Ссылка на полный текст: История создания первой отечественной атомной подводной лодки — Издания — Электронная библиотека «История Росатома»
Навигация:
Начало работ в СССР по атомным подводным лодкам
Техническое задание
Проблема 1: в стране не существовали водо-водяные критические сборки и методики их расчёта
Проблема 2: организация эффективной радиационной защиты
Проблема 3: термические напряжения и радиационное охрупчивание материалов
Проблема 4: организации постоянного контроля за радиационной обстановкой на АПЛ
Проблема 5: отсутствие опыта разработки ТВЭЛов
Эскизный проект паропроизводящей установки
Парогенераторы
Проблема 6: компенсация изменения длин трубопроводов
Строительство наземного стенда в Обнинске
Железоводная защита стенда
Насосы первого контура
Монтаж оборудования наземного стенда
Первая кампания работы стендовой ЯЭУ
Проверка условий обитаемости
Выбор завода для строительства первой АПЛ
Загрузка топлива
Первые выходы атомохода в море
Пятый выход в море
В 1950 гг. в ИФП АН СССР под руководством А.П. Александрова выполняется работа по определению возможности (в первую очередь, по массогабаритным характеристикам) размещения ядерной установки на подводной лодке. Предлагалась по современной классификации двухконтурная паропроизводящая установка с реактором, охлаждаемым гелием, тепловой мощностью 40 МВт.
По оценкам авторов, реакторная установка весила 360 т и вписывалась в подводную лодку с диаметром прочного корпуса 6,6 м. В НИИхиммаш разработчике первых в стране промышленных реакторов “А” и “АИ” — под руководством Н.А.Доллежаля группой П.И.Алещенкова в 1949 г.— начале 1950 г. прорабатывается энергоустановка для подводной лодки на базе апробированного в указанных выше проектах типа аппарата — канального с обогащенным ураном, водяным теплоносителем и графитовым замедлителем тепловой мощностью 150 МВт. Необходимые при проработках физические характеристики определялись в ЛИП АН СССР.Интенсивные проработки ядерной энергоустановки для подводной лодки осуществлялись в эти же годы и руководимой А.И.Лейпунским группой сотрудников Лаборатории “В” вместе с конструкторами ОКБ “Гидропресс” во главе с Б.М. Шолковичем. Ими развивались идеи использования реактора на промежуточных нейтронах со свинцововисмутовым теплоносителем, обеспечивавшим благодаря своим свойствам возможность резкого уменьшения давления в первом контуре и существенного повышения температуры пара во втором.
Другая группа сотрудников Лаборатории “В” во главе с Д.И. Блохинцевым прорабатывала схему канального охлаждаемого водой реактора, но с более эффективным, чем графит, бериллиевым замедлителем и отражателем из окиси бериллия, что позволяло уменьшить размеры реактора. Данная схема была впоследствии использована (под индексом “БМ”) наряду со схемой водо-водяного реактора (индекс “ВМ”) на этапах предэскизного и эскизного проектирования ППУ первой АПЛ. Хотя указанные выше проработки вплоть до последних месяцев 1952 г. велись только реакторщиками, без участия специалистов бюро-проектантов кораблей, тем не менее во всех работах прослеживается понимание важности минимизации массогабаритных характеристик ядерных энергоустановок
Наконец, после рассмотрения в феврале 1950 г. в ПГУ материалов упоминавшегося выше предварительного проекта установки с канальным уран-графитовым реактором принимается решение о разработке технического проекта опытной установки и этого типа мощностью на валу турбины 5 МВт (индекс проекта “AM”). Все опытные реакторные установки предполагалось соорудить на территории Лаборатории “В”. По поручению Спецкомитета соответствующий проект постановления вносится И.В. Курчатовым и Б.Л. Ванниковым на рассмотрение в правительство.
16 мая и 29 июля 1950 г. выходят взаимодополняющие Постановления СМ СССР о научно-исследовательских, проектных и экспериментальных работах по использованию атомной энергии и мерах по их выполнению. Научно-техническое и организационное руководство этими работами возлагается на ПГУ, H.A. Доллежаль назначается руководителем разработок новых типов энергетических и силовых атомных установок, а Д.И. Блохинцев его заместителем по физическим вопросам, утверждается план работ по опытным установкам. Из них удалось соорудить и ввести в действие в июне 1954 г. только одну — установку AM, ставшую основой первой в мире опытно-промышленной АЭС. Достаточно широкие по охвату возможных вариантов ЯЭУ поисковые работы позволяли ставить вопрос о начале проектирования атомной подводной лодки.
