката (дозволу) органу Міністерства оборони з нагляду за безпекою атомних установок;
• вимоги щодо забезпечення ядерної та радіаційної безпеки АЕУ обумовлені в експлуатаційній та ремонтній документації, керівництвах та настановах ВМФ, переліках ядерно-небезпечних робіт та інструкціях на їх виконання, а також в інших нормативно-технічних документах;
• для підвищення кваліфікації та якості підготовки офіцерського, старшинського та рядового складу запроваджено спеціальні курси з ядерної безпеки у військово-морських училищах, навчальних центрахВМФ та загонах спеціальної підготовки особового складу.

На кораблях ВМФ та технічних базах проводяться інструктаж та тренування з виконання потенційно ядернонебезпечних робіт, навчання з відпрацювання дій особового складу при аваріях АЕУ та пригодах, пов'язаних з погіршенням радіаційної обстановки, у тому числі при зберіганні або транспортуванні тепловидільних збірок (ТВС) реакторів.

Необхідно зазначити, що після кожної аварійної пригоди з АЕУ або відмови обладнання ППУ фахівцями промисловості та ВМФ проводився, без зволікання, ретельний аналіз причин їх виникнення та розвитку, а також визначення реальних чи можливих наслідків. На основі цього аналізу розроблялися та впроваджувалися технічні та організаційні заходи щодо запобігання такого роду аварій на всіх кораблях з АЕУ, а також щодо локалізації та пом'якшення наслідків.

Основний внесок у вирішення проблеми ядерної безпеки корабельних АЕУ зробили фахівці Мінатома та судпрому під керівництвом П.А. Деленса, В.М. Аксьонова, Н.П. Дорофєєва, В.Г. Адена, А.І. Клеміну, О.Б. Самойлова, Є.М. Чорномордика, Н.М. Царьова, І.І. Полунічева, 3.М. Мовшевича, В.А. Буднікова, В.В. Степанова, В.А. Чистякова, Г.А. Гладкова, Б.А. Буйницького, Г.Є. Романцова, А.І. Могильнера, Г.І. Тошинського, В.М. Степанова, П.Д. Дегтярьова, Р.І. Симонова, К.А. Ландграфа, В.В. Щеголєва, І.П. Янкевича, В.В. Єнюшина, І.І. Краснопільського, Р.І. Лафера, І.А. Цвєткова, Н.М. Батракова, Г.П. Копилова, Н.М. Зубова та Г.А. Кудрова.

Безпосередню та активну участь у НДДКР із забезпечення та підвищення ядерної безпеки корабельних АЕУ, у роботах з реалізації та апробації їх результатів брали також фахівці 1-го ЦНДІ МО - Я.Д. Ареф'єв, Ю.А. Убранцев, Б.Г. Костянтинов, Є.Т. Янушовский, В.І. Іванов та С.А. Петров, а також Інспекції управління державного нагляду за ядерною та радіаційною безпекою МО - Н.З. Бісівка, Н.М. Юрасов, Н.Г. Криницький та Є.В. Лаухіна.

В даний час за участю фахівців 1-го ЦНДІ МО розроблено та впроваджено сучасні вимоги щодо забезпечення та підвищення ядерної безпеки корабельних АЕУ на всіх етапах їх життєвого циклу, у тому числі при можливих аварійних та бойових пошкодженнях кораблів. Для обґрунтування цих вимог було використано результати аналізу досвіду проектування та експлуатації вітчизняних та зарубіжних АЕС та кораблів з АЕУ, вимоги МАГАТЕ щодо забезпечення безпеки об'єктів атомної енергетики. Впровадження цих вимог на експлуатованих АЕУ і АЕУ кораблів, що будуються, дозволяє знизити частоту виникнення аварійних ситуацій і, отже, забезпечити підвищення боєготовності вітчизняних кораблів з АЕУ та безпеки їх використання для особового складу, пунктів будівництва, базування та ремонту кораблів.

Особливої ​​гостроти питання забезпечення безпеки АЕУ набули для АПЛ, виведених та виведених з експлуатації внаслідок вичерпування ресурсу та терміну служби обладнання або аварійних пригод з ними. Масовий виведення їх у резерв, на консервацію чи утилізацію почався із середини 80-х. Виведення з експлуатації значної кількості вітчизняних АПЛ як із вивантаженими, так і не вивантаженими активними зонами потребує оперативного та ефективного вирішення проблеми утилізації їх реакторних відсіків, складність якої пов'язана з такими обставинами, як:

• чисельність та різнотипність реакторних відсіків, значні їх маси та габарити;
• вироблення ресурсу та терміну служби обладнання та систем АЕУ, систем забезпечення живучості більшості кораблів, що виводяться зі складу ВМФ;
• накопичення значної кількості АПЛ у пунктах базування, ремонту та тимчасового зберігання АПЛ на плаву, що потенційно становлять радіаційну ядерну небезпеку для навколишнього середовища та населення;
• необхідність одночасного оновлення існуючої системиповодження з радіоактивними відходами;
• необхідність забезпечення сучасних вимог щодо ядерної, радіаційної та екологічної безпеки тривалого зберігання АПЛ на плаву, оброблення, транспортування, зберігання та утилізації їх реакторних відсіків;
• необхідність уніфікації технології та засобів утилізації АПЛ стосовно інших типів кораблів і суден з АЕУ, а також до судів їх забезпечення.

Ці обставини вимагають значних одноразових та щорічних матеріальних, трудових та фінансових витрат не тільки на утилізацію АПЛ та реакторних відсіків, а й на підготовку та проведення робіт із запобігання можливим аваріям АЕУ та ліквідації наслідків аварійних подій, що мали місце, на будівництво додаткових плаву, задля збереження працездатності та обслуговування низки загальнокорабельних систем, а отже, і знаходження на кораблях певної кількості персоналу.

Проведені та плановані в рамках спеціальної федеральної програми роботи з утилізації АПЛ та їх реакторних відсіків дозволять вирішити цю найскладнішу, але вкрай актуальну проблему.

На закінчення необхідно відзначити, що вітчизняна атомна наука і техніка розвивалися абсолютно самостійно і багато в чому випередили рівень зарубіжних розробок, що послужило становленню та розвитку корабельної атомної енергетики і повністю забезпечило потреби кораблебудування в розробці, створенні та постачання на кораблі атомних енергетичних установок, відповідним високим вимогам. За створення корабельної атомної енергетики багато видатних учених, конструкторів і виробничників було удостоєно найвищих державних нагород, зокрема Ленінських і Державних премій. У тому числі А.П. Александров, Н.А. Доллежаль, Н.С. Хлопкін, Ф.М. Мітенков, Б.М. Шолкович, Г.А. Гасанов, М.А. Козак, Л.П. Сєдаков, В.І. Кирюхін та багато інших. Від ВМФ Ленінської премії був удостоєний І.Д. Дорофєєв, Державні премії було присуджено Я.Д. Ареф'єву, Л.І. Башкирову, В.Г. Бенеманському, В.Ф. Дерюгіну, Х.А. Гуревичу, А.В. Кожевнікова, Ю.А. Убранцеву, Є.Т. Янушковського, В.М. Соловйову та М.М. Будаєву.

Зміст статті

СУДОВІ ЕНЕРГЕТИЧНІ УСТАНОВКИ ТА РУХІВЦІ,пристрої для забезпечення руху кораблів, катерів та інших суден. До рушіїв відносяться гребний гвинт та гребне колесо. Як суднові енергетичні установки використовуються, як правило, парові машини і турбіни, газові турбіни і двигуни внутрішнього згоряння, в основному дизельні. На великих та потужних спеціалізованих суднах типу криголамів та підводних човнів часто застосовуються атомні енергетичні установки.

Очевидно, першим запропонував використовувати енергію пари для руху суден Леонардо да Вінчі (1452-1519). У 1705 Т. Ньюкомен (Англія) запатентував першу досить ефективну парову машину, але його спроби використати зворотно-поступальний рух поршня для обертання гребного колеса виявилися невдалими.

ТИПИ СУДОВИХ УСТАНОВОК

Пара – традиційне джерело енергії для руху суден. Пара отримують при спалюванні палива у водотрубних котлах. Найчастіше застосовуються двобарабанні водотрубні котли. У цих котлах є топки з водоохолоджуваними стінками, пароперегрівачі, економайзери, а іноді й повітропідігрівачі. Їхній ККД досягає 88%.

Дизелі вперше з'явилися як суднові двигуни в 1903. Витрата палива в суднових дизелях становить 0,25-0,3 кг/кВтЧ год, а парові машини витрачають 0,3-0,5 кг/кВтЧ год залежно від конструкції двигуна, приводу та інших конструктивних особливостей. Дизелі, особливо у поєднанні з електроприводом, дуже зручні для застосування на поромах та буксирах, оскільки забезпечують високу маневреність.

Поршневі парові машини.

Час поршневих машин, що колись служили найрізноманітнішим цілям, минули. По ККД вони суттєво поступаються як паровим турбінам, так і дизелям. На тих судах, де ще стоять парові машини, – це компаунд-машини: пара розширюється послідовно у трьох чи навіть чотирьох циліндрах. Поршні всіх циліндрів працюють однією вал.

Парові турбіни.

Суднові парові турбіни зазвичай складаються з двох каскадів: високого та низького тиску, кожен з яких через понижувальний редуктор обертає вал гребного гвинта. На військово-морських суднах часто додатково ставлять невеликі турбіни для крейсерського режиму, які використовують підвищення економічності, а при максимальних швидкостях включаються потужні турбіни. Каскад високого тиску обертається зі швидкістю 5000 об/хв.

На сучасних парових суднах поживна вода з конденсаторів у підігрівачі подається через кілька ступенів нагріву. Нагрів проводиться за рахунок тепла робочого тіла турбіни і топкових газів, що відходять, обтікають економайзер.

Багато допоміжне обладнання має електричний привід. Електрогенератори з приводом від парових турбін зазвичай виробляють постійний струм напругою 250 В. Використовується змінний струм.

Якщо передача потужності від турбіни на гвинт здійснюється через редуктор, для забезпечення заднього ходу (зворотне обертання гвинта) застосовується додаткова невелика турбіна. Потужність на валу при зворотному обертанні складає 20-40% основної потужності.

Електропривод від турбіни до гребного гвинта був дуже популярний у 1930-ті роки. В цьому випадку турбіна обертає високооборотний генератор, а вироблена електроенергія передається на малооборотні електродвигуни, які обертають вал гребний. ККД зубчастої передачі (редуктора) приблизно 97,5%, електроприводу – близько 90%. У разі електроприводу зворотне обертання забезпечується просто перемиканням полярності.

Газові турбіни

Газові турбіни з'явилися на суднах значно пізніше, ніж в авіації, оскільки виграш у вазі в суднобудуванні не такий важливий, і цей виграш не переважав високу вартість та складність монтажу та експлуатації перших газових турбін.

Газові турбіни використовують на судах не лише як головні двигуни; вони знайшли застосування як приводи для пожежних насосів та допоміжних електрогенераторів, де вигідні їх невелика вага, компактність та швидкий запуск. У військово-морському флоті газові турбіни широко використовуються на невеликих швидкісних суднах: десантних катерах, мінних тральщиках, суднах на підводних крилах; на великих кораблях їх використовують із отримання максимальної потужності.

Сучасні газові турбіни мають прийнятний рівень надійності, вартості експлуатації та виробництва. Враховуючи їх малу вагу, компактність та швидкий запуск, вони у багатьох випадках стають конкурентоспроможними з дизелями та паровими турбінами.

Дизельні двигуни.

Вперше дизель як судновий двигун було встановлено на «Вандалі» у Санкт-Петербурзі (1903). Це сталося лише через 6 років після винаходи Дизелем свого двигуна. На «Вандалі», що ходив Волгою, було два гребні гвинти; кожен гвинт встановлювався одному валу з 75-кВт електродвигуном. Електроенергія вироблялася двома дизель-генераторами. Трициліндрові дизелі потужністю по 90 кВт мали постійну частоту обертання (240 об/хв). Потужність від них не можна було передавати безпосередньо на гребний вал, оскільки не було реверсу.

Пробна експлуатація «Вандалу» спростувала загальну думку, що дизелі не можна застосовувати на судах через небезпеку вібрацій та високих тисків. Більше того, витрата палива склала лише 20% від витрати палива на пароплавах тієї ж водотоннажності.

Використання дизелів.

За десять років, що пройшли після встановлення першого дизеля на річкове судно, ці двигуни зазнали значного вдосконалення. Збільшилася їхня потужність за рахунок підвищення числа обертів, збільшення діаметра циліндра, подовження ходу поршня, а також розробки двотактних двигунів.

Число оборотів існуючих дизелів становить від 100 до 2000 об/хв; високооборотні дизелі застосовуються на невеликих швидкохідних катерах та допоміжних дизель-генераторних системах. Їхня потужність варіюється в такому ж широкому діапазоні (10–20 000 кВт). В останні роки з'явилися дизелі з наддувом, що збільшує їхню потужність приблизно на 20%.

Порівняння дизельних двигунів із паровими.

Дизелі мають перевагу над паровими двигунами на невеликих суднах завдяки своїй компактності; крім того, вони легші за однакової потужності. Дизелі витрачають менше палива на одиницю потужності; щоправда, дизельне паливо дорожче топкового. Витрати дизельного палива можна зменшити допалюванням відпрацьованих газів. На вибір енергетичної установки впливає і тип судна. Дизельні двигуни запускаються набагато швидше: їх треба попередньо розігрівати. Це дуже важлива перевага для портових суден та допоміжних або резервних силових установок. Однак є переваги і у паротурбінних установок, які надійніші в експлуатації, здатні тривалий час працювати без регламентного обслуговування, відрізняються меншим рівнем вібрацій завдяки відсутності зворотно-поступального руху.

Суднові дизелі.

Суднові дизелі відрізняються від інших дизелів тільки допоміжними елементами. Вони безпосередньо або через редуктор обертають вал і повинні забезпечувати зворотне обертання. У чотиритактних двигунах для цього служить додаткова муфта зворотного ходу, яка входить у зачеплення за необхідності зворотного обертання. У двотактних двигунах із забезпеченням зворотного обертання простіше, оскільки послідовність роботи клапанів визначається положенням поршня у відповідному циліндрі. У невеликих двигунах зворотне обертання одержують за допомогою муфти зчеплення та зубчастої передачі. На деяких сторожових кораблях та амфібіях довжиною менше 60 м ставлять реверсивні гребні гвинти ( див. нижче). Для того, щоб кількість обертів двигуна не перевищила безпечну межу, всі двигуни обладнані обмежувачами частоти обертання.

Електрична тяга.

