ВМ-А

Наш ответ Чем­бер­лену

Работы по соз­да­нию под­вод­ной лодки с атомной дви­жи­тель­ной уста­нов­кой начались в августе 1952 года. Толчком для них послу­жило письмо в прави­тель­ство атомных «патри­ар­хов» — И. В. Кур­ча­това, А. П. Алек­сан­дрова и Н. А. Дол­ле­жаля — о необ­хо­ди­мо­сти соз­да­ния оте­че­ствен­ной атомной под­вод­ной лодки с целью лик­ви­да­ции суще­ствен­ного отста­ва­ния от аме­ри­кан­цев в этой области. Самой важной и сложной частью этого проекта была раз­ра­ботка атомной энер­гети­че­ской уста­новки, для чего необ­хо­димо было решить ряд сложных инже­нерно-кон­струк­тор­ских задач.

Весь проект был отдан под ответ­ствен­ность Первого глав­ного упра­в­ле­ния. Научным руко­во­ди­те­лем раз­ра­бо­ток был назна­чен ака­демик А. П. Алек­сан­дров (ЛИПАН), главным кон­струк­то­ром по энер­гетике — ака­демик Н. А. Дол­ле­жаль (НИИ­хим­маш/НИИ-8). Ответ­ствен­ным за раз­ра­ботку кора­бель­ной части стал В. Н. Пере­гу­дов (Ленин­град­ское СКБ-143 мини­стер­ства судо­стро­е­ния).

В ходе пред­про­ек­т­ных про­ра­бо­ток был выбран вариант атомной энер­ги­че­ской уста­новки в составе двух реак­то­ров, уста­на­в­ли­ва­е­мых по оси лодки, опре­де­лены основ­ные габа­риты реак­тора (под них отво­дился отсек длиной 12 м и диа­мет­ром 6,8 м), его тип (два вари­анта — с берил­ли­е­вым замед­ли­те­лем и водо-водяной) и мощ­ность (70 МВт тепл.). В даль­нейшем от реак­тора с берил­лием при­шлось отка­заться вслед­ствие слож­но­сти кон­струк­ции, необ­хо­ди­мо­сти большой загрузки урана и ядо­ви­то­сти берил­лия. Первое время спе­ци­али­сты ЛИПАН и НИКИЭТ сосре­до­то­чи­лись на идее каналь­ного водо­гра­фи­то­вого реак­тора, ана­ло­гич­ного по кон­струк­ции с соо­ру­жа­е­мым в то время реак­то­ром «АМ» первой в мире АЭС, однако затем пред­по­чте­ние было отдано реак­тору кор­пус­ного типа (ВВР) с водой под дав­ле­нием, как более ком­пак­т­ного и с меньшей загруз­кой обо­га­щен­ного урана. Его идея была обо­с­но­вана рас­четами сотруд­ни­ков ЛИПАН.

Реактор, полу­чив­ший индекс «ВМ-А», имел сле­ду­ю­щие кон­струк­тив­ные осо­бен­но­сти: кованый корпус из тол­сто­стен­ной высо­ко­проч­ной угле­ро­ди­стой стали изго­та­в­ли­вался со встав­ным днищем и встав­ной рубаш­кой, патрубки при­ва­ри­вались к рубашке. Плоская крышка реак­тора уплот­ня­лась с помощью нажим­ного фланца. Для нового реак­тора было принято ори­ги­наль­ное кон­струк­тор­ское решение актив­ной зоны, которая фор­ми­ро­ва­лась из инди­ви­ду­ально охла­жда­е­мых теп­ло­вы­де­ля­ю­щих сборок с раз­ме­ще­нием их в экран­ной сборке, как в выемном блоке. Это поз­во­ляло про­во­дить как пока­наль­ную замену ядер­ного топлива, так и его полную ава­рийную выгрузку.

