Корабельні атомні енергетичні установки

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. Лейкин, кандидат технічних наук, капітан 1 рангу

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

Серед найбільш важливих досліджень, що мали визначальне значення для створення атомної енергетики для ВМФ та отриманих по них результатів, слід відзначити роботи, пов'язані:

- зі створенням технологічних процесів видобутку і 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 760МВт добу (1,5 х1010ккал/кг), тобто в півтора мільйони разів більше, що практично знімає всі обмеження для АЕУ по дальності і тривалості плавання корабля;

- з теоретичної розробкою і експериментальним визначенням основних закономірностей взаємодії нейтронів з ядрами, результати яких дозволили зробити висновок про можливість розміщення ядерного пального в обсягах, які значно менших у порівнянні з аналогічними обсягами топок на органічному паливі; - з визначенням основних характеристик спонтанного (сильно екзотермічної) розподілу важких ядер, в тому числі середнього розподілу енергії на одне ділення (сумарно 200Мев) зі створенням розрахунку активних зон реакторів;

- з визначенням розподілу продуктів поділу, середнього числа миттєвих нейтронів, енергетичного спектра нейтронів поділу, даних по запізнілих нейтронах, а також безліч інших характеристик процесів розподілу важких ізотопів, що дозволили приймати конструктивні рішення по активних зонах і систем регулювання, що забезпечувало стійке підтримання ланцюгових реакцій на стаціонарних і змінних режимах роботи ядерних реакторів;

- з розробкою нових конструкційних матеріалів для ядерних реакторів, що забезпечують їх роботу в умовах великих нейтронних потоків та інших видів випромінювань, що дозволяло створювати конструкції АЕУ на що потребується для кораблів достатньо великий термін служби;

- з розробкою теорії та методів формування біологічного захисту реакторів і медико-біологічних питань, які дозволяли вирішувати проблеми як населеність плаваючих об'єктів, так і забезпечення ядерної та радіаційної безпеки транспортних АЕУ.

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

Загальна керівництво всіма роботами з атомної енергетики здійснювали академіки І. В. Курчатов та А. П. Александров.

Слід відзначити, що початковий етап створення корабельної атомної енергетики проходив у обстановці підвищеної режиму секретності, а технічні завдання на створення корабельних АЕУ не проходили узгодження з представниками ВМФ, що потрібно відповідно до прийнятого в кораблебудуванні порядком для всіх видів нової техніки і озброєння. Крім того, всі в області корабельної атомної енергетики було настільки новим, що вимагало вирішення цілого комплексу принципових 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 і конструктивні рішення, що забезпечують його підведення і відведення; визначити оптимальні параметри робочого тіла контурів і способи циркуляції теплоносія; розробити принципи і системи управління та захисту реактора; компонувальні схеми біологічної захисту, а також вирішити багато інших завдань з розробки першого корабельної АЕУ.

У результаті виконаних досліджень і пророблень 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) і реактором, для якого в як теплоносій використовувався рідкий метал Pb-Bi (установка 645ВТ, наземний стенд 27/ВТ).

Створення, випробування і вибір у подальшому для кораблів одного з двох типів реакторів були обумовлені прагненням як можна більш обгрунтовано, 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 тільки різницею, що в якості жідкометалліческого теплоносія (ЖМТ) ними був прийнятий Na (більш агресивний порівняно з Pb-Bi), від якого після першого ж випробувань, що призвели до серйозних аварій, їм довелося відмовитися,

Перша корабельна паропроізводящая установка (ППУ) ВМ-А розроблялася Науково-дослідним інститутом конструкторським енергетичної техніки (НДІКІЕТ) під керівництвом академіка М. А. Доллежаля, паротурбінна установка (ПТУ) на базі ГТЗА-ТВ9-турбінним КБ Ленінградського Кіровського заводу під керівництвом М. О. Козака, парогенератори для установки ВМ-А - Спеціальним конструкторським бюро котлобудування (СКБК) Балтійського заводу під керівництвом Г. А. Гасанова.