Терміном судна з електричною тягою називають судна, у яких одним з елементів системи перетворення енергії палива в механічну енергію обертання гребного валу є електрична машина. Один або кілька електродвигунів з'єднуються з валом гвинта безпосередньо або через редуктор. Живлення електродвигунів здійснюється від електрогенераторів, приводом яких служить парова або газова турбіна або дизель. На підводних човнах у підводному положенні живлення електродвигунів здійснюється від акумуляторів, а надводному – від дизель-генераторів. Електричні машини постійного струму зазвичай встановлюються на невеликих і високоманеврених судах. Машини змінного струму використовують на океанських лайнерах.

Турбоелектроходи.

На рис. 1 представлена ​​схема турбоелектроприводу з котельною установкою для отримання пари. Пара обертає турбіну, яка, своєю чергою, обертає електрогенератор. Вироблена електроенергія подається на електродвигуни, пов'язані з гребним валом. Зазвичай, кожен турбогенератор працює на один електродвигун, який обертає свій гвинт. Однак така схема дозволяє легко приєднати до одного турбогенератора кілька електродвигунів, а отже, кілька гребних гвинтів.

Суднові турбогенератори змінного струму можуть виробляти струм із частотою в межах 25-100% максимальної, але не більше 100 Гц. Генератори змінного струму виробляють струм напругою до 6000, постійного - до ~900 В.

Дизельелектроходи.

Дизельелектричний привід по суті не відрізняється від турбоелектричного, за винятком того, що котельня і парова турбіна замінені дизельним двигуном.

На невеликих суднах зазвичай на кожен гвинт працюють один дизель-генератор і один електродвигун, проте при необхідності можна відключити один дизель-генератор для економії або включити додатковий збільшення потужності і швидкості.

ККД. Електродвигуни постійного струму на низьких оборотах створюють більший момент, що крутить, ніж турбіни і дизелі з механічною передачею. Крім того, у двигунів і постійного і змінного струму момент, що крутить, однаковий як при прямому, так і при зворотному обертанні.

Повний ККД турбоелектроприводу (відношення потужності на гребному валу до енергії палива, що виділяється в одиницю часу) нижче, ніж ККД турбінного приводу, хоча турбіна і з'єднана з гребним валом через два знижувальні редуктори. Турбоелектропривід важчий і дорожчий за механічний турбінний привод. Повний ККД дизельелектроприводу приблизно такий самий, як у механічного турбінного приводу. Кожен тип приводу має свої переваги та недоліки. Тому вибір типу рухової установки визначається типом судна та умовами його експлуатації.

Електроіндукційна муфта.

В цьому випадку передача потужності від двигуна до гребного гвинта здійснюється електромагнітним полем. Принципово такий привід подібний до звичайного асинхронного електродвигуна, за винятком того, що і статор і якір електродвигуна в електромагнітному приводі зроблені обертовими; один із них пов'язаний із валом двигуна, а інший – із гребним валом. Елемент, пов'язаний з двигуном, є обмоткою збудження, яка живиться від зовнішнього джерела постійного струму і створює електромагнітне поле. Елемент, пов'язаний з гребним валом, є короткозамкненою обмоткою без зовнішнього живлення. Обидва елементи розділені повітряним інтервалом. Магнітне поле, що обертається, збуджує в обмотці другого елемента струм, що змушує цей елемент обертатися, але завжди повільніше (зі ковзанням), ніж перший елемент. Виникає крутний момент пропорційний різниці частот обертання цих елементів. Вимкнення струму збудження у первинній обмотці «роз'єднує» ці елементи. Частоту обертання другого елемента можна регулювати, змінюючи струм збудження. При одному дизельному двигуні на судні використання електромагнітного приводу дозволяє зменшити вібрації завдяки відсутності механічного зв'язку двигуна з гребним валом; при кількох дизельних двигунах такий привід підвищує маневреність судна за рахунок перемикання гребних гвинтів, оскільки напрямок їх обертання легко змінити.

Атомні енергетичні установки.

На судах із атомними енергетичними установками головним джерелом енергії є ядерний реактор. Тепло, що виділяється в процесі поділу ядерного пального, служить для генерації пари, що надходить потім у парову турбіну. З м. АТОМНА ЕНЕРГЕТИКА.

У реакторній установці, як і в звичайному паровому казані, є насоси, теплообмінники та інше допоміжне обладнання. Особливістю ядерного реактора є його радіоактивне випромінювання, яке потребує спеціального захисту обслуговуючого персоналу.

Безпека.

Навколо реактора доводиться ставити потужний біологічний захист. Звичайні захисні матеріали від радіоактивного випромінювання – бетон, свинець, вода, пластмаси та сталь.

Існує проблема зберігання рідких та газоподібних радіоактивних відходів. Рідкі відходи зберігаються у спеціальних ємностях, а газоподібні поглинаються активованим деревним вугіллям. Потім відходи переправляються на берег на підприємства з їхньої переробки.

Суднові ядерні реактори.

Основними елементами ядерного реактора є стрижні з речовиною, що ділиться (ТВЕЛи), керуючі стрижні, охолоджувач (теплоносій), сповільнювач і відбивач. Ці елементи укладені в герметичний корпус і розташовані так, щоб забезпечити керовану ядерну реакцію і відведення тепла, що виділяється.

Пальним може бути уран-235, плутоній або їх суміш; ці елементи можуть бути хімічно пов'язані з іншими елементами, бути в рідкій чи твердій фазі. Для охолодження реактора використовується важка чи легка вода, рідкі метали, органічні сполуки чи гази. Теплоносій може бути використаний для передачі тепла іншому робочому тілу та виробництва пари, а може використовуватися безпосередньо для обертання турбіни. Уповільнювач служить зменшення швидкості нейтронів до значення, найбільш ефективного реакції поділу. Відбивач повертає активну зону нейтрони. Уповільнювачем і відбивачем зазвичай служать важка і легка вода, рідкі метали, графіт та берилій.

На всіх військово-морських суднах, на першому атомному криголамі «Ленін», на першому вантажно-пасажирському судні «Саванна» стоять енергетичні установки, виконані за двоконтурною схемою. У первинному контурі такого реактора вода знаходиться під тиском до 13 МПа і тому не закипає при температурі 270°, звичайної для тракту охолодження реактора. Вода, нагріта в первинному контурі, служить теплоносієм для виробництва пари у вторинному контурі.

У первинному контурі можуть використовуватися рідкі метали. Така схема застосована на підводному човні ВМС США Сі Вулф, де теплоносієм є суміш рідкого натрію з рідким калієм. Тиск у системі такої схеми порівняно невеликий. Цю ж перевагу можна реалізувати, використовуючи як теплоносій парафіноподібні органічні речовини – дифеніли та трифеніли. У першому випадку недоліком є ​​проблема корозії, а у другому – утворення смолистих відкладень.

Існують одноконтурні схеми, в яких робоче тіло, нагріте в реакторі, циркулює між ним та головним двигуном. За одноконтурною схемою працюють газоохолоджувальні реактори. Робочим тілом є газ, наприклад, гелій, який нагрівається в реакторі, а потім обертає газову турбіну.

Захист.

Її головна функція– забезпечити захист екіпажу та обладнання від випромінювання, що випускається реактором та іншими елементами, що мають контакт із радіоактивними речовинами. Це випромінювання ділиться на дві категорії: нейтрони, що виділяються при розподілі ядер, і гамма-випромінювання, що виникає в активній зоні та активованих матеріалах.

У випадку судах є дві захисні оболонки. Перша розташована безпосередньо навколо корпусу реактора. Вторинний (біологічний) захист охоплює парогенераторне обладнання, систему очищення та ємності для відходів. Первинний захист поглинає більшу частину нейтронів та гамма-випромінювання реактора. Це знижує радіоактивність допоміжного обладнання реактора.

Первинний захист може являти собою двооболонковий герметичний резервуар з простором між оболонками, заповненим водою, та зовнішнім свинцевим екраном товщиною від 2 до 10 см. Вода поглинає більшу частину нейтронів, а гамма-випромінювання частково поглинається стінками корпусу, водою та свинцем.

Основна функція вторинного захисту - знизити випромінювання радіоактивного ізотопу азоту 16 N, який утворюється в теплоносії, що пройшов через реактор. Для вторинного захисту використовуються ємності з водою, бетон, свинець та поліетилен.

Економічність судів із атомними енергетичними установками.

Для бойових кораблів вартість будівництва та експлуатаційні витрати мають менше значення, ніж переваги майже необмеженої дальності плавання, більшої енергоозброєності та швидкості кораблів, компактності установки та скорочення обслуговуючого персоналу. Ці переваги атомних енергетичних установок зумовили їхнє широке застосування на підводних човнах. Виправдано і застосування енергії атома на криголамах.

СУДОВІ РУХІВЦІ

Існує чотири основні види суднових рушіїв: водометні рушії, гребні колеса, гребні гвинти (у тому числі з направляючою насадкою) та крильчастий рушій.

Водометний двигун.

Водометний рушій - це, по суті, просто поршневий або відцентровий насос, який засмоктує воду через отвір у носі або днищі корабля і викидає через сопла в його кормовій частині. Створюваний упор (сила тяги) визначається різницею кількостей руху струменя води на виході та вході в рушій. Водометний рушій був уперше запропонований і запатентований Тугудом і Хейсом в Англії в 1661. Пізніше різні варіанти такого двигуна пропонували багато, але всі конструкції були невдалими через низький ККД. Водометний рушій застосовується в деяких випадках, коли низький ККД компенсуються перевагами в інших відносинах, наприклад для плавання по мілководних або засмічених річках.

Гребне колесо.

Веслувальне колесо в найпростішому випадку - це широке колесо, у якого по периферії встановлені лопаті. У досконаліших конструкціях лопаті можуть повертатися щодо колеса так, щоб вони створювали потрібну пропульсивну силу при мінімальних втратах. Вісь обертання колеса розташована вище рівня води, і занурена лише його невелика частина, тому кожен момент часу лише кілька лопатей створюють упор. ККД гребного колеса, взагалі кажучи, зростає із збільшенням його діаметра; не рідкість значення діаметра 6 м і більше. Частота обертання великого колеса виходить низькою. Невисока кількість обертів відповідала можливостям перших парових машин; однак згодом машини вдосконалювалися, їх швидкості зросли, і малі оберти колеса стали серйозною перешкодою. У результаті гребні колеса поступилися місцем гребним гвинтам.

Гребні гвинти.

Ще давні єгиптяни використовували гвинт для подачі води з Нілу. Є свідчення, що у середньовічному Китаї для руху суден використовували гвинт із ручним приводом. У Європі гвинт як судновий рушій вперше запропонував Р.Гук (1680).

Конструкція та характеристики.

Сучасний гребний гвинт зазвичай має кілька лопат приблизно еліптичної форми, рівномірно розташованих на центральній втулці. Поверхня лопаті, звернену вперед, у ніс судна, називають засмоктує, звернену назад - нагнітає. Засмоктує поверхню лопаті опукла, що нагнітає – зазвичай майже плоска. На рис. 2 схематично показана типова лопата гребного гвинта. Осьове переміщення гвинтової поверхні за один оберт називають кроком p; добуток кроку на число обертів за секунду pn- осьова швидкість лопаті гвинта нульової товщини в середовищі, що не деформується. Різниця ( pn- v 0), де v 0 - справжня осьова швидкість гвинта, характеризує міру деформованості середовища, що називається ковзанням. Відношення ( pn - v 0)/pn- Відносне ковзання. Це відношення – один із основних параметрів гребного гвинта.

Найважливішим параметром, що визначає робочі характеристики гребного гвинта, є відношення кроку гвинта до його діаметра. Наступні за значимістю – кількість лопатей, їх ширина, товщина і форма, форма профілю та дискове відношення (ставлення сумарної площі лопатей до площі кола, що їх описує) і відношення діаметра втулки до діаметра гвинта. Експериментально визначено діапазони зміни цих параметрів, що забезпечують хороші робочі характеристики: крокове відношення (відношення кроку гвинта до його діаметра) 0,6-1,5, відношення максимальної ширини лопаті до діаметра гвинта 0,20-0,50, відношення максимальної товщини лопаті поблизу втулки до діаметра 0,04-0,05, відношення діаметра втулки до діаметра гвинта 0,18-0,22. Форма лопаті зазвичай яйцеподібна, а форма профілю - плавно обтічна, дуже схожа на профіль крила літака. Розміри сучасних гребних гвинтів варіюються від 20 см до 6 м і більше. Потужність, що розвивається гвинтом, може становити частки кіловату, а може перевищувати 40 000 кВт; відповідно, частота обертання лежить у діапазоні від 2000 об/хв для малих гвинтів до 60 для великих. ККД хороших гвинтів становить 0,60-0,75 залежно від крокового відношення, числа лопатей та інших параметрів.

Застосування.

На суднах ставлять один, два або чотири гребні гвинти залежно від розмірів судна та необхідної потужності. Одиночний гвинт забезпечує вищий ККД, оскільки відсутня інтерференція та частина енергії, що витрачається на рух судна, відновлюється гребним гвинтом. Це відновлення вище, якщо гребний гвинт встановлений у середині супутнього струменя відразу за ахтерштевнем. Деяке збільшення пропульсивної сили може бути досягнуто за допомогою розрізного керма, для чого верхню і нижню частини керма трохи відхиляють у протилежні сторони (відповідно обертанню гвинта), щоб використовувати поперечну складову швидкості струменя після гвинта для створення додаткової складової сили в напрямку руху судна. Застосування кількох гвинтів збільшує маневреність судна та можливості повороту без використання кермів, коли гвинти створюють упор у різних напрямках. Як правило, реверсування упору (зміна напряму дії пропульсивної сили на зворотний) досягається реверсуванням обертання гребних двигунів, але існують і спеціальні реверсивні гвинти, які дозволяють реверсувати упор без зміни напряму обертання валів; це досягається поворотом лопатей щодо втулки за допомогою механізму, розташованого у втулці і що приводиться в дію через порожнистий вал. Гребні гвинти виготовляють із бронзи, відливають із сталі або чавуну. Для роботи в солоній воді краще сплав бронзи, легованої марганцем, оскільки він добре піддається шліфування і успішно протистоїть кавітації та впливу солоної води. Спроектовані та створені високошвидкісні суперкавітуючі гвинти, у яких вся поверхня, що засмоктує, зайнята зоною кавітації. При малих швидкостях такі гвинти мають трохи менший ККД, проте вони значно ефективніші за звичайні при високих швидкостях.

Гвинт з направляючою насадкою.

Гвинт із насадкою – звичайний гвинт, встановлений у короткому соплі, – винайдений німецьким інженером Л.Кортом. Насадка жорстко з'єднана з корпусом або виконана з ним як одне ціле.

