КН-3

Отдать швар­товы!

В сен­тя­бре 1969 года прави­тель­ство страны приняло решение о стро­и­тель­стве первого в Совет­ском Союзе над­вод­ного корабля с ядерной энер­гети­че­ской уста­нов­кой — тяже­лого атом­ного ракет­ного крей­сера. В 1971 году вышло Поста­но­в­ле­ние ЦК КПСС и СМ СССР о соз­да­нии такой уста­новки для корабля проекта 1144 «Орлан». Раз­ра­ботка проекта корабля была пору­чена Север­ному про­ек­тно-кон­струк­тор­скому бюро (СПКБ, г. Ленин­град). Стро­и­тель­ство крей­сера, его испы­та­ние и сдачу выпол­нял Бал­тийский судо­стро­и­тель­ный завод.

Научное руко­вод­ство про­ек­ти­ро­ва­нием ядерной энер­го­у­ста­новки осу­ще­ст­в­лял Инсти­тут атомной энергии им. И. В. Кур­ча­това (научный руко­во­ди­тель Н. С. Хлопкин) под руко­вод­ством ака­демика А. П. Алек­сан­дрова, который лично воз­гла­в­лял межве­дом­ствен­ные комис­сии по про­бле­мам реак­тора КН-3.

Как пока­зали первые про­ра­ботки, для оте­че­ствен­ных атомных крей­се­ров тре­бо­ва­лась дву­х­ре­ак­тор­ная ядерная паро­про­из­во­дя­щая уста­новка (ЯППУ) мощ­но­стью каждая не менее 300 МВт, что более чем втрое пре­вы­шало мощ­ность реак­тор­ных уста­но­вок, стоящих в то время на АПЛ второго поко­ле­ния, и вдвое больше ледо­коль­ных ЯППУ. Соот­вет­ственно для атом­ного крей­сера нужно было создать новую энер­го­дви­жи­тель­ную уста­новку, которую в будущем пла­ни­ро­ва­лось исполь­зо­вать и для атомных ави­а­нос­цев.

Соз­да­ние ядерной паро­про­из­во­дя­щей уста­новки было пору­чено ОКБМ (главный кон­струк­тор Ф. М. Митен­ков). Рабочий проект ЯППУ КН-3, отве­чав­ший всем совре­мен­ным тре­бо­ва­ниям, предъ­я­в­ля­е­мым к ядерным энер­го­у­ста­нов­кам над­вод­ных кора­блей, был под­го­то­в­лен ОКБМ в 1972 году. Работы в кон­струк­тор­ском бюро, по уже сло­жив­шейся тра­ди­ции, велись ком­плексно: наряду с глу­бо­кой мно­го­ва­ри­ан­т­ной про­ра­бот­кой кон­струк­тор­ских решений на основе про­тоти­пов и рас­чет­ным обо­с­но­ва­нием, все новые решения по обо­ру­до­ва­нию или его отдель­ные узлы осва­и­вались сначала в опытном про­из­вод­стве. Затем они испы­ты­вались в лабо­ра­тор­ных усло­виях, под­вер­гались иссле­до­ва­нию и анализу, по резуль­та­там которых про­во­ди­лись необ­хо­ди­мые кон­струк­тив­ные дора­ботки или кор­рек­ти­ровки рас­чет­ных про­грамм.

Учи­ты­вая поло­жи­тель­ный опыт соз­да­ния и экс­плу­а­та­ции ледо­коль­ных ЯППУ типа ОК-150 и ОК-900, а также при­ни­мая во вни­ма­ние мно­го­лет­ний опыт раз­ра­ботки, постройки и экс­плу­а­та­ции других ана­ло­гич­ных уста­но­вок за основу был принят водо-водяной тип реак­тора.

Важ­нейшим тре­бо­ва­нием к соз­да­ва­е­мой ЯППУ с учетом ее суще­ствен­ного влияния на водо­из­ме­ще­ние и море­ход­ные каче­ства над­вод­ного корабля явля­лось тре­бо­ва­ние ком­пак­т­но­сти реак­тора и его мини­мально воз­мож­ной массы, поэтому в основу нового реак­тора была поло­жена четы­рех­пе­т­ле­вая блочная кон­струк­тивно-ком­по­но­воч­ная схема. Пред­ло­жен­ная ОКБМ ори­ги­наль­ная кон­струк­ция блока кор­пу­сов реак­тора поз­во­лила мак­си­мально реали­зо­вать основ­ные тре­бо­ва­ния тех­ни­че­ского задания: снизить масо-габа­рит­ные харак­те­ри­стики ЯППУ при упро­ще­нии кон­струк­ции реак­тора и суще­ствен­ном уве­ли­че­нии его мощ­но­сти.