Розробкою АЕУ в цілому керували головні конструктори за спеціальностями ВКВ-143 Г. А. Воронич, П. Д. Дегтярьов і В. П. Андрєєв. У створенні перших зразків корабельних АЕУ брало участь кілька десятків спеціалізованих НДІ, КБ і заводів, забезпечували розробку і постачання комплектуючого устаткування.

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

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

Передача потужності від однокорпусному головною 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 електрогенератори з приводом від редуктора головної турбіни.

Забезпечення потужності АЕУ першого покоління 17500л.с. в заданих обсягах виявилося складною науково-технічною проблемою і зажадало створення високонапряженной активної зони і прямоточних парогенераторів. З цієї ж причини тиск в першому контурі необхідно було прийняти близько 200кгс/см2 щоб забезпечити параметри пара по другому контуру - тиск 36кгс/см2 і температуру 310 ° С. На догоду зменшення масогабаритних показників установки були прийняті "накладених" на ГТЗА електрогенератори.

Як показав перший досвід експлуатації, в тому числі і дослідна експлуатація перших АПЛ, усі прийняті вище рішення визначили ряд серйозних недоліків установок ВМ-А, таких, як низька надійність роботи перших зразків активних зон, малий ресурс (приблизно 1000ч) перший конструкцій прямоточних парогенераторів, часті відмови в роботі безсальниковим затворів (відсічною арматури по першому контуру), складності в управлінні установкою через "накладених" генераторів, незадовільна якість водопідготовки по контурах, часті відмови головних циркуляційних насосів (ГЦН) і допоміжних циркуляційних насосів (ВЦН), а також ряд інших недоліків, усунення яких вилилося в необхідність вирішення цілої низки складних науково-технічних завдань.

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

Великий об'єм робіт був проведений в області підвищення надійності парогенераторів і вдосконалення систем водопідготовки. Було створено й випробувано близько двох десятків різних парогенераторів (ПГ), випробувані різноманітні матеріали для трубних систем - від вуглецевих сталей до титанових сплавів. Проведено безліч випробувань дослідних зразків ПГ. У цій роботі особлива роль належить Г. А. Гасанову і фахівцям очолюваного ним КБ.

Істотний внесок у відпрацювання парогенераторів перше покоління внесли фахівці 1-го ЦНІІМО М. І. Кіргічев. Н. А. Черноземова. У частині відпрацювання водопідготовки та окремих механізмів багато було зроблено також співробітниками 1-го ЦНІІМО А. В. Кожевнікова, А. І. Світашовим і Г. А. Сокальський.

Робота по вдосконалення водопідготовки першого контуру, що виконувалися в Інституті атомної енергії (ІАЕ) під керівництвом відомого фахівця Н. В. Потєхіна, проводилася з постановкою значного обсягу експериментальних робіт і дала позитивні результати.

Роботи з вдосконалення водопідготовки другого контуру, включаючи розробку іоно-і ім.академіка А. Н. Крилова, очолив Л. П. Седаков, активна участь у них брали фахівці цього інституту Ю. К. Душин, Р. К. Платонов, Г. Я. Рассадін. Значний внесок у розробку інструментальних і хіміко-аналітичних методик контролю основних показників якості води внесли Н. Д. Боярська, В. К. Сенді, Г. І. Ройф.

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

Вінцем многотрудний зусиль колективів корабельних атомників Міністерства середнього машинобудування, Міністерства суднобудівної промисловості, ВМФ і цілого ряду інших відомств стала подія, яка сталася 4іюня 1958р. в 10 год 03 хв, коли вперше в історії вітчизняного флоту досвідчена човен почав рух під АЕУ. А. П. Александров, який керував випробуваннями установки, записав у вахтовому журналі: "Вперше в країні на турбіну без вугілля і мазуту був поданий пар".

Більш важким виявилася доля другого варіанту корабельної атомної енергетичної установки (КАЕУ) з жідкометалліческім теплоносієм (ЖМТ).