Принцип дії.

Було зроблено низку спроб встановити гвинт у трубі поліпшення його робочих характеристик. У 1925 Корт узагальнив результати цих досліджень і суттєво вдосконалив конструкцію: він перетворив трубу на коротке сопло, діаметр якого на вході був більшим, а форма відповідала аеродинамічному профілю. Корт встановив, що така конструкція забезпечує значно більший упор при заданій потужності порівняно із звичайними гвинтами, оскільки струмінь, що прискорюється гвинтом, за наявності насадки звужується меншою мірою (рис. 3). При однакових витратах швидкість за гвинтом із насадкою ( v 0 + u u). У зв'язку з цим гвинти з насадкою найчастіше ставлять на буксирах, траулерах та аналогічних суднах, які буксирують важкі вантажі з малою швидкістю. Для таких суден виграш на одиницю потужності, що створюється гвинтом із насадкою, може досягати 30–40%. На швидкохідних суднах гвинт із насадкою не має переваг, оскільки невеликий виграш у ККД втрачається через збільшення опору на насадці.

Крильчаті двигуни.

Такий рушій є диском, на якому по периферії перпендикулярно площині диска розміщено 6-8 лопатоподібних лопатей. Диск встановлений урівень з днищем корабля, а в потік опущені тільки лопаті рушія. Диск з лопатями обертається щодо своєї осі, і, крім того, лопаті здійснюють обертальний або коливальний рух щодо своєї поздовжньої осі. В результаті обертального та коливального рухів лопатей вода прискорюється в необхідному напрямку, і створюється упор для руху судна. Такий тип рушія має перевагу перед гребним гвинтом та гребним колесом, оскільки може створювати упор у будь-якому бажаному напрямку: вперед, назад і навіть убік без зміни напрямку обертання двигуна. Тому для керування суднами з крильчатим рушієм не потрібне кермо або інші механізми. Хоча крильчаті рушії не можуть замінити гребні гвинти за універсальністю застосування, у деяких спеціальних випадках вони дуже ефективні.

Література:

Акімов Р.М. та ін. Довідник суднового механіка. М., 1973-1974
Самсонов В.І. та ін. Суднові двигуни внутрішнього згоряння. М., 1981
Овсянніков М.К., Пєтухов В.А. Суднові дизельні установки(Довідка). Л., 1986
Артюшков Л.С. та ін. Суднові рушії. Л., 1988
Батирьов О.М. та ін. Корабельні ядерні установки зарубіжних країн . СПб., 1994



September 12th, 2013

Білих надбудов цього лайнера ніколи не торкнеться кіптява димових труб. Компактні силові установки неймовірної потужності, недосяжна насамперед швидкість, економічність та необмежена дальність плавання.

Таким уявляли ідеальний корабель у середині XX століття. Здавалося ще трохи, і ядерні силові установки невпізнанно змінять вигляд флоту - людська цивілізація з надією і тріумфом зустрічала Еру Атома, що настала, готуючись незабаром скористатися всіма перевагами «дарової» енергії радіоактивного розпаду речовини.

У 1955 році, в рамках програми «Мирний атом», президент Ейзенхауер озвучив плани створення судна з ядерною силовою установкою (ЯСУ) – концепт-демонстратор перспективних технологій, чия поява відповість на питання про доцільність застосування ЯСУ в інтересах торгового флоту.

Реактор на борту обіцяв чимало спокусливих переваг: атомоходу була потрібна заправка один раз на кілька років, корабель міг тривалий час залишатися в океані без необхідності заходу в порт – автономність атомоходу обмежувалася лише витривалістю екіпажу та запасами продовольства на його борту. ЯСУ забезпечувала високу економічну швидкість ходу, а відсутність паливних цистерн та компактність силової установки (за Крайній мірі, так здавалося інженерам-кораблебудівникам) дозволить забезпечити додатковий простір для розміщення екіпажу та корисного вантажу.

У той же час, дослідники усвідомлювали, що використання ядерної силової установки викличе чимало труднощів з її подальшою експлуатацією – заходи щодо забезпечення радіаційної безпеки та пов'язані з цим труднощів щодо відвідування багатьох закордонних портів. Не кажучи про те, що будівництво такого екзотичного судна спочатку «влетить у копійчину».

Не варто забувати, що йдеться про середину 1950-х – не минуло й року, як у радіоефірі пролунало історичне повідомлення «Underway on nuclear power» (Йдемо на атомну енергію!), відправлене з борту підводного човна «Наутілус» у січні 1955 року. Фахівці в галузі кораблебудування мали найрозпливчастіші уявлення про ядерні реактори, їх особливості, сильні та слабкі сторони. Як справи з надійністю? Скільки коштує їхній життєвий цикл? Чи зможуть обіцяні переваги ЯСУ переважити недоліки, пов'язані з будівництвом та експлуатацією цивільного атомоходу?

На всі питання мала відповісти NS Savannah- 180-метрова біла красуня, спущена на воду в 1959 році.

Ініціював будівництво судна президент Ейзенхаур у 1955 році, в рамках програми, яка точно збігається з радянською – «Мирний атом». У 1956 році Конгрес схвалив будівництво, і в березні 1962 року Саванна була спущена на воду. Ленін спустили на воду 5 грудня 1957 року.

Експериментальний вантажопасажирський атомохід повною водотоннажністю 22 тисячі тонн. Екіпаж – 124 особи. 60 пасажиро-місць. Єдиний ядерний реактор тепловою потужністю 74 МВт забезпечував економічну швидкість ходу 20 вузлів (дуже солідно, навіть за сучасними мірками). Однієї зарядки реактора вистачало на 300 000 морських миль (півмільйона кілометрів).

Назва судна була обрана не випадково - «Саванна» - саме таке ім'я носив парусно-паровий пакетбот, який першим з пароплавів перетнув Атлантику в 1819 році.

"Саванна" створювалася, як "голуб світу". Супер-корабель, який об'єднав у собі найсучасніші досягнення науки і техніки, мав познайомити Старий Світ із технологіями «мирного атома» та продемонструвати безпеку кораблів з ЯСУ (янки працювали на перспективу – у майбутньому це полегшить захід в іноземні порти атомних авіаносців, крейсерів та підводних човнів).

Savannah зовні справляла дуже сильне враження. Прагнучи підкреслити особливий статус атомохода, дизайнери надали йому вигляду розкішної яхти - подовжений корпус, стрімкі обводи, білі обтічні надбудови з оглядовими майданчиками і верандами. Навіть вантажні стріли і вантажопідйомні механізми мали привабливий вигляд - нітрохи не схоже на іржаві щогли, що стирчать, звичайних суховантажів. Деякі історики судноплавства і взагалі охрестили її найкрасивішим вантажним судном.

Швидкість 23 вузли, для тих часів, була рекордною для вантажних суден. При цьому вантажів вона брала всього 8500 тонн, явно недостатньо. Будь-яке інше судно аналогічного дедвейту брало більше. Крім того, трюми були невдало розташовані, що сповільнювало швидкість вантажних робіт у портах. Екіпаж був значно більшим, ніж на звичайних судах. Для експлуатації судна була потрібна ціла спеціальна організація, яка відала питаннями заходів у порти та ремонту. Екіпаж пройшов спеціальну підготовку. Причому кількість людей, які пройшли спеціальні курси для роботи на атомному судні, показує, що уряд США планував будівництво нових атомних суден.

Однак спочатку закладена при конструюванні Savannah помилка звела всі зусилля нанівець. Будь-якому брокеру при погляді ТТХ судна ставало зрозуміло, що з економічної погляду воно – банкрут. Занадто малі вантажні приміщення, а пасажирські переважно залишалися порожніми. Ні риба, загалом, ні м'ясо. Необхідно було робити щось одне – вантажне чи пасажирське, і провести ретельні економічні розрахунки.

Неабияке значення приділялося інтер'єрам: спочатку на борту атомоходу було облаштовано 30 кают класу «люкс» з кондиціонерами та індивідуальними ванними, ресторан на 75 місць, багато прикрашений живописом та скульптурами, салон-кінозал, басейн та бібліотека. Крім того, на борту була лабораторія радіаційного контролю, а камбуз прикрашало нове «диво техніки» – мікрохвильова піч з водяним охолодженням, подарунок від компанії Ratheyon.

За всю блискучу пишність було заплачено «дзвінкою монетою». 47 мільйонів доларів, з яких 28,3 мільйона було витрачено на ЯСУ та ядерне паливо.

Спочатку здавалося, що результат коштував усіх вкладень. «Саванна» мала відмінну мореплавність і рекордну швидкість ходу серед усіх інших вантажних суден тих років. Їй не були потрібні регулярні заправки паливом, а вигляд атомоходу справляв сильне враження на будь-кого, кому вдалося поблизу (або хоча б здалеку) побачити це розкішне диво техніки витвір мистецтва.

На жаль, будь-якому судновласнику було достатньо одного погляду, щоб зрозуміти: «Саванна» є нерентабельною. У трюмах і на вантажних палубах атомоходу містилося лише 8500 тонн вантажу. Та будь-яке судно аналогічних розмірів мало втричі більшу вантажопідйомність!

Але й це ще не все – надто стрімкі обводи та подовжена носова частина судна помітно ускладнювали вантажні операції. Була потрібна ручна праця, все це призводило до затримок у доставці та простоїв у портах призначення.

Паливна економічність завдяки атомному реактору? О, це велика тема, яка вимагає розгорнутої відповіді.

Як виявилося на практиці, ЯСУ разом з активною зоною реактора, контурами теплоносія та сотнями тонн біологічного захисту виявилася набагато більшою, ніж машинне відділення звичайного суховантажу (це при тому, що повністю відмовитися від звичайної ГЕУ інженери не наважилися – на борту «Савани» збереглася пара аварійних дизель-генераторів із запасом палива).

За наглухо задертими дверима — реакторний відсік

Мало того, для керування атомоходом був потрібний вдвічі більший екіпаж – все це ще більше подорожчало вартість експлуатації та зменшувало кількість корисного простору на борту атомного судна. Також, варто відзначити різницю у витратах на утримання висококласних фахівців-атомників, порівняно з мотористами та механіками на звичайному суховантажі.

Для обслуговування судна була потрібна спеціальна інфраструктура та регулярні перевірки щодо радіоактивності та нормальної роботи реактора.
Нарешті, вартість 32-х тепловиділяючих елементів з діоксиду урану (сумарна маса U-235 та U238 – сім тонн) з урахуванням робіт з їх заміни та подальшої утилізації – обійшлося не дешевше за заправку судна звичайним мазутом.

Пізніше буде підраховано, що щорічні експлуатаційні витрати «Савани» перевищували показники аналогічного за вантажопідйомністю суховантажного судна типу «Марінер» на 2 млн. доларів. Спустошлива сума, особливо в цінах півстолітньої давності.

Лаз у пекло. Реактор «Савани»

Втім, це ще дрібниці — справжні проблеми очікували на «Саванну» після прибуття в Австралію. Атомохід просто не пустили до австралійських територіальних вод. Аналогічні історії сталися біля берегів Японії та Нової Зеландії.

Кожному заходу в закордонний порт передувала тривала бюрократична тяганина - потрібно було надати повну інформацію про судно і терміни заходу в порт, в обсязі, достатньому для того, щоб портова влада змогла вжити необхідних заходів безпеки. Окремий причал із особливим режимом допуску. Охорона. Групи радіаційного контролю. На випадок можливої ​​аварії, поряд із атомоходом цілодобово стояли «під парами» кілька буксирів, готові будь-якої миті вивести радіоактивну купу металу за межі акваторії порту.

Сталося те, чого найбільше побоювалися творці «Савани». Бомбардування Хіросіми та Нагасакі, разом із шокуючими результатами журналістських розслідувань на тему наслідків радіаційного опромінення зробили свою справу – влада більшості країн неілюзорно боялася судна з ЯСУ і вкрай неохоче пускала «Саванну» у свої територіальні води. У деяких випадках візит супроводжувався серйозними акціями протесту з боку місцевого населення. Обурювалися «зелені» — у ЗМІ проникла інформація про те, що «Саванна» щорічно зливає за борт 115 тисяч галонів технічної води із системи охолодження реактора — незважаючи на всі виправдання фахівців-атомників у тому, що вода нерадіоактивна і не стикається з активною зоною.

Зрозуміло, якесь комерційне використання атомоходу в таких умовах виявилося неможливим.

За 10 років своєї активної кар'єри (1962-1972 рр.) "Саванна" пройшла 450 тис. миль (720 тис. км), відвідала 45 зарубіжних портів. На борту атомоходу побували понад 1,4 мільйони зарубіжних гостей.

Пост управління ЯСУ

Образно висловлюючись, «Саванна» повторила шлях свого знаменитого предка – парусний пароплав «Саванна», перший з пароплавів, що перетнув Атлантику, також опинився на звалищі історії – судно-рекордсмен виявилося нерентабельним у кругообігу сірих буднів.

Що стосується сучасного атомоходу, то, незважаючи на свій провальний дебют у ролі вантажопасажирського судна, «Саванна» чимало потішила самолюбство американської нації і, загалом, змогла змінити уявлення про кораблі з ЯСУ як смертельно небезпечні та ненадійні зразки техніки.

Після переведення в резерв, «Саванна» із заглушеним реактором 9 років провела на стоянці в порту однойменного міста у штаті Джорджія, міський уряд пропонував плани щодо переобладнання судна у плавучий готель. Проте, доля розпорядилася інакше — 1981 року «Саванну» поставили як експонат у морському музеї «Петріот Поінт». Однак і тут на неї чекала невдача – незважаючи на можливість прогулятися розкішними салонами та заглянути крізь вікно у справжній реакторний відсік, відвідувачі не оцінили легендарний атомохід, зосередивши всю увагу на пришвартованому неподалік авіаносці «Йорктаун».

1955 - Ейзенхауер вніс пропозицію про будівництво комерційного судна з ядерною силовою установкою
1956 – Конгрес схвалив проект будівництва судна
1959 – судно хрестила перша леді США, дружина президента Ейзенхауера, надавши йому ім'я Savannah
1962 – 23 березня судно спущено на воду
1965-1971 – Savannah експлуатується як вантажно-пасажирське судно
1972 – Savannah поставлена ​​на прикол через великі збитки
2006, серпень - Морська Адміністрація США Marad заплатить близько мільйона доларів за підготовку демонтажу ядерного реактора Savannah. 15 серпня судно відбуксують із приколу, стоянки Резервного флоту на річці Джеймс, на верфі Колона в Норфолку.