Повы­шен­ные тре­бо­ва­ния к ядерной безо­пас­но­сти ЯППУ опре­де­лили ряд спе­ци­фи­че­ских тре­бо­ва­ний к кон­струк­ции систем упра­в­ле­ния защитой, среди которых основ­ным было обес­пе­че­ние «само­хода» — вве­де­ния ком­пен­си­ру­ю­щих решеток (КР) в актив­ную зону реак­тора под действием соб­ствен­ного веса при обе­с­то­чи­ва­нии элек­тро­дви­га­теля и прибора упра­в­ле­ния.

В уста­новку КН-3 изна­чально был заложен принцип само­ре­гу­ли­ро­ва­ния реак­тора за счет отри­ца­тель­ного тем­пе­ра­тур­ного коэф­фи­ци­ента реак­тив­но­сти с регу­ли­ро­ва­нием мощ­но­сти путем изме­не­ния расхода пита­тель­ной воды второго контура.

Новый реактор не пре­ду­сма­т­ри­вал соз­да­ния его назем­ного про­тотипа, поэтому при раз­ра­ботке реак­тора широко исполь­зо­ва­лось объем­ное макети­ро­ва­ние и моде­ли­ро­ва­ние.

Для нового реак­тора широко при­ме­ня­лись новые металлы и мате­ри­алы. Так, для кор­пус­ных деталей исполь­зо­ва­лась новая реак­тор­ная сталь ВК-2, а тру­бо­про­воды из нер­жаве­ю­щей стали покры­вались новым анти­кор­ро­зи­он­ным покры­тием на основе орга­но­си­ли­кат­ной ком­по­зи­ции.

Маши­но­стро­и­тель­ный завод (г. Элек­тро­сталь) освоил про­из­вод­ство новой актив­ной зоны реак­тора КН-3. Для неё были раз­ра­бо­таны твэлы новой кон­струк­ции с ураном высо­кого обо­га­ще­ния, ком­пен­са­то­рами рас­пу­ха­ния и повы­шен­ным ресур­сом.

При соз­да­нии актив­ной зоны КН-3 кон­струк­торы опи­рались на опыт соз­да­ния актив­ных зон реак­тор­ных уста­но­вок ОК-900 и ОК-650. Однако уве­ли­че­ние мощ­но­сти реак­тора потре­бо­вало уве­ли­че­ния высоты актив­ной зоны реак­тора КН-3 в 1,3 раза, что повле­кло за собой раз­лич­ные кон­струк­тив­ные изме­не­ния. В част­но­сти, теп­ло­вы­де­ля­ю­щая сборка стала состав­ной, состо­я­щей из верхней и нижней рабочих частей.

Закладка голов­ного корабля с уста­нов­кой КН-3, полу­чив­шего назва­ние «Киров», состо­я­лась на стапеле Бал­тийского завода в апреле 1974 года. Ста­пель­ный период стро­и­тель­ства крей­сера про­дол­жался три года восемь месяцев — корабль был спущен на воду в декабре 1977 года. К этому времени поставка ком­плек­ту­ю­щего обо­ру­до­ва­ния ППУ на завод в основ­ном была завер­шена.

В про­цессе монтажа реак­тора КН-3 выя­ви­лась необ­хо­ди­мость дора­ботки реак­тора. К тому времени опыт экс­плу­а­та­ции реак­тора ОК-900А, а также уточ­нен­ные гид­ра­в­ли­че­ские расчеты системы воз­врата теп­ло­но­си­теля с очистки пока­зали, что теп­ло­но­си­тель, воз­вра­ща­е­мый в реактор, необ­хо­димо подо­гре­вать, так как попа­да­ние «холод­ного» потока на «горячие» стенки трубы может вызвать тер­мо­ци­к­ли­че­ское раз­ру­ше­ние кол­лек­тора внутри реак­тора. В резуль­тате кон­струк­тор­ских про­ра­бо­ток раз­лич­ных вари­ан­тов решения про­блемы, выпол­нен­ных в срочном порядке, была принята схема подо­грева воз­вра­ща­е­мого теп­ло­но­си­теля в патрубке реак­тора с помощью уста­но­в­лен­ного в нем сме­си­теля. Учи­ты­вая состо­я­ние работ по монтажу ППУ, было при­знано целе­со­об­разным уста­но­вить сме­си­тель изнутри реак­тора (при после­ду­ю­щем изго­то­в­ле­нии реак­то­ров эта схема была изме­нена на наруж­ную).

В 1979 году на корабль были загру­жены актив­ные зоны.

Ком­плекс­ные швар­тов­ные испы­та­ния ППУ КН-3 выпол­ня­лись с 25 апреля 1980 года по 5 мая 1980 года по спе­ци­аль­ной про­грамме. Пред­ва­ри­тельно 18 и 19 апреля 1980 г. был осу­ще­ст­в­лен первый холод­ный физи­че­ский пуск кор­мо­вого и носо­вого реак­то­ров.