Реалізація установки з ЖМТ свинець-вісмут з цілого ряду її особливостей виявилася значно більш складною у відпрацюванні і вимагала вирішення таких проблем, як:

- забезпечення надійної роботи активних зон при значно більш високих температурах (до 500-600 ° С);

- забезпечення належної якості сплаву, названого в документації "технологією важкого теплоносія ";

- забезпечення підтримки сплаву в гарячому стані як корабельними, так і базовими засобами, що вимагало створення в базах спеціальної інфраструктури.

Складною виявилася і проблема забезпечення надійної роботи парогенераторів з багаторазової 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, повинна була вирішуватися простіше, ніж у прямоточних генераторах.

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

Проблема можливості безпечного заморожування-розморожування сплаву так і залишилася поки 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), і забезпечується так званими "буферними ємностями" і схемними рішеннями з включенням в них насосів повернення протечек, останні опинилися в роботі недостатньо надійними.

Перераховані складності значно вплинули на оцінку ППУ з ЖМТ, яка має, принципі, такими незаперечними перевагами, як: низький тиск у першу контурі, що робить їх значно потенційно безпечнішими; можливість поліпшення масогабаритних показників (на 15-20% в порівнянні з ВВР); можливість створення реакторної установки граничної безпеки і ряду інших позитивних якостей.

Створений перший варіант ППУ з ЖМТ по своїм вихідним характеристикам мало чим відрізнявся від ППУ з ВВР.

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

почалася вдало дослідна експлуатація АПЛ, на жаль, була перервана через аварію одного з реакторів внаслідок порушення теплос'ема в активній зоні з огляду на невідпрацьованої на той період "технології важкого теплоносія". Утворилися "шлаки" і їх несвоєчасне видалення призвели до порушення циркуляції сплаву в окремих ділянках активної зони.

Тим не менше, створена установка стала значним кроком у справі розвитку корабельної атомної енергетики. Вона показала принципову можливість реалізації переваги ППУ з ЖМТ і визначила коло проблем, які необхідно було вирішувати в майбутньому при створенні установок подібного типу.

Наукове керівництво створенням КАЕУ з ЖМТ здійснював А. И. Лейпунський, йому допомагали такі відомі вчені ФЕІ, як В. І. Суботін, Б. Ф. Громов і багато інших. Головним конструктором цієї установки був Б. М. Шолковіч, він керував великим висококваліфікований колектив конструкторів ОКБ "Гідропрес". Великий внесок у створення КАЕУ з ЖМТ внесли фахівці енергетики ЦКБ проектанта АПЛ: П. Д. Дегтярьов, В. М. Андрєєв, Р. І. Симонов, В. І. Касаткін. Від 1-го ЦНІІМО роботу по цій установці вели В. М. Козлов, В. Ф. Акімов, від ВПМО Б. К. Данилов, Є. І. Новіков, В. І. Шарадін.

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

Керівництво дослідної експлуатацією КАЕУ перший АПЛ у відповідні періоди часу, у тому числі з участю в тривалих походах на них, від 1-го ЦНІІМО здійснювали І. Д. Дорофєєв, Я. Д. Ареф'єв, В. В. Арсентьев, Я. В. Лукін, В. М. Козлов. Природно, безпосередніми організаторами виконання програм дослідної експлуатації на перший АПЛ були командири БЧ-5 цих човнів Б. П. Акулов, Р. А. Тимофєєв, О. Л. Нагорський, В. А. Рудаков.

У тісній спілкуванні з академічною наукою виросли спеціалісти з атомної енергетики на флоті: Л. В. Романенко, Ю. В. Михайлов, Л. В. Сухарєв, В. І. Нижник, В. А. Полянський, О. В. Беклемішев, В. А. Бочаров, В. В. Балабін, Н. Д. Матюхін, Г. П. Полусмяк, Ю. С. Гладков, Н. М. Лазар?? в та інші. Особливо слід відзначити 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, тим не менше, 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 в організації експлуатації енергоустановок атомних підводних човнів в цей період належить М. М. Будаева.