В марте 1954 года Мин­сред­маш утвер­дил тех­ни­че­ский проект реак­тора, и кон­струк­тора при­сту­пили к раз­ра­ботке рабочих чер­те­жей обо­ру­до­ва­ния. При про­ра­ботке возник целый ряд вопро­сов по оптими­за­ции теп­ло­вой схемы ядер­ного реак­тора (ЯР) и его пара­мет­ров; схеме регу­ли­ро­ва­ния нейтрон­ных про­цес­сов в ЯР; методам нейтронно-физи­че­ского расчета водо-водяных ЯР; про­бле­мам глу­бо­кого выго­ра­ния ядер­ного топлива и накоп­ле­ния оскол­ков деления 235U, соз­да­ния теп­ло­тех­ни­че­ской модели атомной уста­новки; раз­ра­ботки схемы авто­ма­ти­че­ского упра­в­ле­ния атомной уста­нов­кой.

Для их решения в Обнин­ске в Физико-энер­гети­че­ском инсти­туте начал стро­иться наземный натур­ный стенд 27/ВМ с паро­тур­бин­ной уста­нов­кой. На нем пред­по­ла­га­лось про­ве­рить правиль­ность схемных, ком­по­но­воч­ных и кон­струк­тор­ских решений реак­тор­ной уста­новки, выявить недо­статки обо­ру­до­ва­ния для их сво­е­вре­мен­ного устра­не­ния. Для этого на заводе № 92 (г. Горький) изго­та­в­ли­вались одно­вре­менно три ком­плекта реак­тор­ной уста­новки: один для стенда 27/ВМ и два — для будущей АПЛ.

Осенью 1954 года в Обнинск стали при­бы­вать моряки первого экипажа стро­я­щейся АПЛ. Они про­хо­дили ста­жи­ровку на недавно вве­ден­ной в экс­плу­а­та­цию первой в мире АЭС (реактор «АМ»), и после полу­че­ния допуска на упра­в­ле­ние атомным реак­то­ром кон­тро­ли­ро­вали монтаж обо­ру­до­ва­ния стенда.

К этому времени на заводе № 12 в Элек­тро­стали были изго­то­в­лены 3 ком­плекта твэлов для актив­ной зоны реак­тора. Пер­во­на­чально твэлы изго­та­в­ли­вались по двум аль­тер­на­тив­ным тех­ноло­гиям: с засы­па­е­мой порош­ко­вой топ­лив­ной ком­по­зи­цией с даль­нейшей про­пит­кой эвтек­ти­кой свинец-висмут (раз­ра­ботка НИИ-9) и с табле­точ­ной топ­лив­ной ком­по­зи­цией (раз­ра­ботка ЛИПАН). Впо­след­ствии в реак­то­рах «ВМ-А» исполь­зо­вались более совер­шен­ные твэлы кон­струк­ции НИИ-9 — стер­ж­не­вого и коль­це­вого типа с топ­лив­ной ком­по­зи­цией на основе сплава уран-кремний-алю­ми­ний. В твэлах исполь­зо­вался уран обо­га­ще­нием 21 % по урану-235.

Теп­ло­вы­де­ля­ю­щая сборка состо­яла из двух групп твэлов — цен­траль­ных (9 шт.) и пери­фе­рийных (14 шт.) с раз­де­ли­тель­ной трубой между ними.

8 марта 1956 года на смон­ти­ро­ван­ной атомной энер­гети­че­ской уста­новке стенда 27/ВМ был успешно осу­ще­ст­в­лен физи­че­ский пуск актив­ной зоны первого в СССР кора­бель­ного реак­тора (опе­ра­то­рами стенда высту­пали обу­чен­ные и сдавшие экзамен моряки). В начале апреля 1956 года на стенде был получен первый рабочий пар и выход на тур­бо­ге­не­ра­тор­ный режим.

Работа стенда сопро­во­жда­лась большим числом ава­рийных оста­но­вов из-за течей теп­ло­но­си­теля и выхода из строя обо­ру­до­ва­ния. В конце 1956 года про­и­зо­шла оче­ред­ная авария, закон­чив­ша­яся раз­ру­ше­нием части актив­ной зоны и попа­да­нием высо­ко­ак­тив­ного теп­ло­но­си­теля в рабочее поме­ще­ние, что вре­менно исклю­чило воз­мож­ность экс­плу­а­та­ции стенда. Тем не менее, полу­чен­ный опыт поз­во­лил внести суще­ствен­ные изме­не­ния в кон­струк­цию реак­тора, каса­ю­щи­еся биоло­ги­че­ской защиты, актив­ной зоны, испол­ни­тель­ных меха­низ­мов и пр.