Протягом двох місяців на судні проведуть усі роботи, необхідні для подальшого демонтажу реактора. Роботи будуть проводитись у сухому доці, куди Savannah і поставлять. Паливо з реактора вивантажили давним-давно, в останні роки Саванна виступала в ролі плавучого музею в Чарльстоні, Південна Кароліна.

Остаточну долю судна ще не вирішено – його можуть відправити на злам або знайти інше призначення – залишити як судно-музей, пам'ятник першому ядерному реактору в комерційному флоті та судновій архітектурі 50-х.

Зараз оновлена ​​та підфарбована «Саванна» тихо іржавіє в порту м. Балтімор, і її подальша доля залишається незрозумілою. Незважаючи на статус «історичного об'єкта», все частіше звучать пропозиції відправити атомохід на злам.

Однак, крім «Савани» у світі існувало ще три торгові судна з ядерною силовою установкою — «Отто Ган», «Муцу» та «Севморшлях».

Німецька драма

Зацікавлений американськими розробками в галузі ядерних технологій, уряд ФРН у 1960 році анонсував власний проект експериментального судна з ЯСУ – рудовоз Otto Hahn («Отто Ган»).

Судно було закладено у 1963 році компанією Howaldtswerke-Deutsche Werft у місті Кілі. Спуск на воду відбувся 1964 року. Судно було названо на честь Отто Гана, видатного німецького радіохіміка, нобелівського лауреата, який відкрив ядерну ізомерію (Уран Z) та розщеплення урану.

Першим капітаном був Генріх Леманн-Вілленброк, відомий німецький підводник Другої світової війни. У 1968 році був запущений 38-мегаватний атомний реакторсудна і почалися ходові випробування. У жовтні того ж року Отто Ган був сертифікований як торговельний та дослідницький судно.

Загалом, німці наступили на ті ж граблі, що й їхні американські колеги. На момент введення «Отто Ган» в експлуатацію (1968 рік), скандальна ейфорія навколо цивільних атомоходів вже наближалася до заходу сонця. розвинених країнпочалося масове будівництво АЕС та атомних військових кораблів (підводних човнів), громадськість сприйняла Еру Атома як належне. Але це не врятувало атомохід "Отто Ган" від образу малокорисного та нерентабельного судна.

На відміну від американського піар-проекту, «німець» проектувався як справжній рудовоз для роботи на трансатлантичних лініях. 17 тисяч тонн водотоннажності, один реактор тепловою потужністю 38МВт. Швидкість перебігу 17 вузлів. Екіпаж – 60 осіб (+35 осіб – науковий персонал).

За 10 років своєї активної служби «Отто Ган» пройшов 650 тис. миль (1,2 млн. км), відвідав 33 порти у 22 країнах, доставляв руду та сировину для хімічного виробництва до Німеччини з Африки та Південної Америки.

Чималі складнощі в кар'єрі рудовозу викликала заборона керівництва Суецького на прохід цим найкоротшим шляхом із Середземного моря до Індійського океану – стомлені нескінченними бюрократичними обмеженнями, необхідністю ліцензування для заходу в кожен новий порт, а також дорожнечею експлуатації атомоходу, німці зважилися на відчайдушний крок.

1972 року, після чотирьох років роботи, реактор був перезаправлений. Судно пройшло близько 250 000 морських миль (463 000 кілометрів), використавши 22 кілограми урану. 1979 року Отто Ган було деактивовано. Його реактор і двигун були видалені та замінені звичайною дизельною силовою установкою. На той час судно пройшло 650 000 морських миль (1 200 000 кілометрів) на ядерному паливі, побувавши в 33 портах 22 країн.

1983 року судно переобладнано в контейнеровоз. 19 листопада того ж року Otto Hahn було перейменовано на Norasia Susan. Потім у 1985 році воно отримало ім'я Norasia Helga, у 1989 - Madre. Станом на 2007 рік, Madre все ще діє, ходить під прапором Ліберії, під управлінням грецької компанії Alon Maritime з 1999 року. З 2006 року судно належить компанії Domine Maritime, зареєстрованій у Ліберії.

Японська трагікомедія

Хитрі японці не пустили «Саванну» у свої порти, проте зробили певні висновки – у 1968 році на верфі в Токіо було закладено атомне суховантажне судно «Фукусіма» «Муцу».

Життєвий шлях цього судна від самого початку був затьмарений великою кількістю несправностей - підозрюючи негаразд, японська громадськість заборонила проводити випробування біля причалу. Перший запуск реактора було вирішено провести у відкритому океані – Муцу відбуксували на 800 км від узбережжя Японії.
Як показали подальші події, громадськість мала рацію – перший запуск реактора обернувся радіаційною аварією: захист реактора не впорався зі своїм завданням.

Після повернення до порту міста Омінато на екіпаж «Муцу» чекало нове випробування: місцевий рибалка перегородив шлях своєю джонкою — прибирайте атомохід куди хочете, мене це не хвилює. Але до порту він не зайде!
Відважний японець тримав оборону 50 днів — нарешті було досягнуто згоди на короткий захід у порт Омінато з подальшим переведенням атомоходу на військову базу в Сасебо.

Атомохід «Муцу»

Океанографічне судно «Мірай», наші дні

Трагікомедія японського атомохода «Муцу» тривала майже 20 років. До 1990 року було оголошено про завершення всіх необхідних доробок і коригування в конструкції атомоходу, «Муцу» здійснив кілька тестових виходів у море, на жаль, доля проекту була вирішена наперед – у 1995 році реактор був деактивований і видалений, натомість «Муцу» отримав звичайну ГЕУ. Всім бідам в одну мить прийшов кінець.
За чверть століття нескінченних скандалів, аварій та ремонтів проект торгового атомоходу «Муцу» пройшов 51 тис. миль і спустошив японську скарбницю на 120 млрд. ієн (1,2 млрд. доларів).

На даний момент колишній атомохід успішно використовується як океанографічний судно «Мірай».

Російський шлях

Цей сюжет кардинально відрізняється від попередніх історій. радянський Союз– єдиний, хто зміг знайти правильну нішу для цивільних атомоходів та отримати із цих проектів солідний прибуток.
У своїх розрахунках радянські інженери виходили із очевидних фактів. Які дві виняткові переваги мають ядерні силові установки?

1. Колосальна концентрація енергії.
2. Можливість її виділення без кисню

Друга властивість автоматично дає ЯСУ зелене світло на підводний флот.

Щодо високої концентрації енергії та можливості тривалої роботи реактора без дозаправки та перезарядки – відповідь підказала сама географія. Арктика!

Саме в полярних широтах найкраще реалізуються переваги ядерних силових установок: специфіка роботи криголамного флоту пов'язана з постійним режимом максимальної потужності. Криголамки тривалий час працюють у відриві від портів, - відхід з траси для поповнення запасів палива загрожує значними збитками. Тут немає жодних бюрократичних заборон і обмежень - круши лід і веди караван на Схід: у Діксон, Ігарку, Тикси або до Берінгового моря.

Перший у світі цивільний атомохід – криголам «Ленін» (1957) продемонстрував масу переваг у порівнянні зі своїми неатомними «колегами». У червні 1971 року він став першим надводним кораблем в історії, кому вдалося пройти на північ від Нової Землі.

А на допомогу йому вже йшли нові атомні велетні – чотири магістральні криголами типу «Арктика». Цих монстрів не міг зупинити навіть найміцніший лід – 1977 року «Арктика» дісталася Північного Полюса.
Але це був лише початок – 30 липня 2013 року атомний криголам «50 років Перемоги» досяг Полюса всоте!
Атомні криголами перетворили Північний морський шлях на добре розвинену транспортну артерію, забезпечивши цілорічну навігацію в західному секторі Арктики. Було виключено необхідність вимушених зимівель, підвищено швидкість та безпеку проведення суден.

Усього їх було дев'ять. Дев'ять героїв полярних широт — дозвольте мені перерахувати їх поіменно:
"Ленін", "Арктика", "Сибір", "Росія", "Радянський Союз", "50 років Перемоги", "Ямал", а також два атомні криголами з малим осадом для роботи в гирлах сибірських річок - "Таймир" і "Вайгач".

Був у нашої країни і десятий цивільний атомохід – атомний ліхтеровоз криголамного типу «Севморшлях». Четверте у морській історії торгове судно з ЯСУ. Потужна машина водотоннажністю 60 тисяч тонн, здатна самостійно пересуватися у льодах завтовшки 1,5 метра. Довжина велетенського корабля – 260 метрів, швидкість ходу у відкритій воді – 20 вузлів. Вантажна місткість: 74 несамохідні баржі-ліхери або 1300 стандартних 20-футових контейнерів.

Атомний ліхтеровоз-контейнеровоз «Севморшлях» — єдине в Росії криголамно-транспортне судно з ядерною енергетичною установкою, було збудовано на Керченському суднобудівному заводі «Затока» ім. Б.Є. Бутоми у період з 01.06.82 до 31.12.88. Проект судна розроблено на підставі спільного рішенняМінморфлоту та Мінсудпрому № С-13/01360 від 30.05.78 відповідно до технічного завдання на його розробку. Корпус судна спроектовано та побудовано на категорію льодових підкріплень «УЛА» відповідно до вимог Правил Реєстру СРСР вид.1981р.

Судно спроектовано, побудовано та експлуатується з урахуванням виконання вітчизняних та міжнародних правил, конвенцій та норм, у тому числі:

• Кодексу ІМВ з безпеки ядерних торгових судів;
• Міжнародна конвенція про безпеку торгових суден на ядерному паливі;
• Норм радіаційної безпеки;
• Правил ядерної безпеки;
• Основні санітарні правила.

Атомохід «Севморшлях» зданий в експлуатацію 31.12.88р.

З моменту підйому прапора і початку робіт ліхтеровоз «Севморшлях» пройшов 302000 миль, перевіз понад 1,5 мільйона тонн вантажів, здійснивши за цей час лише одну перезарядку ядерного реактора.

Для порівняння: судам типу СА-15, які працюють на Дудинській лінії, довелося б виконати майже 100 рейсів, щоб перевести таку ж кількість вантажу, витративши при цьому майже 100000 тонн палива

Призначення

Судно призначене для перевезення:

-ліхтерів типу ЛЕШу трюмах, у спеціально обладнаних осередках та на верхній палубі з навантаженням та вивантаженням їх судновим ліхтерним краном;

-контейнерів міжнародного стандарту ISOу трюмах та на верхній палубі без спеціального переобладнання судна, навантаження-вивантаження контейнерів повинно здійснюватися береговими засобами. Обмежені партії можуть бути завантажені та вивантажені контейнерними приставками ліхтерного крана.

Усього судно може взяти на борт 74 ліхтери вантажопідйомністю по 300 т або 1328 двадцятифутових контейнерів.

Міцність люкових закрить дозволяє перевезення на них завантажених ліхтерів масою по 450 тонн кожен, встановлених у два яруси за висотою, або 20 та 40 футових контейнерів міжнародного стандарту в три яруси за висотою з максимально допустимою масою кожного контейнера 20,3 та 30,5 тонн відповідно .

«Севморшлях» здатний самостійно долати лід завтовшки до 1 м.

Ядерна енергетична установка не обмежує дальність та тривалість плавання.

Основні характеристики

Тип судна — одногвинтовий, однопалубний атомохід із надлишковим надводним бортом, баком, носовим розташуванням житлової надбудови, проміжним розташуванням машинного відділення та реакторного відсіку, з похилим форштевнем криголамного типу, крейсерською кормою, зрізаною у надводній частині за формою транця.
Судно здатне самостійно йти в суцільних рівних крижаних полях завтовшки до 1 метра зі швидкістю близько двох вузлів. Корпус розділений 11 поперечними водонепроникними перегородками на 12 відсіків, серед яких 6 вантажних трюмів.

Швидкість ходу судна при середній осаді 10 м та потужності ГТЗА 29420 кВт, вузол 20,8

Енергетична установка

Енергетична установка складається з:

Головного турбозубчастого агрегату потужністю 29420 кВт і при частоті обертання гребного валу 115 об/хв, що працює на гребний гвинт регульованого кроку.

Атомної паропроизводящей установки продуктивністю 215 тонн пари на годину, при тиску 40 ата і температурі 290 про З.

Допоміжної установки:

3 турбогенератори по 1700 кВт

2 резервних дизель-генераторів по 600 кВт

2 аварійні дизель-генератори по 200 кВт.

Котел аварійного ходу (у разі виходу з ладу АППУ) паропродуктивністю 50 т на годину при тиску 25 кг/см 2 та температурі пари 360 про С, що працює на дизельному паливі.

Характеристика кранів

На ліхтеровозі встановлено підйомні крани:

1.Кран «КОНЕ»:

На ліхтерному крані встановлені дві контейнерні приставки вантажопідйомністю по 38,0 т і два допоміжні крани по 3,0 т. Приставки призначені для навантаження та розвантаження обмежених партій 20 та 40 футових контейнерів у портах, не обладнаних береговими контейнерними кранами.

2. Два крани вантажопідйомністю 16 тонн.

3. Два крани вантажопідйомністю 3,2 тонни.

На жаль, доля виявилася безжальною до цього чудового корабля: зі зменшенням потоку вантажоперевезень в Арктиці, він виявився нерентабельним. Декілька років тому прослизала інформація про можливе переобладнання «Севморшляху» в бурове судно, проте все виявилося набагато сумнішим – у 2012 році унікальний атомний ліхтеровоз був виключений з регістру морських суден і відправлений на злам.

АПД. А ось і новина прийшла: Севморшлях був, дійсно. виключений зі списків чинного флоту і поставлений у відстій, але на злам його ніхто не відправляв. "В кінці грудня Генеральний директорДержкорпорації "Росатом" С.В. Кирієнко підписав наказ про відновлення атомного ліхтеровозу-контейнеровозу «Севморшлях». Унікальне судно знову почне працювати у лютому 2016 року." . Поки не зрозуміло... Оригінал статті знаходиться на сайті ІнфоГлаз.рфПосилання на статтю, з якою зроблено цю копію -

Федеральне агентство з освіти Російської Федерації

Філія «СЕВМАШВТУЗ» державного освітнього

заклади вищої професійної освіти

«Санкт-Петербурзький державний морський

технічний університет» у м.Сєверодвінську

І.В. Маковєєв

КОНСТРУКЦІЇ РЕАКТОРНИХ УСТАНОВОК.

Конспект лекцій

Сєвєродвінськ

Маковєєв І.В., Конструкції реакторних установок.Конспект лекцій. – Сєвєродвінськ: Севмашвтуз, 2010. – 64 с.

Відповідальний редактор: к.т.н., професор, зав. кав. «Океанотехніка та енергетичні установки» А.І.Личаков

Рецензенти: к.т.н., професор Личаков А.І.