Повторное обращение И.В. Курчатова, А.П. Александрова и H.A. Доллежаля в правительство (1952 г.) В.А. Малышевым было энергично поддержано, и 09.09.1952 г. за подписью И.В.Сталина выходит Постановление СМ СССР № 4098-1616 о проектировании и строительстве объекта № 627 — первой в СССР атомной подводной лодки. Проектирование установки Выход постановления правительства существенно активизировал поисковые научные и конструкторские работы, придал им упорядоченный характер, создал организационную базу как по формированию необходимой кооперации участников проекта и определению сфер их ответственности, так и по последовательности и срокам выполнения его этапов.
Назначаются: научный руководитель работ по созданию АПЛ А.П. Александров, его заместитель по физическим расчетам и исследованиям Д.И. Блохинцев, главный конструктор энергоустановки H.A. Доллежаль, главный конструктор АПЛ В.Н. Перегудов. Руководство проектными и научно-исследовательскими работами в целом по АПЛ возлагается на ПГУ, при НТС которого создается специальная секция № 8. Признается необходимым организация специального Научно-исследовательского института № 8 (НИИ-8) для выполнения проектных, опытных и научно-исследовательских работ по созданию комплексной энергосиловой установки для АПЛ. Директором НИИ-8 назначается Н.А.Доллежаль.
Принимается принципиальное решение о необходимости сооружения и проведения испытаний опытного энергетического агрегата (т.е. наземного стенда ЯЭУ) в Лаборатории “В”. Постановлением задаются и некоторые важные характеристики будущей АПЛ — глубина погружения (200-300 м) и скорость движения под водой (20-25 уз), длительность нахождения в погруженном состоянии (30-60 сут). Необходимо отметить, что по своим значениям они во много раз превосходили соответствующие характеристики подводных лодок с традиционной энергетикой.
В короткий срок после выхода постановления правительства на основе анализа результатов ранее выполненных проработок и заданных характеристик корабля В.Н.Перегудовым, Н.А.Доллежалем и Г.А.Гасановым (руководителем СКБК-189) при активнейшем участии И.В.Курчатова и А.П.Александрова совместно определяются необходимые для разработки ЯЭУ основные исходные данные — мощность, продолжительность и режимы работы установки, условия размещения ее на подводной лодке, массогабаритные ограничения и др. Устанавливается, что ЯЭУ будет двухвальной и двухреакторной, с водяным теплоносителем в первом контуре и паровым циклом во втором. Электроснабжение собственно установки и корабля в целом должно обеспечиваться двумя “навешенными” генераторами (приводимыми во вращение от одной из ступеней редуктора главного турбозубчатого агрегата) и резервироваться дизель-генератором и аккумуляторной батареей.
Выработка этих принципиальных положений шла непросто, зачастую в острых столкновениях различных взглядов, что было естественным — ведь проектировалась совершенно новая для подводных лодок энергетика, и многие привычные решения должны были пересматриваться. Тем не менее, благодаря общей заинтересованности, необходимые компромиссы находились и тут же поступали на более детальную проработку к конструкторам. Одновременно по мере определения самых предварительных требований к основному оборудованию ЯЭУ к работам привлекались организации-соисполнители. Главными из них на этом этапе были СКБК-189 — разработка парогенераторов (главный конструктор Г.А.Гасанов), ОКБ Ленинградского Кировского завода - циркуляционных электронасосов первого контура (главный конструктор Н.М.Синев), другое КБ того же завода — паротурбинной установки (главный конструктор М.А.Казак).
