К сожалению, сегодня на нашем флоте не осталось ни одного боевого или опытового корабля с АЭУ на ЖМТ.
ГЛАВА 2.
Атомная опытовая подводная лодка К-27 (проект 645)
В октябре месяце 1955 года Совет Министров СССР принял Постановление о разработке опытной атомной лодки проекта 645 с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ).
Внешне АПЛ К-27 (проект 645) сохранила фамильное родство с первой атомной лодкой К-3 ("Ленинский комсомол") и фактически являлась ее глубокой модификацией. Помимо нового "атомного сердца", корабль получил лёгкий корпус из новой маломагнитной стали, "обшитой" звукопоглощающим резинокордным покрытием. Это позволило значительно уменьшить массу размагничивающего устройства, и вдвое сократить количество отверстий в прочном корпусе. Из той же маломагнитной стали были выполнены и балластные цистерны. Кроме того, на корабле была изменена компоновка отсеков, что привело к лучшей центровке корабля. Вместо вспомогательной дизель-электрической установки, на корабле были установлены автономные турбогенераторы, позволявшие АПЛ длительное время идти под гребными электродвигателями (в случае выхода из строя обоих ГТЗА). Даже при сохранении исходного проекта 627А, на базе которого создавался новая АПЛ водоизмещение корабля снизилось почти на 400 тонн.
Главным конструктором лодки стал А.К. Назаров, которого в СКБ-143 пригласил начальник бюро и главный конструктор "Ленинского комсомола" В.И. Перегудов, курировавший работы по подводной лодке с жидкометаллической атомной энергетической установкой (АЭУ) на начальном этапе работ с 1952-1955 гг. Главным наблюдающим по К-27 была А.Н. Донченко – инженер-капитан 1 ранга, единственная женщина, занимавшая когда-либо подобную должность.
Разработка технического проекта атомной лодки К-27 завершилась в 1956 г. По своим тактико-техническим элементам АПЛ пр. 645 была близка к серийным лодкам пр. 627А. Следует отметить, она не уступала и американской атомной ПЛ "Сивульф", а по скорости хода и глубине погружения превосходила ее.
Тактико-технические элементы Опытная атомная ПЛ К-27 СССР, 1963 г. Атомная ПЛ "Сивульф" США, 1957г.
Длина наибольшая, м. 109,8 103,2
Ширина наибольшая, м. 8,3 9,1
Осадка средняя, м. 5,83 6,5
Водоизмещение, м3:
Нормальное 3414 3475
Полное подводное 5078 4700
Запас плавучести, % 26 18
Рабочая глубина погружения, м. 300 210
Скорость хода, уз.:
Надводного 15 20
Полного подводного 29
При сдаче ПЛ была достигнута скорость 30.2 уз. 22
Энергетическая установка:
Тип ВТ 3-2G
Теплоноситель Сплав Pb-Bi Натрий Na
Мощность на валу, л.с. 2х17500 2х7500
Автономность, сут. 50 60
Экипаж 105 105
Вооружение
Торпедные аппараты калибра 533мм., ед. 8 6
Боекомплект торпед калибра 533мм., ед. 20 24
В течение следующего 1957 г. ОКБ-143 разработало рабочие чертежи ПЛ, а в 1958 г. выпустило техническую документацию по проекту (кораблестроительные расчеты, инструкции по эксплуатации и т.д.), что позволило в сентябре 1957 г. приступить к строительству корабля на заводе №402 в том же цехе №42, что и ПЛ проектов 627 и 627А. Главным строителем корабля был А.А. Овчинников. Схема АПЛ проекта 645
Официальная церемония закладки будущей К-27 состоялась 15 июня 1958 г. Первоначально намечалось сдать ПЛ флоту уже в конце 1960 года, но из-за технических причин сроки срывались. Задерживались поставки ряда механизмов, которые дорабатывали по ходу строительства лодки. Они поступали с опозданием на 6-10 месяцев.
Поставка оборудования атомной энергетической установки была завершена лишь в начале 1962 г. В результате, официальный спуск на воду опытовой атомной лодки К-27 состоялся лишь 1 апреля 1962 г.