Навчальний посібник призначений для студентів заочної форми навчання спеціальності «Океанотехніка та енергетичні установки», які вивчають навчальну дисципліну «Судове головне енергетичне обладнання. Паровиробничі установки». Містить основний матеріал, необхідний вивчення конструктивних особливостей устаткування ППУ, з прикладу криголама «Арктика».

Перелік прийнятих скорочень та умовний позначень………4

Вступ………………………………………………………………………5

Огляд судів з ядерною енергетичною установкою……………..…….6

Судна з ядерними енергетичними установками у Росії………….…

Компонування суднових ЯППУ………………………………………….

Суднова ядерна енергетична криголама……………………………..

Суднова ядерна ППУ криголама…………………………………………

4.1 Реактор, перший контур……………………………………………..

4.2Приводи ЇМ СУЗ……………………………………………………

4.3 Перший контур і пов'язані з ним системи……………….………..

4.4. Система компенсації тиску…………………………….………..

4.5. Система очищення та розхолодження ……………………….………..

4.6. Система газовидалення……………………………………….………

4.7. Система відбору проб………………………………………………..

4.8. Система аварійного охолодження активної зони……………….

4.9.Другий контур………………………………………………………..

4.10. Третій контур………………………………………………………

4.11. Система ваккумування…………………………………………..

4.12. Система 4 контуру……………………………………………………

4.13. Система підживлення 1 контуру та аварійної проливки реактора.

4.14. Водно-хімічний режим……………………………………………

Література ……………………………………………………………………….

Перелік прийнятих скорочень та умовний позначень

A3 - аварійний захист

АПН - аварійний живильний насос

АЕУ - атомна енергоустановка

БЧВ – велика частота обертання

ВКВ - верхні кінцеві вимикачі

ГВД - аз високого тиску

ДЕ - дренажна ємність

ДУ - дистанційне керування

РРВ - рідкі радіоактивні відходи

ЗО – захисна оболонка

ОУ - опріснювальне встановлення

ПАР - пост аварійного розхолодження

ПГ – парогенератор

ПД - продукти розподілу

ПЗ – попереджувальний захист

ПКГ - периферійна компенсуюча група

ПНД – підігрівач низького тиску

ППН - насос підживлення

РВ – радіоактивні речовини

РО – робочий орган

РПН - розвідувальний живильний насос

РУ - реакторна установка

РЦ – розширювальна цистерна

САОЗ - система підживлення та аварійного охолодження активної зони реактора

САР – система аварійного розхолодження

САЕ – система аварійного електропостачання

СК - оглядова колонка

Вступ

Суднова ядерна енергетика розпочала свій розвиток практично одночасно з появою атомних електростанцій. Сприятливими стимулами для цього стали нові, дуже важливі споживчі якості, які в принципі могла забезпечити ядерна енергетика, а саме:

Збільшення потужності двигунів практично без обмежень;

Будь-який потрібний енергозапас у реакторі;

Необмеженість плавання суден у часі та просторі;

Підвищена автономність експлуатації атомного флоту проти судами на органічному паливі.

Перелічені якості мають стратегічне значення не тільки для комерційних судів, але і для кораблів військово-морського флоту, тому становлення та розвиток суднової ядерної енергетики якоюсь мірою зазнавало впливу ядерної енергетики, що паралельно розвивається, для ВМФ.

Більш ніж за 40 років судова ядерна енергетика пройшла великий шлях у розвитку. Якісні зміни зазнали технологічних схем ядерних енергетичних установок (ЯЕУ), їх структура, конструкція обладнання, компонувальні рішення, системи управління.

Вже на початковому етапі пошуку раціональних проектних рішень з'ясувалося, що специфіка умов використання ядерних енергоджерел на судах виключає можливість запозичення проектних рішень, які позитивно зарекомендували себе в умовах експлуатації атомних електростанцій. Для суднових ЯЕУ характерні жорсткі обмеження за габаритом і вагою, близькість до розміщення обслуговуючого персоналу, обмеження на його чисельність, специфічні особливості зовнішніх впливів та ін. .

1. Огляд судів із ядерною енергетичною установкою.

Першими судами з ядерними енергетичними установками були: у СРСР - атомний криголам "Ленін" (1959), у США - торгове судно "Саванна" (1960), у Німеччині - рудовоз "Отто Ган" (1968) та в Японії - експериментальне судно. Муцу" (1972). Однак лише в СРСР будівництво судів з ЯЕУ отримало комерційне продовження та розвиток. До теперішнього часу Росія має в своєму розпорядженні атомний флот суто цивільного призначення: дев'ятьма криголамами з двореакторними і однореакторними ЯЕУ і одним контейнеровозом-ліхтеровозом льодового плавання.

Після напрацювання понад 100 тис. годин виведено з експлуатації через зношеність корпусу судна криголам "Ленін", хоча його ЯЕУ зберегла працездатність, що підтвердила ревізія обладнання та систем, що забезпечують. Так, ревізія головних циркуляційних насосів (рис. 1) показала, що після функціонування протягом понад 100 тис. годин їх працездатність не викликає сумнівів. Зокрема, на підшипникових опорах не виявлено помітного зношування. Електричні, механічні та гідравлічні характеристики зберегли свої проектні значення. Те саме стан зареєстровано для приводів органів управління та захисту, для арматури. Металознавчі дослідження головних патрубків реактора, що з'єднують його з корпусами парогенераторів і насосів, не виявили будь-яких дефектів, що розвиваються в матеріалах патрубка, включаючи і матеріал зварного шва.

Результати ревізії послужили основою для коригування призначеного ресурсу та визначення умов його продовження у процесі експлуатації. Зокрема, на криголамні "Арктика", що експлуатується і досі, досягнутий ресурс ЯЕУ становить близько 150 тис. годин, обґрунтовується можливість продовження ресурсу до 175 тис. годин.

У суднових ЯЕУ критичним елементом завжди була теплообмінна поверхня парогенераторів. Складні умови її роботи велике числоНедіючих чинників різної природи зумовили досить тривалий період пошуку оптимальної конструкції парогенератора та конструкційних матеріалів для теплообмінної поверхні. Це завдання знайшло успішне рішення у рамках сучасних вимог. Ефективність конструкції перспективних парогенераторів підтверджена тривалою експлуатацією.

Корпус реактора також схильний до впливу різноманітних факторів, що змінюються в процесі експлуатації. Проте вичерпання його ресурсу визначається не термомеханічними навантаженнями, а впливом флюенса (потоку) нейтронів на матеріал корпусу та зварних швів у районі активної зони. Потік нейтронів суттєво змінює їхню мікроструктуру і, відповідно, механічні властивості, зокрема, пластичність та критичну температуру крихкості. Подальше підвищення ресурсу корпусу реактора у разі використання існуючих матеріалів можливе лише, якщо зменшити потік нейтронів на корпусі. Це досягається лише за рахунок збільшення поглинання нейтронів у радіальному зазорі між корпусом та активною зоною. В результаті збільшується діаметр корпусу реактора, що може помітно ускладнити його транспортування залізницею.

Багаторічна експлуатація кількох поколінь суднових ЯЕУ з реакторами на воді в якості теплоносія-уповільнювача показала, що вони мають досить високі характеристики і ресурсної надійності, і безпеки. При цьому зберігається можливість подальшого вдосконалення суднових ЯЕУ, щоб забезпечити зростання ресурсу та безпеки.

Слід мати на увазі, що паралельна робота над проектами ЯЕУ для ВМФ та цивільних судів, включаючи аналіз експлуатаційного досвіду з обох напрямків, суттєво розширює базову інформацію, допомагаючи вибору оптимальних конструктивних рішень у кожному з напрямків, включаючи проблему безпеки.

2. Судна з ядерними енергетичними установками у Росії.

Атомні криголами були побудовані з метою забезпечення проведення суден уздовж Арктичного узбережжя. Криголамки використовуються при перевезенні різних вантажів, в основному залізної руди з Норильська на Кольський півострів, де руда переправляється на збагачувальні підприємства Мурманської області. Протяжність цього маршруту становить близько 3000 км.

Першим у світі цивільним судном з ядерною енергетичною установкою був спущений на воду 1957 року криголам "Ленін". "Ленін" перебував в експлуатації 30 років - з 1959 по 1989 р.р.

Водотоннажність "Леніна" 16 тис. тонн, довжина 134 м, осаду 9.2 м.

Ґрунтуючись на досвіді створення та експлуатації першого атомоходу, в 1975 році введений лад ще потужніший корабель - "Арктика". Цей криголам першим із надводних суден 17 травня 1977 року досяг у вільному плаванні Північного полюса. "Арктика" - 3-х вальний турбоелекторохід із 4 палубами, баком та 5-ти ярусною середньою надбудовою, корпус розділений на 8 водонепроникних відсіків. Атомна водо-водяна паропровідна установка складається з 2-х блоків по 1 реактору і чотирьох парогенераторів у кожному. Гребна електрична установка змінно-постійного струму виконана за схемою "генератор змінного струму - кремнієвий випрямляч - електродвигун постійного струму", 3 гребні електродвигуни потужністю по 17.6 МВт. Водотоннажність - 23 460 т, довжина 148 м, ширина 30 м, осаду 11 м, висота борту 17 м, потужність атомної установки пароплавної - 55.1 МВт.

Загалом збудовано 6 криголамів типу "Арктика".

"Арктика";

"Радянський Союз";

"50 років перемоги".

Крім того, наприкінці вісімдесятих років у Фінлядії було побудовано 2 криголами: "Таймир" та "Вайгач", оснащених одним реактором і здатних заходити у гирла великих річок. Їхня довжина - 151 м, ширина - 29 м, потужність реактора 35 МВт.

Ліхтеровоз "Севморшлях" побудований на Керченському суднобудівному заводі «Затока» ім. Б.Є. Бутоми в період з 01.06.82 – 31.12.88. Судно призначене для перевезення: ліхтерів типу ЛЕШ (до 450 т) у трюмах, у спеціально обладнаних осередках та на верхній палубі з навантаженням та вивантаженням їх судновим ліхтерним краном; контейнерів міжнародного стандарту ІСО (до 30 т) у трюмах та на верхній палубі без спеціального переобладнання судна, навантаження-вивантаження контейнерів повинно здійснюватися береговими засобами. Обмежені партії можуть бути завантажені та вивантажені контейнерними приставками ліхтерного крана.

Довжина судна – 260 м, ширина – 32 м, потужність енергетичної установки – 32.5 МВт. Усього судно може взяти на борт 74 ліхтери вантажопідйомністю по 300 т або 1328 двадцятифутових контейнерів. Корабель здатний самостійно йти у льодовому полі завтовшки до 1 м.

3. Компонування суднових ЯППУ

Для суднових ЯЕУ компонування обладнання реакторної частини має визначальне значення, оскільки багато характеристик, у тому числі оптимальність вирішення питань безпеки, масогабаритні показники, конструкція основного обладнання, його ремонтопридатність значною мірою залежать від виду компонування [ 3 ]. Найчастіше використовуються петлеві та блокові компонування обладнання реакторної частини ЯЕУ (рис. 3, 4). У кожної з них свої переваги та недоліки, які виявляються на стадії виготовлення обладнання, монтажу та експлуатації.

Рис. 1. Петльове компонування обладнання першого контуру суднової ядерної енергетичної установки:

1 – корпус реактора; 2 – активна зона; 3 – парогенератор; 4 – головний

циркулярний насос; 5 – виконавчі механізми управління; 6 – трубопровід живильної води; 7 – трубопровід пари; КД – компенсатор тиску.

Найбільш перспективним нині вважається інтегральне компонування обладнання реакторної частини суднової ЯЕУ (рис. 4). Її переваги обумовлені тим, що весь об'єм теплоносія першого контуру реакторної установки локалізується в одному корпусі, все обладнання першого контуру також розміщується в цьому корпусі, виключаються ділянки першого контуру, що не відсікаються, на випадок розгерметизації, різко зменшується кількість корпусних конструкцій, арматури, знімається небезпека досягнення критичного значення флюенсу нейтронів на корпус реактора Однак слід мати на увазі, що в інтегральному компонуванні застосовується тільки відпрацьоване високонадійне насичувальне обладнання, оскільки по ремонтопридатності вона помітно поступається і петльової, і блокової компонування.

Рис. 3. Інтегральне компонування обладнання з природною циркуляцією в першому контурі суднової ядерної енергетичної установки:

1 - корпус інтегрального реактора; 2 – активна зона; 3 – парогенератор; 4 – виконавчі механізми управління; 5 – компенсатор тиску; 6 – патрубок трубопроводу поживної води; 7 - патрубок трубопроводу

Подальше підвищення ресурсних характеристик суднових ЯЕУ – необхідна умова вдосконалення техніко-економічних експлуатаційних показників. Пошук відповідних технічних рішень проводиться за двома суттєво різними напрямами:

Підвищення призначеного ресурсу обладнання та систем ЯЕУ, що забезпечують, за рахунок удосконалення конструкції, відпрацювання та інших технічних заходів на стадії проектування;

Впровадження систем моніторингу для оперативного експлуатаційного контролю витрати призначеного ресурсу з усіх видів устаткування, що лімітує ресурс ЯЕУ загалом, з оцінкою залишкового ресурсу.

Багаторічний досвід експлуатації суднових ядерних енергетичних установок та перспектив подальшого покращення їх техніко-економічних показників дає підстави вважати, що у найближчі десятиліття розвиток суднової ядерної енергетики визначатиметься якісним удосконаленням інтегральних реакторних установок з водою як теплоносій-уповільнювач, а також систем управління. При граничній мінімізації габаритних характеристик кращою може бути блочне компонування обладнання, тому еволюція блокових реакторних установок буде продовжуватися. Не можна також виключати, що пошук принципово нових проектних рішень з використанням інших теплоносіїв замість води призведе до проривних рішень, які забезпечують нові споживчі якості, які додатково стимулюватимуть будівництво суден різних типів з ядерними енергетичними установками.

4. Суднове ядерне енергетичне встановлення криголама

Кожна ядерна енергетична установка складається з окремих блоків, у кожному блоці знаходяться: реактор водо-водяного типу, чотири циркуляційні насоси та чотири парогенератори, компенсатор об'єму, іонообмінний фільтр з холодильником та інше обладнання. Реактор, насоси та парогенератори мають окремі корпуси та з'єднані один з одним короткими патрубками типу “труба в трубі”. Все обладнання розташоване вертикально в кесонах бака залізоводного захисту та закрите малогабаритними блоками захисту, що забезпечує легку доступність під час ремонтних робіт.