По установившемуся в те годы порядку разработка проектов (особенно их первых стадий) ядерных установок осуществлялась по техническим заданиям научного руководства. По ЯЭУ первой АПЛ такими заданиями для конструкторов НИИ-8 явились проектные предложения ЛИП АН СССР по двум вариантам установок: на основе канального реактора с графитовым замедлителем (типа реактора “АМ” первой в мире АЭС) и корпусного реактора с водяным замедлителем (индекс “ВМ”) - совершенно нового для отечественного реакторостроения типа. Параметры генерируемого в реакторной установке пара на стыке с ПТУ были одинаковы, что позволяло использовать в ЯЭУ один и тот же турбоагрегат. Однако уже первые совместные с проектантами АПЛ проработки показали бесперспективность применения на лодке уран-графитового реактора из-за его чрезмерно больших массогабаритных характеристик и относительно высокой загрузки урана-235. Вместо него, по предложению специалистов Лаборатории “В”, были начаты разработки варианта установки с уже упоминавшимся реактором под индексом “БМ”.
Предэскизные проекты ЯЭУ (с обоими вариантами реакторов) и самой АПЛ разрабатывались в конце 1952 г. — начале 1953 г. в Москве специалистами НИИ-8, ЛИП АН СССР, СКБК-189 и СКБ-143 и оформлялись в январе 1953 г. в НИИхиммаш. В проекте ЯЭУ рассматриваются вопросы выбора схемы и параметров установки, включая ее паротурбинную часть (ее прорабатывали инженеры ОКБ ЛКЗ и СКБ-143), структуры и материалов зашиты от излучений, компоновки оборудования и систем в отсеках АПЛ. Большое внимание уделяется оценке параметров теплоносителя первого контура — I 7 давления, температур на входе и выходе из реактора, расхода воды через активную зону. Выбор их значений был связан главным образом с необходимостью обеспечить как приемлемую тепловую эффективность энергоустановки при требуемой мощности на гребных винтах АПЛ, так и предсказуемость в диапазоне проектных режимов работы установки изменений нейтронно-физических характеристик реакторов и, следовательно, возможность контролировать и управлять ими.
Уже при выполнении предэскизных проработок выявился ряд крупных научноинженерных проблем, без решения которых не представлялась возможной практическая реализация идей о создании реакторной установки как основы энергетики подводной лодки. Первой из этих проблем, определявшей, по существу, идеологию и конструкцию водо-водяного реактора (а именно с АПЛ проекта 627 началось широкое применение этого типа аппарата в транспортной энергетике, а затем и на АЭС), была “физика”, т.е. выбор и обоснование комплекса необходимых нейтронно-физических качеств его активной зоны. К началу 1953 г., в отличие от положения с уран-графитовыми и тяжеловодными аппаратами, в стране не существовали водо-водяные критические сборки, фактически отсутствовали и какие-либо методики их расчета при том, что были очевидными существенные отличия замедляющих свойств водорода от свойств других элементов. Поэтому с февраля 1953 г. по инициативе А.П.Александрова первый в стране водоводяной физический стенд начинает сооружаться на газовом заводе в ЛИП АН СССР.
Поставка физических макетов твэлов для него (со стальными оболочками диаметром 6 мм и засыпкой урановой крошкой) для формирования макетов ТВС осуществляется заводом № 12. Стенд создается с возможностями достаточно широкого изменения шага регулярного размещения тепловыделяющих сборок, разборки отражателя, небольшого нагрева воды. Проведенные на стенде, получившем название ФВР, эксперименты (июнь-ноябрь 1953 г.), данные их обработки и теоретического осмысления позволили в первом приближении получить зависимости критических масс от шагов размещения твэлов и ТВС, определить величины оптимальных шагов, установить сильное влияние “нарушений” регулярности из-за размещения органов управления реактивностью, выявить заметный температурный эффект даже при малом (до 80 °С) нагреве воды, допускавшемся конструкцией и системами стенда. Для определения этой важнейшей для реактора характеристики при принятых в проекте рабочих температурах теплоносителя го было реализовано оригинальное предложение об использовании в ряде экспериментов на ФВР в качестве замедлителя нейтронов сахарного песка, содержащего близкое к расчетному (при рабочих температурах) количество атомов водорода.