Практично всі рекомендації, розроблені в групах дослідної експлуатації, були оформлені у вигляді рішень відомств і реалізовані в наступних періодах експлуатації, а також при проектуванні і будівництві нових кораблів з АЕУ.

Перший досвід експлуатації АПЛ дозволив зацікавленим організаціям підготувати, а Уряду вже 28 серпня 1958р. прийняти спеціальну постанову про створення корабельних атомних енергетичних установок другого покоління. Підготовка цієї постанови велася спільно Мінсередмашу, Мінсуднпрому і Військово-Морським Флотом. Активно брали участь у його підготовці Н. А. Миколаїв, Е. Д. Костигов і А. К. Усискін. Роботи передбачалося широко розгорнути на початку 60-х років, а будівництво досить великих серій АПЛ і НК передбачалося розгорнути в другій половині 60-х років. Під кожен тип підводних човнів для реалізації закладених в них ТТХ, в першу чергу за швидкістю, були потрібні істотно різні потужності АЕУ. Тому спочатку передбачалося створення трьох типів установок. Але вже на стадії технічного проектування виникла пропозиція забезпечити основні кораблі другого покоління єдиної максимально уніфікованої установкою. Ініціаторами цієї пропозиції виступили фахівці 1-го ЦНІІМО.

Завдання було вирішена шляхом створення по суті двох модифікацій ППУ, в одній з яких передбачалося 5, а в іншій - 4 повністю уніфікованих парогенератора.

Необхідні потужності набиралися за рахунок двох реакторів у ППУ ОК-ЗОО для АПЛ проекту 671 і двох реакторів у ППУ ОК-700 для проекту 667. Для АПЛ проекту 670 вперше передбачалася однореакторная установка з ППУ ОК-350. Двигуни установки для АПЛ проектів 670 і 671 приймалися одновального (з ГТЗА-615 і ГТЗА-631), а для АПЛ проекту 667 - двохвальним (з ГТЗА-635), максимально уніфікованими. При цьому для АПЛ проекту 667 в кожній ПТУ залишався один з двох турбогенераторів, передбачених у одновального варіантах. Головні турбіни і 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 при створенні КАЕУ другого покоління були:

- створення максимально уніфікованих установок для всіх проектів АПЛ другого покоління;

- підвищення агрегатної потужності на 15-70% в порівнянні з АЕУ першого покоління;

- зменшення маси і габаритів показників на 20-30%;

- скорочення протяжності трубопроводів першого контуру і максимально можливе агрегатування ППУ, що було досягнуто за рахунок застосування патрубків "труба в трубі "і розміщення насосів першого контуру на парогенераторах;

- виняток відсічною арматури по першому контуру і прийняття спеціальних схемних рішень з недопущення переопрессовок першого і другого контурів;

- впровадження ремонтопрігодним конструкцій, особливо для парогенераторів, і підвищення надійності, в тому числі ресурсу, приблизно в 2 рази для установок в цілому і комплектуючого обладнання зокрема;

- забезпечення надійного розхолоджування ППУ на природної циркуляції з досить високих рівнів потужності установок;

- застосування в складі КАЕУ автономних турбогенераторів;

- підвищення ступеня автоматизації управління і контролю за роботою КАЕУ і ряд інших проблем.

Всі перераховані, а також цілий ряд завдань щодо поліпшення 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, в тому числі по потужності, маневреності, умовами жилі.

Проведені натурні випробування підтвердили і можливість розхолоджування ППУ на природній циркуляції з 50% від номінальної потужності. Разом з тим в процесі експлуатації з'ясувалися серйозні недоліки в забезпеченні роботи перших зразків активних зон, парогенераторів, частини трубопроводів першого контуру, що знаходяться під біологічної захистом. Для усунення цих недоліків розроблялися нові або допрацьовувалися раніше створені конструкції, які були впроваджені в відповідні періоди часу на всіх АПЛ другого покоління.