Реактор складається з активної зони та відбивача. Реактор водо-водяного типу - вода в ньому є і сповільнювачем швидких нейтронів і охолоджувальним та теплообмінним середовищем. Активна зона містить ядерне паливо в захисному покритті (теплові виділення - ТВЕЛи) і сповільнювач. ТВЕЛи, що мають вигляд тонких стрижнів, зібрані в пучки і поміщені в чохли. Такі конструкції називаються тепловиділяючими зборками ТВС.

Активна зона реактора є сукупністю активних частин свіжих тепловиділяючих збірок (СТВС), які у свою чергу складаються з тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ). У реактор містяться 241 СТВС. Ресурс сучасної активної зони (2,1-2,3 млн. МВт год.) забезпечує енергетичні потреби судна з ЯЕУ протягом 5-6 років. Після того, як енергоресурс активної зони вичерпано, проводиться перезаряджання реактора.

Корпус реактора з еліптичним днищем виготовлений із низьколегованої теплостійкої сталі з антикорозійним наплавленням на внутрішніх поверхнях.

Теплова схема паропровідної установки атомного судна складається з 4-х контурів. Через активну зону реактора прокачується теплоносій I контуру (вода високого ступеня очищення). Вода нагрівається до 317 градусів, але не перетворюється на пару, оскільки перебуває під тиском. З реактора теплоносій 1 контуру надходить у парогенератор, завдяки чому вода, що протікає по його трубах, перетворюється на перегріту пару. Далі теплоносій I контуру циркуляційним насосом знову подається до реактора. З парогенератора перегріта пара (теплоносій II контуру) надходить на головні турбіни. Параметри пари перед турбіною: тиск – 30 кгс/см2 (2,9 МПа), температура – ​​300 °С. Потім пара конденсується і далі вода проходить систему іонообмінного очищення і знову надходить парогенератор. III контур призначений для охолодження обладнання ЯЕУ, як теплоносій використовується вода високої чистоти (дистилят). Теплоносій III контуру має незначну радіоактивність. IV контур служить для охолодження пари в системі II контуру, як теплоносій використовується морська вода.

Рис 4. СЯЕУ криголама.

АППУ виконано та розміщено на судні таким чином, щоб забезпечити захист екіпажу та населення від опромінення, а навколишнє середовище - від забруднення радіоактивними речовинами в межах допустимих безпечних норм як при нормальній експлуатації, так і при аваріях установки та судна. З цією метою на можливих шляхах виходу радіоактивних речовин створено чотири захисні бар'єри між ядерним паливом та навколишнім середовищем:

I. перший – оболонки паливних елементів активної зони реактора;

ІІ. другий - міцні стінки обладнання та трубопроводів першого контуру;

ІІІ. третій – захисна оболонка;

IV. четвертий - захисне огородження, межами якого є поздовжні та поперечні перебирання, друге дно та настил верхньої палуби в районі реакторного відсіку. Безпека АППУ забезпечена пристроями та системами нормальної експлуатації та системами безпеки, призначеними для надійного вимикання реактора, відведення тепла від активної зони та обмеження наслідків можливих аварій.

5. Суднова ядерна ППУ криголама

5.1 Реактор, перший контур

Реактор являє собою водо-водяний реактор корпусного типу і призначений для вироблення теплової енергії за рахунок поділу ядерного палива в активній зоні та передачі отриманої енергії теплоносія 1 контуру при роботі реактора у складі реакторної установки.

Реактор та пов'язані з ним обладнання та системи виконують такі функції:

Забезпечення підтримки керованої ланцюгової реакції поділу ядерного палива активної зони на заданих, відповідно до проектних режимів, рівнів потужності з виконанням вимог нормативної документації щодо безпеки атомних станцій;

Забезпечення підтримки заданих параметрів - тиску та температури теплоносія 1 контуру відповідно до проектних режимів та вимог нормативної документації з безпеки атомних станцій;

Забезпечення відведення тепла, що виділяється під час роботи активної зони, теплоносієм 1 контуру у всіх проекціях режимах;

Забезпечення регламентованого рівня іонізуючого та теплового випромінювання у реакторному приміщенні.

Основна циркуляція теплоносія I контуру в реакторі (рис. 6) здійснюється наступним чином: теплоносій через внутрішні насосні патрубки потрапляє в напірну камеру реактора. Далі, пройшовши кільцевий зазор між корпусом та обичайкою блоку виїмного та щілинний фільтр теплоносій потрапляє в напірну камеру активної зони, розташовану під нижньою плитою виїмного блоку. Пройшовши активну зону, теплоносій потрапляє у зливну камеру реактора, звідки він надходить у внутрішні патрубки парогенераторів. З парогенераторів теплоносій по кільцевих порожнин між головними і внутрішніми патрубками надходить у всмоктувальну порожнину електронасосів, яка розташована над конічною обічайкою і розділена на чотири камери, гідравлічно попарно об'єднують електронасос і парогенератор, реалізуючи при цьому чотирипетлеву схему циркуляції. З камер теплоносій по кільцевих порожнинах головних насосних патрубків надходить у гідрокамери на всмоктування електронасосів.

При природній циркуляції рух теплоносія в реакторі здійснюється тим самим шляхом, що і при примусовій.

Конструктивно реактор (рис. 7) виконаний у вигляді посудини високого тиску з кришкою, в якому розміщені активна зона, РВ КГ і РВ A3, а на кришці - приводу ІМ КГ і ІМ A3, термоперетворювачі опору, термоелектричні перетворювачі, призначені для вимірювання температури в реакторі.

Рис 5. Реактор

До складу реактора входять такі основні складальні одиниці:

• блок виїмний;

  активна зона;

  привід РВ СУЗ (5 шт.);

  виконавчий механізм АЗ (4 шт.);

  контрольно-вимірювальні прилади:

  термоперетворювач опору (6 шт.)

  перетворювач термоелектричний (7 шт.)

  комплект монтажних частин.

Корпус призначений розміщувати у ньому складових частин реактора. Корпус складається з обичайки з патрубками, гладкої циліндричної обичайки та еліптичного днища. Внутрішня поверхня корпусу та головних патрубків захищена від корозійного впливу теплоносія 1 контуру антикорозійною наплавкою.

4 основних патрубка для приєднання гідрокамер основних циркуляційних насосів;

1 малий патрубок для підключення до системи компенсації тиску та до системи очищення та розхолодження;

2 малих патрубки для підключення до системи аварійного охолодження активної зони;

1 малий патрубок для підключення до системи очищення та розхолодження.

Рис 6. Виїмний екран;

1-верхня плита; 2-корпус виїмного екрану; 3-середня плита; 4-нижня плита блоку; 5-екрани; 6-щілинні фільтри; 7-напрямні труби; 8-нижня плита РВ КГ; 9-г-подібні болти; 10-напрямні труби.

Виймальний блок спирається на бурт розділової обічайки корпусу реактора і кріпиться до неї за допомогою Г-подібних болтів, що розташовані у верхній плиті.

Усередині виїмного блоку розташовані п'ять незалежних РВ КГ: центральний, два середніх та для периферійних. Кожен РВ КГ конструктивно представляє дві плити, пов'язані між собою склянками, в яких встановлені підшипникові вузли з графітовими вкладишами, що ковзають по напрямних трубах ярі переміщенні РВ КГ. Усередині напрямних труб розміщені ТВС.

До нижніх плит РО КГ прикріплені стрижневі ПЕЛ, що переміщаються у напрямних трубках, розміщених між середньою та нижньою плитами виїмного блоку.

Зв'язок кожного РВ КГ з гвинтом приводу ІМ КГ здійснюється за допомогою штока та подовжувача штока. Шток з'єднується з нижньою плитою РВ КГ за допомогою сухаря, а з подовжувачем штока - за допомогою байонетного з'єднання. Подовжувачі орієнтуються по куту та фіксуються щодо штоків за допомогою фіксаторів.

Гвинти приводів ІМ КГ з'єднуються з подовжувачами штоків за допомогою байонетного з'єднання.

До нижньої плити блоку вийманого болтами кріпиться щілинний фільтр з екранами, призначений для захисту активної зони від попадання сторонніх предметів. Екрани призначені зниження нейтронного потоку на днище корпусу реактора.

Основні деталі блоку виїмки виготовлені з нержавіючої аустенітної сталі.

Напрямні трубки ПЕЛ виготовлені з цирконієвого сплаву Е-635, що має низький перетин поглинання нейтронів.

Рис 7.Основні ТВС:

1 – головка; 2 – пробка; 3 – пружина; 4 – замок цанговий; 5 – підвіска; 6 – касета; 7 – гайка; 8 – кільце; 9 – головка; 10 - обойма; 11 - півкільце; 12 - решітка дистанційна; 13 - чохол; 14 – втулка; 15 – кільце; 16 – наконечник.

Рис 8. TBС під стрижень A3.

1 – Головка, 2 – Пружина, 3 - Замок цанговий, 4 - Підвіска, 5 - Касета, 6 - Гайка, 7 - Кільце, 8 - Головка, 9 - Обойма, 10 - Півкільце, 11 - Грати дистанційні, 13 - Чохол, 14 - Витіснювач, 1 Втулка, 16 – Кільце, 17 – Наконечник.

Рис 9.ТВС зі штоком.

1 – Головка; 2 – Замок кульковий; 3 – Пружина; 4 – Шток; 5 – Сухар; 6 – Гайка; 7 - Підвіска; 8 – Касета; 9 – Головка; 10 - Гайка; 11 - Кільце; 12 - Півкільце; 13 - Обойма; 14 - Ґрати дистанційні; 15 - Чохол; 16 - Втулка; 17 - Кільце; 18 - Наконечник.

Основні конструктивні рішення:

Конструкція активної зони виключає викид, заклинювання та мимовільне розчеплення робочих органів СУЗ з приводами ІМ КГ та приводами ІМ A3 шляхом розміщення ПЕЛ у напрямних трубах з радіаційно- та корозійностійкого цирконієвого сплаву, а стрижнів A3 у гільзах – сухих товстостінних труб. ПЕЛ при кріпленні на плиті КГ мають шарнірний підвіс, здатний компенсувати їхню кривизну і перекіс плит КГ, а стрижні A3 складаються з дев'яти блочків, з'єднаних шарнірно один з одним, що зменшує можливість заклинювання, доводячи її практично до нуля;

Конструкція ТВС виключає при можливих формозмінах твелів та інших елементів перекриття прохідного перерізу прохідного перерізу ТВС, що призводить до пошкодження твелів понад встановлені межі, що забезпечується можливістю компенсації осьового та радіального розширення твелів та інших елементів ТВС, що реалізуються в процесі експлуатації, та виключенням азимут як елементів ТВС, так і самої ТВС в цілому, шляхом жорсткого закріплення твелів в районі верхньої заглушки до елементів ТВС як по куту, так і в осьовому напрямку і дистанціюванням ТВС у верхній та нижній плитах вийманого блоку з підтисканням ТВС через пружину кришкою реактора;

Матеріали, що використовуються у ТВС та її елементах, у межах всього терміну служби активної зони зберігають задовільні фізико-механічні властивості, сумісність, а також стійкість проти корозійних, електрохімічних, теплових, механічних та радіаційних впливів;

ТВС та її елементи мають конструктивні відмітні ознаки, що виключають їхню помилкову установку та комплектацію;

Основні характеристики активної зони наведено у таблиці 1 .

Таблиця 1 .

Характеристика	Значення
Номінальна теплова потужність, МВт
Призначений енергоресурс, 10 6 МВт-год
Призначений ресурс, год
Призначений термін служби, років
Середній тепловий потік з поверхні твелів, МВт/м2
Тиск теплоносія I контуру, МПа
Витрата теплоносія I контуру, т/год
Температура теплоносія I контуру, N=N ном., °C
На вході до активної зони
На виході з активної зони
Описаний діаметр, мм
Еквівалентний діаметр, мм
Висота, мм
Число ТВС, шт.
Число стрижнів АЗ, шт
Число РВ АЗ,
Діаметр оболонки стрижня A3, зовнішній/внутрішній, мм
Час скидання РВ АЗ, з
Число ПЕЛ, шт
Діаметр оболонки ПЕЛ, зовнішній/внутрішній, мм
Число РВ КГ, шт

5.2Приводи ІМ СУЗ

Приводи ІМ СУЗ у складі чотирьох приводів ІМ A3 та п'яти приводів ІМ КГ призначені для переміщення робочих органів (РО) СУЗ в активній зоні при здійсненні пуску реактора, регулювання потужності, компенсації надлишкової реактивності та зупинки реактора.

Привід ІМ A3 забезпечує:

Підйом та скидання РО A3 з необхідною швидкістю:

Утримання РВ A3 у верхньому та нижньому положеннях;

Сигналізацію про верхнє та нижнє положення РВ A3;

Сигналізацію про течію гільз стрижнів A3.

Привід ІМ КГ забезпечує:

Переміщення РВ КГ з необхідною швидкістю та утримання його в будь-якому положенні ходу;

Переміщення РВ КГ вниз під дією власної ваги при знеструмленні електродвигуна;

Сигналізацію про положення РВ КГ;

Стопоріння РВ КГ від мимовільного переміщення вгору;

Можливість ручного переміщення РВ КГ.

Привід ІМ КГ (загальний вигляд і кінематична схема наведені на малюнку 13) - електромеханічного типу складається з гвинтового механізму 1 з реперних точок точок 2, редуктора 6, крокового електродвигуна 4, ручного приводу 3, датчика положення

Спрацювання приводу ІМ A3 (скидання РВ A3 в активну зону) відбувається при знеструмленні електромагніту і не залежить від наявності джерела живлення.

Утримання РВ A3 в нижньому положенні та виключення мимовільного підйому РВ КГ з активної зони забезпечується застосуванням у конструкції приводів ІМ АЗ та ІМ КГ роликових обгінних муфт.

Рис 10. Привід ІМ КМ. Загальний вигляд.

1 – Гвинтовий механізм; 2 – Датчик реперних точок; 3 – Ручний привід; 4 – Кроковий електродвигун; 5 - Муфта; 6 – Редуктор.

5.3 Перший контур та пов'язані з ним системи

Існують два типи зв'язку 1 контуру із зовнішніми системами: гідравлічна - за допомогою трубопроводів та теплова - через теплообмінні поверхні.

Гідравлічно пов'язані системи забезпечують організацію нормального технологічного процесу з підготовки до роботи, роботи з виробленням реактором тепла та підтримкою заданих параметрів та характеристик 1 контуру, а також підтримкою активної зони під затокою теплоносія при 1 течії контуру.

Системи, пов'язані з 1 контуром через теплообмінні поверхні, входять до комплексу систем охолодження реактора та обладнання 1 контуру.

При міжконтурній течі ділянки цих систем, включаючи подвійну запірну арматуру з боку теплообмінних поверхонь, забезпечують локалізацію радіоактивного теплоносія 1 контуру в заданих межах та розраховані на високий тиск.