Необходимо отметить, что получаемые на физическом стенде экспериментальные данные иногда сильно отличались от существовавших общетеоретических представлений о тех или иных характеристиках активной зоны. Физикам ЛИП АН СССР, работавшим под руководством С.М. Фейнберга и Г.А. Бать и создававшим первую в стране методику их расчета, приходилось проявлять много изобретательности для поиска путей корреляции этих данных, постановки задач на дополнительные эксперименты, осмысления их результатов. К этому надо добавить, что математический аппарат в то время ограничивался весьма скромными возможностями логарифмических линеек, простейших электромеханических арифмометров и таблиц специальных функций. И тем не менее в короткий срок удалось создать аппроксимационную полуэмпирическую методику для водо-водяных реакторов. С ее помощью без крупных ошибок не только рассчитывались различные варианты загрузки и обогащения ядерного топлива, но и изучались изменения реактивности в процессе работы аппарата, способы и условия ее компенсации и регулирования при маневрировании мощностью, проблемы “отравления” реактора и вывода его из “йодной ямы”, распределения энерговыделений, влияние на них вертикальных перемещений главного компенсирующего органа — массивной стальной решетки и т.п. Этим ключевым вопросам в 1953-1954 гг. было посвящено большое число расчетных исследований. Подкрепленные данными экспериментов, они позволили определить загрузку ураном и оценить другие характеристики первой активной зоны реактора наземного стенда ЯЭУ.
... пути решения другой сложной проблемы — организации эффективной радиационной защиты установки. Уже первые проработки в НИИ-8 показали, что ее доля в общей массе ППУ может достигать 60-70%, и от рационального построения защиты, выбора ее элементов и компоновки зависит сама возможность использования ядерного реактора в качестве источника энергии на подводной лодке. Значимость проблемы потребовала более глубокого осмысления выполняемых защитой задач по обеспечению безопасности экипажа на корабле и условий базирования АПЛ, по исключению возможности обнаружения лодки по радиационному следу и т.п. Результаты анализа комплекса этих задач и поиска направлений их решения определили выбор основных принципов формирования радиационной зашиты в ходе начальных этапов проектирования ЯЭУ, выполненных совместными усилиями сотрудников ЛИП АН, НИИ-8 и СКБ-143: обеспечение полной защиты от излучений только в осевых направлениях (в нос и корму), зашита более активного оборудования менее активным, использование различных защитных материалов (сталь, вода, карбид бора, свинец).
Важнейшую роль в обосновании этих принципов сыграли специалисты Лаборатории “В” под руководством С.Г. Цыпина, предложившие первые методы расчетных оценок зашиты, а также организовавшие ряд стендовых исследований с различными источниками излучений. Однако выполнение достоверных расчетов наталкивалось на отсутствие данных по механизму прохождения излучений через большие толщины защитных материалов, по многим физическим константам, вторичным излучениям, вкладу рассеянного излучения (а в условиях неполной (“теневой”) защиты этот вклад в дозу за защитой мог оказаться определяющим) и т.д. Имевшиеся в то время источники излучения — природные и на основе ускорителей заряженных частиц — не “пробивали” проектируемые толщины защиты даже на пределе чувствительности анализирующей аппаратуры.
В этой ситуации по решению И.В.Курчатова и А.П.Александрова (март г.) в ЛИП АН СССР сооружается реактор ВВР-2 небольшой мощности для проведения исследований по защите. Уже в1954 г. (в ходе выполнения технического проекта ППУ) на этом реакторе сотрудниками ЛИП АН СССР, Лаборатории “В” и НИИ-8 были получены основополагающие экспериментальные данные (для однородных слоев защитных материалов и сложных композиций) на макетах, в которых имитировалась по разным направлениям реальная компоновка оборудования и материалов защиты в реакторном отсеке АПЛ. Расчеты рассеянного излучения уточнялись по экспериментам в Лаборатории «В» на водяном баке, куда вводился пучок быстрых нейтронов, полученных с помощью ускорителя.
... биологической защиты тесно связаны вопросы обеспечения допустимого облучения материалов оборудования установки и, в первую очередь, работающего под высоким давлением корпуса реактора. Для него одними из наиболее опасных факторов являются термические напряжения, обусловленные неравномерностью по толщине его элементов внутренних тепловыделений и соответственно температурных полей, определяемых воздействием нейтронов и у-квантов, а также радиационное охрупчивание материала в процессе работы реактора. Если механизмы возникновения охрупчивания и меры предотвращения связанных с ним опасных последствий были выявлены значительно позднее, при существенно увеличившихся для последующих поколений реакторных установок сроках их службы, то самые первые расчетные оценки термических напряжений в корпусе реактора были сделаны сотрудниками ЛИП АН СССР уже в начале 1953 г. Тогда же была определена и необходимая толщина защитных экранов из аустенитной стали, которые при разработке реактора в НИИ-8 стали органической частью конструкции внутриреакторных устройств.