Розробку ППУ ОК-ЗОО, ОК-350 і ОК-700 здійснювало ОКБМ, яким керував І. І. Афрікантов, а потім Ф. М. Мітенков. Великі заслуги в створенні цих установок, їх відпрацювання і випробуваннях належать висококваліфікованим фахівцям ОКБМ, у тому числі Е. Н. Черномордіку, О. Б. Самойлову, Ю. Н. Кошкіна. Наукове керівництво роботами з створення та забезпечення експлуатації КАЕУ другого покоління здійснювали А. П. Александров, Н. С. Хлопкін, Г. А. Гладков, Б. А. Буйніцкі.

Парогенератори, як і для ППУ першого покоління, розроблялися групою фахівців на чолі з Г. А. Гасанова, а потім з І. А. Федоровим. Двигуни установки розроблялися конструкторським бюро під керівництвом А. Х. Старостенко і М. А. Козака. Комплексне проектування установок в цілому здійснювали провідні фахівці-енергетики ЦКБ-проектантів кораблів: І. Д. Спаський, І. П. Янкевич, Г. Я. Альтшулер, П. Д. Дегтярьов, Р. І. Симонов, В. П. Андрєєв, Ю. В. Осипов, Ю. Б. Бабанський.

Від 1-го ЦНДІ МО активно працювали по створенню АЕУ другого покоління, в тому числі здійснюючи керівництво міжвідомчими випробуваннями основних видів устаткування і випробуваннями установок на кораблях, В. Г. Бенеманскій, Б. І. Максименко, А. А. Давидов, І. С. Беляков, Л. І. Башкіров, А. Я. Благовіщенський, від військової приймання - МО Е. Е. Фрумсон, В. Н. Казаков, Г. Н. Мордвинов.

Паралельно з рішенням науково-технічних проблем у забезпеченні створення КАЕУ АПЛ другу покоління вітчизняна наука вирішувала ще два важливі завдання. Перша з них була пов'язана із забезпеченням створення дослідної, найшвидкіснішої у світі АПЛ проекту 661, що зажадало від енергетиків розробки самої потужної КАЕУ. Друга проблема полягала у створенні малогабаритної, малопотужною атомної установки, яку можна було б розміщувати в окремому контейнері, "підвішуючи" його у кормової частини дизель-електричних підводних човнів. Обидві ці завдання в частині реакторних установок вирішувалися Науково-дослідним і конструкторським інститутом енерготехніки (НДІКІЕТ). Для АПЛ проекту 661 була створена ППУ В-5 з водо-водяним реактором і розміщеними навколо нього секціями прямоточних парогенераторів, включених на свої гідрокамери, з'єднані з реактором патрубками "труба в трубі". Агрегатування кожній з двох ППУ, встановлених на АПЛ, з конструкторської точки зору, відрізнялося виключної оригінальністю і сміливістю проектних рішень.

Прийнята "Щільна" компонування і розміщення обладнання утрудняли забезпечення його ремонтопридатності, однак завдання збереження працездатності установки при відмовах окремих секцій ПГ вирішувалася за рахунок можливості відсікання секцій в ремонтні періоди.

Керували розробками цього проекту відомі фахівці НДІКІЕТ П. А. Делено, Н. П. Дорофєєв. Двигуни установки розробляло КБ на чолі з головним конструктором В. Е. Бергом.

Як показав досвід експлуатації АПЛ проекту 661, її атомна енергетична установка виявилася досить надійною і в основному відповідала пред'явленим до неї вимогам. Недоліки, що мали місце окремі відмови і несправності обладнання, в тому числі і незначні течі по першому контуру, усувалися в періоди межпоходових ремонтів.

Від 1-го ЦНІІМО роботу по цій установці вели К. М. Кулагін та П. М. Христюк.