До складу принципової схеми 1 контуру і пов'язаних з ним систем входять у повному обсязі або в межах ділянок локалізації наступні системи:

Основний контур циркуляції (головний циркуляційний контур), призначенням якого є отримання та перенесення тепла від активної зони до парогенераторів та вироблення пари необхідних параметрів;

Система очищення та розхолодження, призначена для підтримки показників якості води 1 контуру та зняття залишкових тепловиділень при розхолодженні;

Система компенсації тиску, призначена для створення та підтримки тиску в 1 контурі;

Система газовидалення, призначенням якої є видалення газу з обладнання контуру 1 при підготовці до введення в дію РУ;

Системи відбору проб та дренажу, призначені для відбору проб теплоносія, піддренування та осушення 1 контуру;

Система газу високого тиску, призначенням якої є прийом, заповнення, скидання та перекачування газу в системі компенсації тиску 1 контуру;

Система аварійного охолодження активної зони, призначена для заповнення течі з I контуру та охолодження активної зони в аваріях із втратою теплоносія;

Система запобігання переопресуванням ПГ, призначенням якої є виключення можливої ​​переопресування відсіченої по 2 контуру трубної системи ПГ за рахунок надійного з'єднання відсіченої порожнини з 1 контуром;

Система водопідготовки та підживлення, призначена для підживлення та опресування 1 контуру в технологічних операціях;

Система 2 контуру по парі та поживній воді, призначена для подачі поживної води та відведення виробленої в ПГ пари, розхолодження в нормальних умовах та аварійних режимах, а також для локалізації радіоактивного теплоносія при міжконтурній течі;

Система 3 контуру, призначена для охолодження обладнання 1 контуру та відведення тепла в нормальних та аварійних режимах, а також для локалізації радіоактивного теплоносія за межконтурной течі.

5.4. Опис та характеристики систем та елементів 1 контуру.

Основний контур циркуляції Рис.5. (парогенеруючий блок) призначений для перетворення ядерної енергії в теплову, забезпечення теплознімання з активної зони і передачі тепла в 2 контур для вироблення в ПГ пара необхідних параметрів .

Склад основного контуру циркуляції:

Реактор;

Чотири парогенератори;

Чотири ЦНПК;

Чотири гідрокамери.

Рис.11. Парогенеруючий блок.

Технічні характеристики та розрахункові параметри основного контуру циркуляції при роботі на поминальному рівні потужності наведені в таблиці 2.

Таблиця 2

Найменування параметра, характеристики	Значення
Теплова потужність, МВт
Тиск теплоносія, МПа
Температура теплоносія на вході до активної зони, °С
Температура теплоносія на виході з активної зони, %
Витрата теплоносія, т/год
Розрахунковий тиск, МПа
Розрахункова температура, °С
Рівень природної циркуляції, % Nhom
* Забезпечується розхолодження РУ через ПГ мрі спрацьовуванні аварійного захисту з номінального рівня потужності.

Основний контур циркуляції чотирипетлевого виконання, чим забезпечується високий рівень резервування основного обладнання, і тим самим, висока надійність теплознімання з активної зони реактора. Поряд із резервуванням петель циркуляції, для надійного теплознімання з активної зони передбачені чотири способи створення циркуляції в основному контурі: за рахунок роботи 1ЦНПК на великій або малій частотах обертання електронасоса, а також за рахунок природної циркуляції.

Загальна потужність рівномірно розподілена між чотирма петлями. При відмові однієї чи двох петель основний контур циркуляції зберігає працездатність за відповідно зниженої потужності.

У разі відмови чотирьох ЦНПК забезпечено розхолодження за рахунок роботи електронасоса, а також за рахунок природної циркуляції по 1 контуру при подачі води в ПГ. Теплознімання з активної зони при атмосферному тиску забезпечено за рахунок роботи електронасоса розхолодження, а також може здійснюватися через ПГ при природній циркуляції по 1 контуру.

Реактор

Корпус складається з обичайки з патрубками, гладкої циліндричної обичайки та еліптичного днища. Внутрішня поверхня корпусу та головних патрубків захищена від корозійного впливу теплоносія 1 контуру антикорозійною наплавкою.

Корпус має такі патрубки:

4 основні патрубки для приєднання корпусів парогенераторів;

4 основних патрубка для приєднання гідрокамер циркуляційних насосів 1 контуру;

1 малий патрубок для підключення до системи компенсації тиску до системи очищення та розхолодження;

2 малих патрубки для підключення до системи аварійного охолодження а.з.;

1 малий патрубок для підключення до системи очищення та розхолодження.

На верхньому торці корпусу розміщено 24 шпильки, за допомогою яких, а також натискного фланця, гайок, шайб та мідної клинової прокладки проводиться ущільнення кришки у горловині корпусу.

Кришка призначена для герметизації корпусу, є біологічним захистом і є опорою для приводів ІМ A3 і КГ, а також первинних перетворювачів.

Кришка складається з плоскої силової плити, до якої кріпиться болтами і герметизується зварним швом обичайка з привареною до неї верхньою плитою. Силова плита по поверхнях контакту з теплоносієм 1 контуру захищена антикорозійною наплавкою.

Застосування плоскої силової плити зумовлене простотою виготовлення і позитивним досвідом експлуатації аналогічних конструкцій підтверджується розрахунком на міцність.

Через кришку проходять 36 стійок, приварених до нижнього торця силової плити, призначені для приєднання приводів IM A3 і IM КГ, клапана газовидалення, термоелектричних перетворювачів, гільз термоперетворювачів опору, гільз для стрижнів A3 і гільз для фізичних вимірювань.

У внутрішній порожнині кришки розміщено біологічний захист.

Як біологічний захист використовується галю серпентинітова ТУ 95.6112-76 з обмеженням вологості (не більше 0,5%) та вмісту хлоридів (не більше 0,01%).

Рис.12. Кришка реактора:

1 – плита силова; 2 - обичайка; 3 - плита верхня; 4 - стійка термоелектричного перетворювача; 5 - стійка приводу ІМ А3; 6 - стійка приводу ІМ РВ КГ; 7 - стійка термоперетворювача опору; 8 – стійка для фізичних вимірювань; 9 – склянка; 10 - шпилька; 11 – шпилька; 12 - шпилька; 13 – фланець; 14 – фланець.

Парогенератор

Парогенератор призначений для відведення тепла від теплоносія 1 контуру та генерації перегрітої пари,

Основні характеристики парогенератора під час роботи на номінальному рівні потужності:

Паропродуктивність – 60 т/год;

Тиск пари - 3,72 МПа (абс.);

Температура пари, щонайменше - 290°С;

Температура живильної води – 170°С;

Тиск теплоносія 1 контуру – 12,7 МПа;

Витрата теплоносія 1 контуру - 650 т/год

Робочий діапазон навантажень - (10-100) % Nhom;

Розрахунковий тиск -16,2 МПа;

Робоча температура по 1 контуру максимальна – 317°С.

Парогенератор являє собою посудину, виконану у вигляді зварної конструкції, і складається з наступних основних елементів:

Вертикального циліндричного корпусу 1 з еліптичним днищем, фанерованого зсередини корозійностійким наплавленням;

Вигородок внутрішньокорпусних 2, виконаних з нержавіючої сталі, службовців для організації потоку теплоносія зсередини корпусу;

Патрубка типу «труба в трубі» 3, фанерованого зсередини корозноностійкою наплавкою, що є силовим елементом, що з'єднує парогенератор з реактором і призначеним для підведення та відведення теплоносія 1 контуру від реактора до парогенератора;

Виймальної частини парогенератора (системи трубної), що складається з труби змійникової бухти 4 і плоскої кришки 5, привариваемой до фланця корпусу силовим швом;

Парового колектора 6 з вихідним патрубком;

Поживного колектора 7 з вхідним патрубком і кришкою, з'єднаною з колектором за допомогою шпильок і герметизується з використанням заварної манжети;

Цапфи опорної 8.

Трубна система парогенератора виконана у вигляді набору циліндричних різнозахідних змійовиків, що складаються з 100 паралельно включених трубних гілок, об'єднаних у 20 самостійних секцій з підведення живильної води та відведення перегрітої пари.

У разі виникнення міжконтурної нещільності будь-яка з секцій може бути виявлена ​​та заглушена по парі та поживній воді.

Підведення поживної води до парогенеруючих змійовиків проводиться через 100 дросельно-живильних опускних труб малого діаметра, що забезпечують гідродинамічну стійкість роботи парогенератора в робочому діапазоні.

При нормальній експлуатації ПГ забезпечує введення РУ в дію, роботу на потужності та розхолодження при примусовій циркуляції за першим та другим контурами.

ПГ забезпечує аварійне розхолодження РУ як при примусовій, так і природній циркуляції в першому і другому контурах.

Вода 1 контуру

Вода 1 контуру

Поживна вода

Рис 13. Парогенератор.

1 – Корпус; 2 – вигородки внутрішньокорпусні; 3 - патрубок типу "труба в трубі"; 4 – трубна бухта; 5 – кришка; 6 – паровий колектор; 7 – живильний колектор; 8 – цапфа опорна; 9 – сильфонне ущільнення

Електронасос 1 контуру

Електронасос (ЦНПК) призначений для створення циркуляції води у системі 1 контуру.

Електронасос є обладнанням, яке виконує функції нормальної експлуатації та забезпечення безпеки.

Тип електронасоса - герметичний, відцентровий, одноступінчастий, вертикального виконання з екранованим двошвидкісним (двохмоточним) асинхронним електродвигуном.

Електронасос (Рис. 1) складається з електродвигуна та відцентрового одноступеневого насоса, об'єднаних в один агрегат.

Рис.14. Герметичний головний циркуляційний насос:

1 – робоче колесо; 2 – напрямний апарат; 3 – ротор електродвигуна; 4 – статорна перегородка; 5 – корпус статора; 6 – лінзове ущільнення.

Насос містить робоче колесо 1 і направляючий апарат 2 із зворотними клапанами, які виключають циркуляцію теплоносія через непрацюючий електронасос.

Електродвигун складається з статора, розміщеного в корпусі 5, трубчастого холодильника, підшипників і ротора 3.

Порожнина обмоток статора герметично відокремлена від роторної порожнини тонкостінної статорної перегородки.

Статор закритий зверху кришкою з ущільненням гнізда за допомогою лінзової прокладки 6.

Охолодження обмоток статора, перегородки, ротора 3, а також мастило і охолодження підшипників проводиться за допомогою води, що охолоджує, циркулює в трубках холодильника.

У кришці передбачений штуцер видалення газу при заповненні електронасоса водою.

Гідрокамера

Гідрокамера призначена для установки електронасоса 1 контуру, забезпечення його гідравлічного зв'язку з реактором та організації циркуляції теплоносія 1 контуру ПГБ, а також для кріплення ПГБ до фундаменту.

Основні технічні характеристики гідрокамери:

Робоче середовище - вода 1 контуру відповідно до норм за ОСТ 95.10002-95;

Температура розрахункова – 300°С;

Тиск розрахунковий – 16,2 МПа;

Температура робоча максимальна -300 ° С;

Гідрокамера являє собою зварну конструкцію, що складається з корпусу 1 з патрубком і опорами та циліндричної обічайки 2. Патрубок призначений для приєднання до реактора, опори для кріплення ПГБ до фундаменту. Обичайка має різьбові отвори із футорками для кріплення електронасоса.

Гідрокамера в нижній частині забезпечена напрямним пристроєм, що складається з обічайки 6, перехідника 3, сідла 4, патрубка 5. До перехідника кріпиться витискувач 7 організує потік теплоносія.

Внутрішня поверхня корпусу з патрубком, що контактує з теплоносієм, покрита антикорозійною наплавкою.

Рис 15. Гідрокамера:

1-корпус; 2-обічайка; 3-перехідник; 4-сідло; 5-патрубок; 6-обічайка; 7-витісніель.

4.4. Система компенсації тиску

Система компенсації тиску призначена для створення та підтримки тиску 1 контуру в заданих межах у всіх режимах роботи установки та виконує функції нормальної експлуатації. Система виконує також локалізуючі функції безпеки забезпечення проектних характеристик щільності і міцності 1 контуру, як бар'єру безпеки. У 1 контурі застосовано газову систему компенсації тиску.

Опис технологічної схеми

До складу системи входять:

Чотири компенсатори тиску;

Дві робочі групи балонів із газом;

Резервна група балонів;

Трубопроводи;

Арматура;

Гідравлічно пов'язана з нею система газу високого тиску включаючи арматуру і трубопроводи.

Підключення КДдо реактора та води проводиться за допомогою хрестовини-змішувача, трубопроводу DN80 і трубопроводів DN50, що не мають відсічної арматури, а по газу - до груп балонів газу трубопроводами DN32 з подвійною запірною арматурою. Із трьох газових балонів дві робітники, а одна – резервна. Всі елементи системи розміщені всередині 30. Зварні з'єднання системи та сильфонна арматура забезпечують її повну герметичність.

Компенсатор тиску

Компенсатор тиску призначений для прийому (повернення) теплоносія 1 контуру при температурних змінах його обсягу, створення та підтримки в 1 контурі необхідного тиску під час роботи реакторної установки.

Компенсатор тиску являє собою герметичний посудину, виконаний у вигляді зварної нерозбірної конструкції, і складається з кришки 1, 2 корпусу, днища 3.

У центр кришки вварений патрубок 13, що має гніздо для кріплення на зварюванні датчика рівнеміру, на ньому розташований патрубок 6 для подачі і відведення газу. Для організації підведення (відведення) води 1 контуру до кришки компенсатора тиску приварені патрубки 5 і 12. До патрубка 12 приварена ємність 8 з трубою 7 з розміщеним усередині захисним екраном 4. Для виключення вібрації труби 10, в яку встановлюється рівнемір, до днища приварений стакан 11 для виключення вібрації труби підведення-відведення води встановлені хомути 14, а для виключення вібрації екрана 4 - бобишки. Для встановлення та кріплення компенсатор тиску має фланець 9.

Рис 16. Компенсатор тиску

1 – кришка; 2 – корпус; 3 – днище; 4 – екран ємності; 5 – патрубок; 6 – штуцер; 7 – труба; 8 – ємність; 9 – фланець; 10 – труба; 11 – склянка; 12 – патрубок; 13 – патрубок; 14 – диск; 15 – хомут;

Балон газу високого тиску

Балон призначений для роботи у складі системи КД та забезпечує зберігання, прийом та повернення газу в систему при її експлуатації.

Балон (малюнок 18) являє собою двогорловий герметичний посудину, виготовлений за ГОСТ 9731-79 з безшовних труб.