Главная трудность этой задачи заключалась в том, что в стране к началу проектирования ядерной установки и самой лодки для измерения интенсивности радиоактивных излучений не было соответствующих систем и приборов, удовлетворявших специфике их применения на корабле. В первой половине 1954 г. усилиями специалистов ЛИП АН СССР и Лаборатории “В” готовится пакет технических заданий на разработку систем дозиметрии для АПЛ и наземного стенда ЯЭУ, стационарно размещаемых и переносных приборов для замеров нейтронного и у-излучений, а- и р-активности (рук и одежды), газовой активности. Сами дозиметры изготавливаются в основном в ЛИП АН СССР, и ими были оснащены полностью наземный стенд и в большой степени АПЛ. Одновременно впервые для транспортных установок разрабатываются и системы технологической дозиметрии, предназначенные для обнаружения по у-активности воды нарушений герметичности оболочек твэлов и плотности теплопередаюших труб парогенератора. О судьбе первой из этих систем будет сказано ниже, вторая система с датчиками, измеряющими активность пара (за парогенераторами) и питательной воды (за конденсатором турбины), оказалась вполне работоспособной и с небольшими изменениями первоначальных идей и технических решений успешно эксплуатируется на АПЛ и надводных атомоходах.
Значимость выполнения разработок и исследований по твэлам наряду с работами по ЯЭУ и АПЛ, специально подчеркнута уже в основополагающем постановлении правительства от 09.09.1952 г. № 4098-1616. В феврале 1953 г. В.В. Гончаровым (ЛИП АН СССР) вносится предложение о переоборудовании петли “ПВ” исследовательского реактора “МР” для испытаний твэлов будущего реактора АПЛ. Предложение, поддержанное И.В. Курчатовым и Д.И. Блохинцевым, в короткий срок было реализовано — к середине 1954 г. в петле с принятыми для будущей установки температурой нагрева и давлением теплоносителя первого контура были получены первые результаты. Исследовались стержневые твэлы со стальной оболочкой (вначале с диаметром 6, а затем 5 мм) и разными вариантами топливных композиций (уран-магниевая керамика, спеченная двуокись урана и др.), предложенными ВИАМ, НИИ-9 и ЛИП АН СССР. Одновременно поданным теплотехнических расчетов и теплогидравлических экспериментов велся интенсивный поиск оптимальной геометрии твэлов и их размещения в ТВС.
Проведенные работы позволили в августе 1954 г. выдать заводу № 12 технические условия на изготовление двух комплектов твэлов с топливной композицией в виде двуокиси урана с обогащением 6 %, предложенной НИИ-9. Один из комплектов (активная зона “ВМ”) позднее стал первой загрузкой реактора наземного стенда, а другой — одного из реакторов АПЛ. Второй реактор лодки был загружен твэлами также разработки НИИ-9 (активная зона “ВМ-А”), но измененной конструкции с несколько увеличенной по сравнению с зоной “ВМ” поверхностью теплосъема и уменьшенной неравномерностью тепловыделения. При сохранении диаметра оболочки твэла 6 мм и той же топливной композиции, что и в зоне “ВМ”, в зоне “ВМ-А” она использовалась в виде прессованных и спеченных таблеток с обогащением 5,5 %, а вместо короткостержневых свинчиваемых по высоте зоны твэлов удалось изготовить твэлы полной длины. Как видно из дальнейшего изложения, показатели работоспособности первых отечественных корабельных твэлов в жестких режимах эксплуатации оказались явно недостаточными. Заметим, кстати, что по появившимся позднее публикациям аналогичные трудности были характерны для первого периода становления и зарубежного транспортного реакторостроения.
Эскизный проект ППУ выпускается также применительно к двум вариантам реакторов (“БМ” и “ВМ”) в сентябре 1953 г. Он разрабатывается в НИИ-8 под непосредственным руководством П.А.Деленса (начальника отдела, а позднее заместителя директора НИИ-8) сотрудниками института совместно со специалистами ЛИП АН СССР. В НИИ-8 формируются технологические схемы установки и ее контуров, выполняются конструкторские разработки, тепловые, гидравлические и прочностные расчеты реакторов, оборудования систем расхолаживания, компенсации давления теплоносителя первого контура, его очистки, трубопроводов, проектируется биологическая защита оборудования и отсека и т.д.