В мае 1957 года работа модер­ни­зи­ро­ван­ного стенда 27/ВМ воз­о­б­но­ви­лась. Главный вывод, которое сделали научный руко­во­ди­тель и главный кон­струк­тор на осно­ва­нии опыта его экс­плу­а­та­ции, заклю­чался в сле­ду­ю­щем: реак­тор­ная уста­новка «ВМ-А» по своей прин­ци­пи­аль­ной схеме, составу и ком­по­новке обо­ру­до­ва­ния, сред­ствам упра­в­ле­ния и защиты спро­ек­ти­ро­вана правильно.

Закладка первой в СССР АПЛ состо­я­лась 24 сен­тя­бря 1955 года в спе­ци­ально постро­ен­ном для нее цехе № 42 судо­стро­и­тель­ного завода № 402 в г. Севе­ро­двин­ске. В 1956 году на завод № 402 были доста­в­лены два ком­плекта обо­ру­до­ва­ния реак­тор­ных уста­но­вок «ВМ-А» в составе кор­пу­сов реак­то­ров без актив­ных зон, крышек, испол­ни­тель­ных меха­низ­мов систем упра­в­ле­ния защитой реак­тора, тру­бо­про­во­дов и др. 29 сен­тя­бря 1956 года начался их монтаж. Особое вни­ма­ние при этом уде­ля­лось каче­ству сварных швов, про­верка гер­метич­но­сти которых велась несколь­кими мето­дами.

Реак­тор­ная уста­новка «ВМ-А» состо­яла из двух основ­ных цир­ку­ля­ци­он­ных кон­ту­ров, в которых в каче­стве теп­ло­но­си­теля исполь­зо­ва­лась вода, а также вспо­мо­га­тель­ных и обслу­жи­ва­ю­щих систем. Цир­ку­ля­ция воды по первому контуру обес­пе­чи­ва­ется бес­саль­ни­ко­выми гер­метич­ными элек­тро­на­со­сами — главным и вспо­мо­га­тель­ным.

Для отвода тепла от метал­ло­кон­струк­ций баков желе­зо­вод­ной защиты реак­тора, подшип­ни­ков насосов, при­во­дов меха­низ­мов исполь­зо­вался третий цир­ку­ля­ци­он­ный контур с пресной водой. Отвод тепла от тре­тьего контура осу­ще­ст­в­лялся чет­вер­тым цир­ку­ля­ци­он­ным кон­ту­ром с морской водой.

Для обес­пе­че­ния допу­сти­мого уровня излу­че­ния в поме­ще­ниях лодки в реак­тор­ном отсеке уста­но­в­лены спе­ци­аль­ные кон­струк­ции био­за­щиты в виде блоков из погло­ща­ю­щих мате­ри­а­лов, а в кон­це­вых пере­бор­ках реак­тор­ного отсека и палуб­ных насти­лах исполь­зо­ван свинец.

9 августа 1957 года АПЛ была выве­дена из цеха № 42 и спущена на воду для после­ду­ю­щей достройки её на плаву. В начале сен­тя­бря нача­лась загрузка в реак­тора актив­ных зон: в носовой реактор — зону с коль­це­выми твэлами, в кор­мо­вой реактор — со стер­ж­не­выми твэлами. Загрузка каналов и твэлов в ячейки экран­ных сборок реак­то­ров осу­ще­ст­в­ля­лась по кар­то­грам­мам при посто­ян­ном кон­троле физи­че­ских пара­мет­ров актив­ных зон. Затем нача­лось запол­не­ние реак­то­ров водой высокой чистоты.

13 сен­тя­бря 1957 года под руко­вод­ством А. П. Алек­сан­дрова и сотруд­ни­ков ЛИПАН нача­лась про­це­дура физи­че­ского пуска обоих реак­то­ров с выходом на мини­мально кон­тро­ли­ру­е­мый уровень мощ­но­сти. После устра­не­ния ряда непо­ла­док к сере­дине апреля 1958 года атомная энер­гети­че­ская уста­новка АПЛ была готова к вводу в действие.