На монтажі в горловини балона ввертаються штуцери, що ущільнюються мідними прокладками, до яких приварюються з одного боку трубопроводи системи КД, а з іншого - трубопроводи ГВД

Для забезпечення надійної тривалої роботи балона передбачено:

виконання його безшовним із трубної заготовки;

виконанням його з легованої сталі, що володіє високими механічними властивостями та стабільністю властивостей протягом усього терміну служби.

Мал 17. Балон газу високого тиску.

Суднова Ядерна енергетична установка - ЯЕУ призначена для забезпечення руху судна і постачання теплом і електричною енергією споживачів, що знаходяться на ньому.

Загальні вимоги до суднової енергоустановки зводяться до наступного:

1) жорсткі обмеження за масою та габаритними розмірами;

2) пристосованість до роботи при швидкозмінних режимах;

3) наявність у складі енергоустановки реверсивних пристроїв;

4) підвищена надійність при експлуатації та простота обслуговування в умовах тривалої віддаленості від баз.

Суднова ЯЕУ відрізняється низкою особливостей як від стаціонарної ЯЕУ, і від суднової енергоустановки на органічному паливі. Перелічимо ці специфічні особливості.

1. Особливі умовиексплуатації судна (крен, диферент, качка, струс та вібрація корпусу) виключають можливість використання ряду конструкційних рішень, звичайних для стаціонарної установки, наприклад аварійних пристроїв, що спрацьовують під дією сили тяжіння, конструкції кладки сповільнювача, фундаментів та інших деталей, не розрахованих на вплив зовнішніх збурювальних сил та прискорень.

2. Затісненість енергетичних відсіків судна та обмеження масогабаритних характеристик судновий ЯЕУ практично виключають можливість застосування для роботи суднових реакторів слабозбагаченого ядерного палива, обмежують вибір конструкційних матеріалів, ускладнюють конструкцію біологічного захисту.

3. Автономність судна (відірваність від баз) потребує наявності у складі енергоустановки суднової електростанції для покриття власних потреб у теплі та електричній енергії, для приводу в дію резервних засобів руху. Відірваність судна від баз не дозволяє виконувати позапланові ремонтні роботи кваліфікованим спеціалістам за умов технічно оснащених підприємств. Тому пред'являються більш жорсткі вимоги до надійності всіх елементів обладнання суднових ЯЕУ та кваліфікації персоналу, що їх обслуговує.

4. Необхідність забезпечення різних швидкостей судна, проходу вузькостей, швартування, задніх ходів та інших специфічних режимів висуває високі вимоги до маневреності судновий ЯЕУ.

5. В аварійній ситуації (зіткнення, посадка на мілину, пожежа, затоплення судна, розрив першого контуру та ін.) конструкція судновий ЯЕУ повинна запобігти радіоактивному забрудненню навколишнього середовища. Для локалізації та запобігання аваріям суднової ЯЕУ необхідні додаткові пристрої, що в умовах обмеження масогабаритних характеристик значно ускладнює конструкцію енергоустановки.

6. Суднова ЯЕУ буде конкурентоспроможна з судновою енергоустановкою на органічному паливі лише в тому випадку, якщо її вартість, експлуатаційні витрати та надійність будуть близькими до цих показників для звичайних суден. Вочевидь, що перелічені особливості суднових ЯЭУ мають повною мірою враховуватися розробки їх принципової схеми і устаткування.

У судновій ЯЕУ між головними двигунами (турбінами) та рушіями (гребними гвинтами) встановлюється проміжна ланка, яку називають головною передачею. Головна передача служить для: передачі крутного моменту валу рушія; зниження частоти обертання рушія до оптимальних значень (загальний показник всім головних передач -- передатне ставлення); об'єднання потужності кількох головних двигунів чи поділу потужності головного двигуна на кілька потоків; створення еластичного зв'язку між головним двигуном та рушієм; зміни напрямку крутного моменту (реверсу).

Зазвичай головні передачі виконують одночасно кілька з перерахованих.

Головні передачі можуть бути механічними (тоді головний двигун разом із головною передачею називають головним турбозубчастим агрегатом - ГТЗА), електричними та гідравлічними.

Як уже зазначалося, до складу суднової ЯЕУ має обов'язково входити резервна енергоустановка, яка дозволяє уникнути аварій, можливих у разі втрати ходу, відмовитися від буксирування; резервна енергоустановка використовується при підході до ремонтної бази для докування, коли має бути зупинено та охолоджено реактор. У зв'язку з цим резервна енергоустановка повинна забезпечити швидкість ходу судна понад 6 вузлів (тобто достатню для забезпечення керованості), дальність плавання не менше ніж 1000 миль (або більше 5 діб) та мати час включення не більше 15 хв.

Як резервні використовуються дизельні, - паротурбінні, газотурбінні, електричні установки. Можливі також їх комбінації.

За типом головних двигунів суднові ЯЕУ поділяються на суднові ядерні паротурбінні установки (ЯПТУ) та суднові ядерні газотурбінні установки (ЯГТУ). Схема судновий ЯЕУ переважно визначається типом реактора. В принципі, можливе застосування реактора будь-якого існуючого типу, проте в даний час на судах застосовуються найбільш відпрацьовані та надійні двоконтурні суднові ЯПТУ з водо-водяними реакторами. Такими ЯПТУ. обладнано радянські атомні криголами та закордонні судна «Саванна» (США), «Отто Ган» (ФРН), «Муцу» (Японія).

У зв'язку з тим, що судів із ЯЕУ замало, проблема відпрацювання їх теплових схем залишається актуальною.

Крім високої надійності суднових ЯПТУ та обладнаних ними суден важливо також забезпечити можливо більшу їх економічність. Останнє пов'язане з досягненням високого термічного ККД ЯПТУ при обмеженні їхньої маси та габаритів. Однак при підвищенні термодинамічної ефективності, з одного боку, зменшуються масогабаритні характеристики частини обладнання (наприклад, при вищій ККД знижується номінальна теплова потужність реактора, внаслідок чого зменшуються маса та габарити реактора та біологічного захисту); з іншого боку, для досягнення високого ККД (при певних параметрах на виході з реактора) потрібне додаткове обладнання та ускладнення конструкцій (додаткові відбори пари в турбіні, теплообмінники в системі регенеративного підігріву поживної води, розгалужені трубопроводи зі складною арматурою у разі застосування проміжного перегріву пари або схеми з використанням двох або більше початкових тисків). Останнє призводить до погіршення масогабаритних характеристик та ускладнення схеми, що знижує експлуатаційну надійність установки.

Однією з особливостей суднових ЯПТУ є наявність проміжного контуру, в якому теплота від прісної води, що охолоджує елементи обладнання судна, передається забортній воді. Проміжний контур запобігає попаданню забортної води в теплоносій першого та другого контурів. Він призначений для охолодження прісною водою ГЦН, бака первинного захисту, теплообмінних апаратів системи очищення і т. д. У проміжний контур входять циркуляційні насоси прісної води, теплообмінні апарати, в яких тепло відводиться забортною водою, забортної насоси води, трубопроводи і арматура. Слід зазначити, що проміжний контур відсутній при охолодженні конденсаторів (головних турбін, турбогенератора суднової електростанції, конденсаторів розхолодження), тому що в цьому випадку теплообмінники його виходять дуже великих габаритів.

Додаткове ускладнення схеми суднової ЯПТУ пов'язане із постачанням енергією загальносудинних споживачів та резервних засобів руху та специфічністю роботи при маневруванні. Регенеративні схеми суднових ЯПТУ менш розвинені, тому можливості забезпечення їхнього високого ККД менші, ніж на стаціонарних ЯПТУ.

Наприклад розглянемо спрощену теплову схему судновий ЯПТУ криголама з параметрами, близькими до параметрів установок атомоходів типу «Арктика» (рис. 1.). На криголамах у зв'язку з великими динамічними навантаженнями застосовується електрична головна передача: головні двигуни (турбіни) обертають електричні генератори, а вироблена ними електроенергія приводить у обертання гребні електродвигуни.

Перший контур, як і в стаціонарних установках з ВВЕР, включає реактор У, парогенератор 6 головний 29 і аварійні 28 циркуляційні насоси, пов'язані між собою трубопроводами. Реактор від парогенератора і насосів може бути відключений за допомогою запірних засувок 4, 31. На виході насосів передбачені зворотні клапани 30. До «гарячої» частини трубопроводу, що не відключається, на виході з реактора підключений паровий компенсатор тиску 3. Упорскування холодної водиу парове простір компенсатора виробляється з «холодної» нитки трубопроводу. Як і в стаціонарних установках, близько 1% теплоносія постійно відбирається з першого контуру (постійне продування першого контуру), охолоджується в холодильнику 32 і проходить через фільтри очищення 27, далі очищена вода повертається в основний контур. Для прокачування теплоносія через контур очищення на схемі використовується напір ГЦН, при цьому фільтри повинні бути розраховані на повний тиск контуру. В інших схемах можна використовувати фільтри низького тиску. В цьому випадку продування дроселюється до заданого тиску, а після очищення вода в контур повертається за допомогою спеціальних насосів.

Для виключення можливості попадання радіоактивного теплоносія за борт при порушенні герметичності холодильника контура очищення використовується проміжний контур охолодження, що складається з холодильника контура 32 очищення, проміжного теплообмінника 34 і насоса проміжного контуру 33. Проміжний контур заповнений чистою водою. Цією водою охолоджуються ГЦН першого контуру (на схемі не показано). Для охолодження води проміжного контуру використовують забортну воду, яка подається спеціальними насосами забортної води 35.

Перший контур підживлюється з резервного бака за допомогою насоса 2 (вода подається компенсатор тиску), можливі інші схеми підживлення.

Установки з реактором під тиском характеризуються високими тисками в першому контурі (10-20 МПа). Тиск у першому контурі ЯЕУ атомних криголамів становить близько 20 МПа, що дозволяє мати на виході з реактора середню температуру теплоносія близько 598 К при значному недогріві до кипіння - близько 40 К. Висока температура теплоносія на виході з реактора дозволяє отримувати у другому контурі слабоперегріту пару тиском 3,1 МПа, температурою 583 К.

Перегріта пара з парогенератора 6 надходить на головні турбіни 10. Криголамки типу «Арктика» мають по дві головні турбіни потужністю 27,6 МВт (37 500 к. с). Параметри пари перед турбіною р0=3 МПа, Г=572 К. Повний процес розширення такої пари в турбіні здійснюється за допустимої вологості. Тому в схемі турбоустановки на відміну від раніше розглянутої схеми стаціонарної ЯЕУ з реактором з водою під тиском не потрібні проміжні сепаратори вологи, і вони в схемі, що розглядається, відсутні. Використання слабоперегрітої пари є обов'язковим і типовим всім суднових установок. На закордонних транспортних судах, наприклад на «Савані» та «Муцу», у другому контурі генерується насичена пара. Тому в турбоустановці використовується, як і стаціонарних установках, проміжна сепарація.

Пар за турбіною конденсується в конденсаторі 12 при тиску 3,5-7,0 кПа. Конденсатор охолоджується забортною водою, що подається насосом 13. Конденсатним насосом 15 конденсат, що утворився, направляється через конденсатори ежекторів 19, 20 і конденсатоочистку 21 в деаератор 23. З деаератора вода поживними насосами 25 при. Передбачені також аварійні поживні насоси з електроприводом 26. Оскільки конденсатори охолоджуються забортною сольовою водою, є важлива можливість потрапляння забортчої води в контур при порушенні герметичності конденсаторів. Тому в другому контурі суднових ЯЕУ використовується 100%-на конденсатоочищення. Турбоустановка допускає до 15 повних скидів та накидів навантаження на годину.

У зв'язку з частими та значними змінами навантаження на криголамах не вважається за доцільне застосовувати регенеративний підігрів поживної води з відборів головної турбіни. Вода підігрівається в деаераторі парою вихлопу турбоприводів поживних та інших насосів другого контуру (на схемі показана подача пари в деаератор тільки з вихлопу турбоприводу 24 поживного насоса). Інша частина пари вихлопу турбоприводів конденсується і конденсат також використовується для підігріву поживної води. На транспортних суднах, енергоустановки яких працюють переважно у стаціонарних, близьких до оптимальних режимів, поряд із підігрівом у деаераторі та за рахунок дренажу конденсату допоміжних турбін використовується і регенеративний підігрів з відборів головних турбін. Однак число відборів і відповідно щаблів регенеративного підігріву, як правило, значно менше, ніж у стаціонарних ЯЕУ. Так, на судні «Саванна» є один підігрівач низького тиску, що обігрівається з відбору головної турбіни, далі поживна вода нагрівається в деаераторі і в підігрівачі високого тиску, що обігрівається відпрацьованим парою турбоприводу поживних насосів.

Паралельно головній турбіні включені допоміжні турбогенератор 7 з окремим конденсатором 8 і конденсатним насосом 9 і турбоприводи живильного та інших насосів другого контуру (конденсатного 16, забортної води 14 та ін. Турбопривод працює з протитиском на вихлопе2а пар турбоприводу та може бути використаний для підігріву поживної води.

На допоміжний турбогенератор передбачена подача насиченої пари від допоміжних казанів ВК. При раптовому скиданні навантаження пар направляється крім турбін конденсатор 17 через редукційно-охолоджувальний пристрій 11, яке включено паралельно головній турбіні. Надлишок конденсату турбоприводів направляється насосом 18 так званий «теплий ящик» або зрівняльну цистерну 22, звідки при падінні рівня в деаераторі конденсат може подаватися безпосередньо на вхід поживних насосів. На головному паропроводі встановлений запобіжний клапан 5. На сполучних трубопроводах розміщені запірна та регулююча арматура та зворотні клапани.

Відмінна особливість виконаних проектів суднових ЯГТУ - використання закритого циклу незалежно від того, обрана одно-або двоконтурна схема. Через небезпеку радіаційного забруднення навколишнього середовища одноконтурні ЯГТУ відкритого циклу для суден не застосовуються. ЯГТУ відкритого циклу можуть бути використані при двоконтурному виконанні надводних судах. Але це економічно доцільно за наявності освоєних конструкцій ГТУ відкритого типу та високотемпературних реакторів. У зв'язку з кращими масогабаритними характеристиками ГТУ закритого циклу при високих тисках газу, наприклад гелію, та незалежністю їх роботи від зовнішнього середовища перевага надається судновим ЯГТУ закритого циклу.

Розрахунки показують, що при параметрах гелію на виході з реактора р = 7,75 МПа, Т = 1090 ККД такої ЯГТУ потужністю 30 000 л. с. (22 МВт) на гребному валу складе 35%, а при Т = 1273 К - 40%.