В схеме первого контура предусматривается возможность работы главного циркуляционного насоса установки одного борта на установку другого. В состав ППУ вводятся третий и четвертый контуры. Назначение третьего контура — отводить тепло от исполнительных механизмов СУЗ реактора, ионизационных камер, а также охлаждать воду в баках вокруг реакторов и расположенные за баками металлические плиты. Примечательно, что тепло от третьего контура должно было передаваться питательной воде второго контура.
Четвертый контур (забортной воды) предназначался для отвода тепла в теплообменниках расхолаживания, воздухоохладителях в реакторных выгородках, токопреобразователях электронасосов первого контура и некоторых других устройствах.
Для конструкции реактора, как и на предыдущей стадии проектирования, характерно использование фильдовской схемы движения воды через тепловыделяющую сборку с трубчатыми (в варианте “БМ”) и стержневыми (в варианте “ВМ”) твэлами, размещение большого числа труб системы контроля герметичности оболочек твэлов, организация крепления и уплотнения технологических каналов в крышке аппарата. Корпус реактора — из углеродистой стали и защищен от коррозии изнутри рубашкой из аустенитной стали. Рассматриваются два варианта его днища: плоское и эллиптическое. Опорные конструкции для реакторов (они разрабатывались вместе с сотрудниками СКБ-143) образуют заполняемые водой прочные и жесткие подреакторные цистерны. На них размещаются водяные баки («постаменты» реакторов), составляющие вместе с навешенными на наружные стенки баков металлическими плитами большой толщины первичную радиационную защиту вокруг реакторов. К постаментам крепятся также герметичные выгородки надреакторных помещений.
... эскизном проекте ППУ впервые представлены и разработки комплекса механизмов и устройств для замены технологических каналов при обнаружении в них нарушений целостности оболочек твэлов. Предполагалось, что такая замена могла быть произведена даже во время похода АПЛ, естественно, после остановки реактора и снятия давления в первом контуре. Комплекс на каждом из реакторов включал размещенную над его крышкой плиту с поворотным кругом (в нем имелся наводимый на координаты каждого канала и закрытый съемными пробками проем, через который и производилась замена), подвижную таль для выема и установки пробок, перемещаемую внутри герметичной выгородки перегрузочную машину с защитным контейнером, хранилище “свежих” и извлекаемых из реактора каналов. Позднее, уже на этапе технического проектирования в комплекс были включены два закрепляемых на комингсах дверей выгородки специальных скафандра для работы операторов внутри выгородки при замене каналов. Небезынтересно отметить, что, разрабатывая проект комплекса, инженеры НИИ-8 с целью сокращения размеров перегрузочной машины впервые предложили использовать в качестве материала защиты ее контейнера отвальный металлический уран. Сам же проект явился, по существу, своего рода прообразом конструкций будущих устройств такого рода на АЭС.
СКБК-189 после многовариантных поисков представило расчетно обоснованную конструкцию прямоточных парогенераторов из восьми цилиндрических камер (на один реактор), объединенных, в отличие от предэскизного проекта, в две секции (позднее число секций каждого ПГ было увеличено до четырех). Камеры удалось разместить побортно в достаточно малом по объему и неудобном по форме пространстве между окружающей реакторы защитой и прочным корпусом АПЛ. Для отключения секций парогенератора по первому контуру предусматриваются оригинальные, специально разработанные в ЦКБА задвижки — бессальниковые затворы с электропневмогидрав- лической системой дистанционного управления.
Парогенераторы изготовлял Балтийский завод по документации СКБК-189. Эти составные части ППУ были одними из немногих, тепловые и гидравлические характеристики которых удалось проверить еше до начала работы наземного стенда на опытном образце цилиндрической камеры парогенератора при испытаниях ее в СКБК. К сожалению, испытания, подтвердив правильность конструкторских решений, были кратковременными и проводились с использованием во втором контуре очищенной котловой воды. Естественно, что они не позволили уже на данном этапе выявить принесшую впоследствии много неприятностей органическую “болезнь” высоконапряженных трубных поверхностей, изготовленных из аустенитной стали — их достаточно быструю (через 700-800 ч эксплуатации) коррозионную повреждаемость в присутствии кислорода и хлоридов, попадающих при работе ППУ во второй контур из забортной воды, например, при необнаруживаемых неплотностях конденсатора турбины.