19 апреля 1958 года сначала на одном, а затем (18 мая) и на другом реак­торе была достиг­нута мощ­ность 18 % от про­ек­т­ной. Успеш­ная работа АЭУ в течение несколь­ких недель дала осно­ва­ние к пере­даче лодки на ком­плекс­ные швар­то­вые испы­та­ния (КШИ). Ком­плекс­ные швар­то­вые испы­та­ния явля­ются наи­бо­лее важным и ответ­ствен­ным этапом любого стро­я­ще­гося корабля.

19 мая 1958 года лодка (ей был при­своен так­ти­че­ский номер К-3, с конца 1962 года она носила имя «Ленин­ский ком­со­мол») была предъ­я­в­лена на КШИ, начав­ши­еся в тот же день. Испы­та­ния про­во­ди­лись круг­ло­су­точно и завер­ши­лись 5 июня 1958 года. Мак­си­маль­ная мощ­ность на реак­торе, достиг­ну­тая во время испы­та­ний, составила 60 % от номи­наль­ной. При­е­моч­ная межве­дом­ствен­ная комис­сия в акте оценила каче­ство монтажа и удоб­ство обслу­жи­ва­ния обо­ру­до­ва­ния, условия обита­е­мо­сти в отсеках АПЛ и прочие пока­за­тели на «удо­вле­тво­ри­тельно». Под­пи­сан­ным актом атомная энер­гети­че­ская уста­новка и реак­торы «ВМ-А» допус­кались к про­ве­де­нию Госу­дар­ствен­ных ходовых испы­та­ний лодки, на которые АПЛ была предъ­я­в­лена 3 июля 1958 года. 4 июля под наблю­де­ние группы сотруд­ни­ков ЛИПАН начался вывод АЭУ на мощ­ность, после чего в вах­тен­ном журнале А. П. Алек­сан­дро­вым, руко­во­див­шем про­цес­сом, была сделана запись: «На корабле впервые получен пар без угля и мазута».

За время ходовых испы­та­ний лодка прошла почти 4000 миль, совер­шив 29 погру­же­ний, одно из них — на глубину 300 м. Испы­та­ния завер­ши­лись 1 декабря 1958 года. Во время испы­та­ний был выявлен ряд дефек­тов обо­ру­до­ва­ния и систем, в основ­ном свя­зан­ных с негер­метич­но­стью. Кроме того выяс­ни­лось, что энер­го­за­пас актив­ной зоны носо­вого реак­тора на 25 % ниже рас­чет­ного, что потре­бо­вало её досроч­ной замены.

После долгих споров Актом прави­тель­ствен­ной комис­сии реко­мен­до­ва­лось пере­дача АПЛ в опытную экс­плу­а­та­цию с устра­не­нием выя­в­лен­ных дефек­тов.

16 июля 1959 года состо­ялся первый выход лодки в море. Во время второго выхода мощ­ность реак­то­ров была повы­шена до 80 % и достиг­нута под­вод­ная ско­рость 28 узлов. После этого похода, сопро­во­ждав­шего рядом поломок, капитан К-3 Л. Г. Осипенко дал сле­ду­ю­щую харак­те­ри­стику ядерной энер­гети­че­ской уста­новке: «Нена­деж­ная, но очень живучая!».

Пер­во­на­чально экс­плу­а­та­ция атомных ПЛ и уста­но­вок ВМ-А про­хо­дила очень сложно — лодки часто воз­вра­щались на базу с вышедшим из строя обо­ру­до­ва­нием. Коман­до­ва­ние Север­ного флота начало выска­зы­вать мнение, что под­вод­ные лодки и реак­торы несо­в­ме­стимы, офи­ци­аль­ные доклады на эту тему стали посту­пать в ЦК КПСС и прави­тель­ство. Для оценки каче­ства и уровня надеж­но­сти атомных под­вод­ных лодок была орга­ни­зо­вана спе­ци­аль­ная комис­сия во главе с началь­ни­ком упра­в­ле­ния кора­бле­стро­е­ния ВМФ, в которую вошли главные кон­струк­тора обо­ру­до­ва­ния. Для комис­сии была выде­лена новая АПЛ проекта 658, на которой в марте 1961 года был совер­шен поход в район Грен­лан­дии и обратно. В пла­ва­нии на лодке вышли из строя обе ППУ, и она воз­вра­ща­лась обратно в над­вод­ном поло­же­нии на дизелях. Тем не менее, комис­сия еди­но­гласно под­пи­сала акт с выво­дами, что АПЛ в целом и ЯЭУ в част­но­сти спро­ек­ти­ро­ваны правильно и про­грамма серийного стро­и­тель­ства АПЛ должна быть про­дол­жена.