Надо отметить, что энергоустановке с ЖМТ, из-за которой сроки строительства корабля переносились, были присущи и недостатки:
– жидкометаллический теплоноситель (сплав "свинец-висмут") плохо переносит контакт с водой. Он подвержен окислению с образованием твердых окислов, которые в процессе работы атомного реактора могут уменьшить расход сплава через каналы реактора или закупорить их вообще. Последнее обстоятельство может привести к повышению температуры стенки оболочки ТВЭлов до критического значения и их разгерметизации (разрушению); частицы радиоактивного топлива в этом случае попадут в 1 контур, повысив радиоактивность сплава выше предельных значений. Этот недостаток реактора с ЖМТ потребовал от конструкторов создать в составе энергоустановки систему герметизации 1 контура с помощью инертного газа, а также предусмотреть в процессе эксплуатации, систему регенерации сплава для очистки его от твердых окислов. Кроме того, перегрузочное устройство реактора по этой причине стало представлять из себя дорогостоящее и сложное инженерное сооружение;
– большой вес сплава и его относительно высокая стоимость по сравнению с бидистиллятом в водо-водяных реакторах;
– первый контур должен быть постоянно разогретым для поддержания сплава в жидком состоянии. Этим усложняется обслуживание энергоустановки при нахождении корабля в базе. Необходимо постоянно держать атомный реактор в действии на небольшой мощности или же иметь береговое обеспечение, способное подавать на корабль водяной пар для обогрева трубопроводов и теплообменных аппаратов 1 контура. Все это усложняет конструкцию реакторной установки, удорожает береговое обеспечение и затрудняет обслуживание и базирование ПЛА в необорудованных гаванях, что особенно сказывается в военное время.
Вместе с тем, несмотря на неудачный опыт американских ученых, в СССР не прекратили работы по созданию атомных лодок с реакторами на жидкометаллической теплоносителе.
Пару слов об американском "конкуренте". В мае 1955 г. в Вест-Милтоне (штат Нью-Йорк) в США вступил в действие наземный прототип корабельного реактора на промежуточных нейтронах с натриевым теплоносителем "Марк А". А в январе 1957 г. через два года после "Наутилуса" в Гротоне (штат Коннектикут) на верфи фирмы "Дженерал Дайнемикс Корпорейшн" начались испытания второй атомной ПЛ ВМС США "Сивульф" (58М-575) с ППУ типа 5-20. работавшей на жидком натрии. Однако большие термические напряжения в трубной системе парогенераторов и коррозионное воздействие натрия на сталь привели к образованию трещин в трубных досках пароперегревателя и испарителя. Пароперегреватель пришлось отключить. В итоге мощность АЭУ снизилась на 20%, и ПЛ смогла развить лишь 80% от расчетной скорости хода. Затем из-за потери плотности трубок 1 контура и разрыва трубок II контура на ПЛ произошла утечка радиоактивного натрия, приведшая к человеческим жертвам. Тем не менее, на первом этапе своей службы "Сивульф" с натриевым реактором прошел 7161 милю (из них 5711 – под водой). В декабре 1958 г. жидкометаллическую ППУ заменили водо-водяной. На этом, американская жидкометаллическая эпопея окончилась. Механический перенос теплоносителя, применяемого на наземных реакторах в море, и не мог дать никаких положительных результатов. Лейпунский – отец ЖМТ
История создания отечественных АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе ведет отсчет с сентября 1952 г., когда по решению правительства СССР началось проектирование первой отечественной атомной подлодки (Судостроение, 1995. № 7). В качестве основного тогда был выбран вариант водо-водяиой АЭУ, но работы но корабельному реактору с ЖМТ не прекратили. Их осуществлял Физико-энергетический институт (ФЭИ) под научным руководством академика Академии паук Украинской ССР А. И. Лейпунского. Непосредственную разработку жидкометаллической ППУ, получившей обозначение ВТ, вело ОКБ "Гидропресс" Подольского машиностроительного завода им. Орджоникидзе под руководством главного конструктора Б.М. Шолковича.
В качестве теплоносителя отечественные физики выбрали эвтектический сплав свинец-висмут, который, хотя и уступал натрию но теплофизическим свойствам, но был значительно химически менее активен и опасен в случае аварии. Таким образом, удалось избежать ряда проблем, с которыми столкнулись американцы, сделавшие ставку на теплоноситель из щелочных металлов.
После спуска К-27 на воду, в мае начались швартовые испытания по проверке систем, механизмов и вооружения корабля.
Параллельно велись работы по приготовлению и вводу в действие АЭУ корабля. Кульминация этого этапа наступила в начале декабря, когда установки приняли сплав, приготовленный и доведенный до необходимых кондиции на заводе № 402. После этого начался весьма ответственный период эксплуатации ППУ – принятый сплав требовал поддержания в разогретом состоянии и готовности к работе вспомогательных механизмов АЭУ.
Вскоре были осуществлены физические пуски обоих реакторов. С первых дней нового 1963г. начались испытания главной энергетической установки, проводившиеся испытательной партией, ядро которой составили специалисты СКБ-143. При этом они непосредственно выполняли функции сдаточных операторов АЭУ и вспомогательных систем. Швартовые испытания К-27