Спроектована НДІКІЕТ установка ВАУ-6 призначалася для використання в якості допоміжного джерела електроенергії на дизель-електричних підводних човнах (ДПЛ) з метою забезпечення їх тривалого підводного ходу і зарядки акумуляторних батарей без спливання. В установці була прийнята одноконтурний схема з водо-водяним реактором, що працює за прямим циклу. Турбогенератор для цієї установки був розроблений Калузьким турбінним заводом (КТЗ), стендові випробування, що проводилися на спеціальному стенді, створеному в Науково-дослідному технологічному інституті (НИТКИ), випробування установки на ДПЛ проекту 651Ев 1965р. і наступна дослідну експлуатацію в період 1986-1991рр. підтвердили працездатність цієї установки, але розкрили і цілий ряд недоліків, які потім усувалися.

Велика заслуга у створенні цієї установки належить провідним фахівцям НДІКІЕТ П. А. Деленсу, В. Н. Аксьонова. Від 1-го ЦНДІ МО роботи з установки вели Ю. А. Убранцев, М. А. Шкроб, С. Г. Замаховскій.

Слід відзначити велику роль представників військової приймання, акредитованих в НДІКІЕТ і здійснювали науково-технічний нагляд і контроль за розробкою та створенням установок першого покоління, В-5 і ВАУ-6, - Ю. П. Бабіна, В. М. Соловйова, А. М. Зубкова, С. М. Лосєва.

Проектування і будівництво АПЛ третього покоління зажадало створення таких корабельних АЕУ, які за своїми якісними показниками суттєво перевершували б КАЕУ другого покоління. Зокрема, для створення установок третього покоління була поставлено завдання підвищення їх потужності більш ніж в 2 рази в порівнянні з попередніми, але без істотної зміни маси і габаритів. При цьому потрібно було забезпечити більш високу в порівнянні з установками другу покоління безпека, надійність, ремонтоспособность, акустичну скритність, маневреність. Для вирішення всіх цих проблем розробка ППУ здійснювалася на конкурсних засадах. У конкурсі брали участь ОКБМ, НДІКІЕТ, ЦНДІ ім.академікаА.Н.Крилова, а також конструкторське бюро Іжорського заводу.

У результаті розгляду виконаних до 1965р. 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 Особливим конструкторським бюро машинобудування (OKBM). Керували розробкою цієї установки Ф. М. Мітенков, О. Б. Самойлов, Г. Ф. Носов. Над створенням апарату працював великий колектив висококваліфікованих співробітників ОКБМ.

Проблема забезпечення високої компактності установки була вирішена шляхом значного підвищення енергонапряженності активної зони. Крім того, була підвищена енергонапряженность 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 достатньо 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 в ОКБМ був розроблений парогенератор з рухом теплоносія першого контуру в міжтрубному просторі. Забезпечення природної циркуляції теплоносія першого контуру давало змогу не тільки здійснювати розхолоджування з використанням системи безбатарейного розхолоджування, але й працювати на ходових режимах без насосів першого контуру при потужностях приблизно до 30% від номінальної. Останнє дало можливість зменшити число насосів першого контуру до двох, що певною мірою компенсувало збільшення габаритів ядерної реакторної установки (ЯРУ), викликане необхідністю природної циркуляції.

Для підтвердження прийнятих технічних рішень на наземному стенді КВ-1 (прототипі корабельної установки), створену за ініціативи ВМФ і МСМ, були проведені всебічні випробування. Велика роль у створенні Науково-дослідного технологічного інституту, де були споруджені стенди КВ-1, КВ-2, КМ-1 та ін, починаючи з його вибору майданчика для будівництва і закінчуючи сучасними повномасштабними випробуваннями прототипів КАЕУ, поряд з керівниками НИТКИ А. Н. Проценко, Е. П. Рязанцевим, Ю. А. Прохоровим, В. А. Василенко належить і фахівцям 1-го ЦНДІ МО І. Д. Дорофєєва, Я. Д. Арефьева, О. Ю. Лейкин, Ю. А. Убранцеву, А. Я. Благовіщенському, С. М. Бору, В. Д. Кошеверова. У процесі випробувань були не тільки підтверджені основні характеристики установки, але й виявлено можливість збільшення потужності при роботі на природної циркуляції, а також швидкості розігріву теплоносія першого контуру при введенні установки в дію.