В 1964 году при выходе реак­то­ров на полную мощ­ность АПЛ К-19 про­де­мон­стри­ро­вала ско­рость в 30 узлов. К этому времени все обо­ру­до­ва­ние АЭУ и реак­то­ров было дове­дено до необ­хо­ди­мой надеж­но­сти и ресурса. Таким образом, была создана мало­га­ба­рит­ная, высо­ко­на­пря­жен­ная и высо­ко­ма­не­врен­ная ЯЭУ, удо­вле­тво­ря­ю­щая тре­бо­ва­ниям под­вод­ной лодки. На основе этой атомной уста­новки в даль­нейшем было создано четыре поко­ле­ния атомных уста­но­вок и их моди­фи­ка­ций.

Реак­тор­ные уста­новки «ВМ-А» исполь­зо­вались на всех АПЛ первого поко­ле­ния совет­ского военно-мор­ского флота. До 1967 года было постро­ено 55 судов по 5 про­ек­там (проекты 627, 627А, 658, 659 и 675), отли­ча­ю­щихся назна­че­нием и воо­ру­же­нием. За этот период за счет модер­ни­за­ции систем и мате­ри­а­лов ресурс работы реак­тора и обо­ру­до­ва­ния был повышен от 4,5 до 25-30 тыс. часов, а кам­па­ния актив­ной зоны выросла с 1,5 до 5 тыс. часов.

Соз­да­ние тран­с­порт­ной атомной уста­новки для того времени было огромным тех­ни­че­ским про­грес­сом. Но с точки зрения ядерной и ради­а­ци­он­ной безо­пас­но­сти она имела ряд недо­стат­ков, которые и стали при­чи­ной серии аварий и поломок. За период экс­плу­а­та­ции АПЛ первого поко­ле­ния про­и­зо­шло четыре аварии с водо-водя­ными реак­то­рами (К-19 — 1961 год; К-11 — 1965 год; К-431 — 1985 год и К-192 — 1989 год). К основ­ным недо­стат­кам атомных уста­но­вок первого поко­ле­ния можно отнести большую про­стран­ствен­ную рас­пре­де­лен­ность и зна­чи­тель­ный объем первого контура, наличие тру­бо­про­во­дов боль­шого диа­метра, сое­ди­ня­ю­щих основ­ное обо­ру­до­ва­ние, т.е. реактор, паро­ге­не­ра­торы, насосы, теп­ло­об­мен­ники, ком­пен­са­торы объема и др. Это соз­да­вало серьезные про­блемы в орга­ни­за­ции защиты при ава­рий­ной раз­гер­мети­за­ции первого контура, а также при разрыве мно­го­чи­с­лен­ных импуль­с­ных трубок, сое­ди­ня­ю­щих первый контур с кон­трольно-изме­ри­тель­ными при­бо­рами. К авариям вели и невы­со­кая надеж­ность обо­ру­до­ва­ния, отсут­ствие авто­ма­ти­за­ции про­цесса упра­в­ле­ния атомной уста­нов­кой, низкая надеж­ность и недо­сто­вер­ность пока­за­ний кон­трольно-изме­ри­тель­ных при­бо­ров, а также систем упра­в­ле­ния и защиты ядер­ного реак­тора, недо­ста­точно надеж­ная система кон­троля над ядер­ными про­цес­сами, про­ис­хо­дя­щими в реак­торе.

С конца 1980-х годов АПЛ первого поко­ле­ния стали выво­дить из экс­плу­а­та­ции, и к 1996 году все они были выве­дены из состава ВМФ России.

---

Фотогалерея‍3