Во время испы­та­ний при есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции теп­ло­но­си­теля ППУ дости­гла уровня мощ­но­сти 22,5 % вместо 15 %, зая­в­лен­ных в проекте. Полу­чен­ные реаль­ные харак­те­ри­стики ядерной уста­новки поз­во­лили при сохра­не­нии про­ек­т­ных зна­че­ний тем­пе­ра­туры пере­гретого пара снизить среднюю тем­пе­ра­туру теп­ло­но­си­теля в актив­ной зоне на 8 град. Кроме того, испы­та­ния пока­зали, что допу­сти­мое время обе­с­то­чи­ва­ния энер­го­у­ста­новки (по усло­виям охла­жде­ния актив­ной зоны) может быть уве­ли­чено с 5 минут (по проекту) до 15 минут.

Швар­тов­ные испы­та­ния энер­го­у­ста­новки голов­ного корабля в целом под­твер­дили про­ек­т­ные тех­ни­че­ские харак­те­ри­стики новой атомной энер­гети­че­ской уста­новки, а неко­то­рые её пара­метры пре­вы­сили про­ек­т­ные.

Резуль­таты испы­та­ний сви­детель­ство­вали, что самая мощная в СССР кора­бель­ная ядерная паро­про­из­во­дя­щая уста­новка КН-3 создана и успешно действует.

Крейсер «Киров» был сдан в экс­плу­а­та­цию в 1980 году. Однако при пере­ходе крей­сера в Бал­тийск в августе 1980 года про­ис­хо­дило неод­но­крат­ное падение тем­пе­ра­туры пара на несколько десят­ков гра­ду­сов при воз­ра­с­та­нии гид­ра­в­ли­че­ского сопроти­в­ле­ния паро­ге­не­ра­тора. Прави­тель­ствен­ная комис­сия, соз­дан­ная для выя­в­ле­ния причин инци­дента, уста­но­вила, что его при­чи­ной явля­лось попа­да­ние загряз­не­ний в кон­ден­сатно-пита­тель­ную систему и трубы паро­ге­не­ра­тора. Комис­сия пред­пи­сала постав­щи­кам паро­тур­бин­ной уста­новки принять меры для исклю­че­ния подоб­ных про­ис­ше­ствий. И хотя и в даль­нейшем на кора­б­лях с ЯППУ КН-3 имели место разные инци­денты, ни один из них не привел к дли­тель­ным оста­нов­кам или выводу корабля из экс­плу­а­та­ции, к каким-либо откло­не­ниям от нормы ради­а­ци­он­ной обста­новки.

Несмо­тря на огромную массу, а корабль имеет бро­ни­ро­ван­ный пояс из стали тол­щи­ной 100 мм, бла­го­даря мощной ППУ он может раз­ви­вать ско­рость до 30 узлов. При длине корпуса в 250 м водо­из­ме­ще­ние корабля составило более 25 тыс. т. Атомный ракет­ный крейсер «Киров» проекта 1144 вобрал в себя все пере­до­вые дости­же­ния совет­ской инже­нер­ной мысли, став одним из лучших в своем классе. За рубежом Тяжелый Атомный Ракет­ный Крейсер (ТАРК) проекта «Орлан» про­звали «убийцей ави­а­нос­цев».

Позднее ЯППУ КН-3 при­ме­ня­лась при стро­и­тель­стве крей­сера «Фрунзе» (сдан в экс­плу­а­та­цию в 1984 г.), крей­сера «Калинин» (сдан в экс­плу­а­та­цию в 1988 г.) и крей­сера «Петр Великий» (сдан в экс­плу­а­та­цию в 1996 г., до 1991 года — «Андро­пов»). Каждое после­ду­ю­щее изделие совер­шен­ство­ва­лось по срав­не­нию с пре­ды­ду­щим в части повы­ше­ния каче­ства обо­ру­до­ва­ния и систем ППУ, надеж­но­сти, безо­пас­но­сти и удоб­ства экс­плу­а­та­ции.

В 1988 году было начато стро­и­тель­ство первого оте­че­ствен­ного ави­а­не­су­щего корабля с атомной энер­гети­че­ской уста­нов­кой типа КН-3-43 на Чер­но­мор­ском судо­стро­и­тель­ном заводе (г. Нико­лаев), однако в 1991 году его финан­си­ро­ва­ние было пол­но­стью пре­кра­щено.

Таким образом, на базе ядерной паро-про­из­во­дя­щей уста­новки КН-3 была создана серия уни­каль­ных над­вод­ных кора­блей — тяжелых атомных ракет­ных крей­се­ров. Бла­го­даря атом­ному реак­тору они при­об­рели новое ценное каче­ство — прак­ти­че­ски нео­гра­ни­чен­ную авто­ном­ность и даль­ность пла­ва­ния.

---

Фотогалерея