Подальша експлуатація корабельних ядерних реакторних установок (КЯРУ), починаючи з 1981р., на стенді КВ-1 виявила окремі недоліки і недоробки, які стосуються активних зон, системи компенсації тиску і системи очищення, які були згодом усунені, а установка в цілому була модернізована в напрямку спрощення технологію виготовлення та підвищення енергонапряженності парогенератора.

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

Крім того. Калузьким турбінним заводом під керівництвом В. І. Кирюхина була розроблена БПТУ ОК-9, до якої, крім жорстких вимог до віброшумовим характеристикам (ВШХ), висувалися більш жорсткі вимоги і до масогабаритні характеристикам, що вимагало широкого застосування титану для її виготовлення. У ЦКБ-проектант кораблів у розробку установок в цілому великий внесок зробили В. В. Енюшін, Б. В. Осипов, Р. І. Симонов, К. А. Ландграф. Від ВМФ в створення БПТУ значний внесок зробили В. Ф. Дерюгин, В. І. Васильєв, Г. А. Загоскіна, К. В. Васильєв.

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

- розробка реакторів з одиничною потужністю, що істотно перевищує вже наявні зразки;

- розробка комплексної системи управління КАЕУ і котлами із забезпеченням можливості їх спільної і роздільної роботи;

- забезпечення перезарядки активних зон реакторів і 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 (ГВД), які в умовах розміщення на надводних кораблях виявилися схильними значним циклічним навантаженням, що призводить 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.

Активне участь у створенні цієї КАЕУ брали від 1-го ЦНІІМО П. Е. Букін, А. Н. Батиров; від ЦНДІ ім.академікаА.Н.Крилова - Е. В. Рижкін, А. А. Крайнєв, В. П. Піснеков, А. В. Воронцов, А. Г. Поздеев.

Другим типом АЕУ, застосованої на надводному кораблі проекту 1941, є АЕУ з ППУ ОК-900Б і 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 (в частині електроенергетичних систем та систем управління) відпрацювання її на комплексних швартових випробуваннях виявилася досить складною. Проте випробування показали, що установка практично відповідала всім пред'явленим до неї вимогам. Комплексними швартових випробувань цієї установки керував представник 1-го ЦНІІМО Б. Г. Константинов.

Інститути МСП, МСМ, ВМФ і ЦКБ-проектанти кораблів постійно здійснювали систематичний аналіз та узагальнення досвіду проектування і експлуатації АЕУ, проведення НДР та ДКР в забезпечення підвищення якості створених і перспективних КАЕУ. На базі цих робіт велася підготовка подальших постанов уряду (1972р., 1977р., 1986р.) Про розвиток корабельної атомної енергетики на відповідні періоди. У підготовці цих рішень брали участь фахівці ЦНДІ ім.академікаА.Н.Крилова і 1-го ЦНІІМО.

На початку 60-х років перед ученими і фахівцями з корабельної атомній енергетиці була поставлена особливо важке завдання: розробити КАЕУ, яка могла б забезпечити створення комплексно автоматизованою, високоманевреної, високошвидкісний АПЛ мінімального водотоннажності, з обмеженою кількістю особового складу. Для реалізації такого проекту було проведено конкурсне проектування різних типів КАЕУ за участю найбільш кваліфікованих в галузі атомної енергетики КБ і НДІ країни.

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

Наукове керівництво проектом АПЛ і КАЕУ в цілому здійснювалося академіком А. П. Александровим, наукове керівництво створенням ППУ з ЖМТ очолив член-кореспондент АН УРСР А. І. Лейпунський. Розробку ППУ ОК-550 очолив І. І. Афрікантов, а потім Ф. М. Мітенков. Конструкторським колективом керував Н. М. Царьов, непосре