В июле 1953 г. постановлением СМ СССР № 1987-814 определяются объем и сроки выполнения научно-исследовательских, опытно-конструкторских и проектных работ по созданию опытной АПЛ проекта 627. Этим же постановлением подтверждается и конкретизируется ранее принятое решение о сооружении в Лаборатории “В” наземного стенда ядерной энергетической установки корабля — стенда 27 А (позднее он получил индекс “27 ВМ”). Основные задачи стенда — проверка работоспособности установки и ее элементов, удобства обслуживания и ремонтов, условий обитаемости в энергоотсеках, а также з г _ подготовка экипажей АПЛ. В процессе испытаний стендовой ЯЭУ предусматривалось отработать технологическую схему установки и взаимодействие входящих в нее систем, в том числе систем контроля, управления, регулирования и защиты, на различных режимах работы вплоть до получения номинальной мощности на выходном валу ГТЗА, уточнить тепловые и гидравлические характеристики всего оборудования ЯЭУ, а также физические характеристики реактора, проверить эффективность биологической защиты, выявить особенности эксплуатации установки, определить ресурсные возможности ее составных частей. Кроме того, планировалось отработать операции перегрузки активной зоны реактора, определить условия проведения осмотров и ремонтов оборудования, трубопроводов и др. устройств, получить экспериментальные данные по другим вопросам, связанным с постройкой и эксплуатацией опытных и серийных АПЛ.
Исходя из задач стенда, на нем были воспроизведены реакторный и турбинный (соответственно 5-й и 6-й) отсеки АПЛ с размещенными в них на штатных местах оборудованием, механизмами, трубопроводами, приборами систем ЯЭУ правого борта лодки. Управлялась энергоустановка также штатной системой с центрального пульта. Мощность с линии гребного вала снималась гидротормозом, имевшим сходные с гребным винтом характеристики. В здании стенда были предусмотрены хранилища для “свежих” и отработавших технологических каналов, мостовые краны с защищенными от радиоактивных излучений кабинами управления, к зданию вели железнодорожные пути.
В июле 1955 г. завершились основные строительные работы по зданию и вспомогательным сооружениям стенда, по установке в здании изготовленных заводом № 402 корпусов энергетических отсеков и внутрикорпусных конструкций, и стенд был готов к приему оборудования ЯЭУ для его монтажа. К этому времени вступили в завершающую фазу и работы по изготовлению тех компонентов ППУ, которые должны были устанавливаться в первую очередь — железоводной защиты, корпуса реактора, камер парогенератора, баллонов компенсатора объема, насосов первого-четвертого контуров, крупной арматуры, а также составных частей ПТУ — конденсатора, турбоагрегата, циркуляционного, питательных и других насосов.
Характерной особенностью изготовления оборудования для стендовой и выпускавшейся практически одновременно с ней корабельной ЯЭУ являлось то, что оно осуществлялось в чрезвычайно сжатые сроки, часто без соблюдения традиционных для военной техники процедур его отработки: сначала экспериментальный, затем опытный и поставочный образцы с проведением заводских и межведомственных испытаний и корректировкой технической документации после каждого этапа.
К концу 1955 г. корпус вместе с другими комплектующими реактор узлами после приемки их специально созданной межведомственной комиссией были отгружены на промплощадку Лаборатории “В”. Первые образцы железоводной зашиты (для наземного стенда и опытной АПЛ), представлявшие собой достаточно объемные конструкции коробчатой формы, заполненные большим количеством листовых экранов, были изготовлены из углеродистой стали. Для предохранения от коррозии многочисленных поверхностей использовалась технология шоопирования — напыления на них защитного слоя цинка. Однако как сама технология, так и методы контроля качества покрытия оказались недостаточно отработанными, что привело уже в процессе испытаний ППУ к массовому отслаиванию цинка и попаданию его в теплоноситель третьего контура установки. Серьезных неприятностей при работе ППУ это не доставляло (теплоноситель очищался в фильтрах контура), тем не менее, уже начиная с головной АПЛ (пр. 627А), углеродистая сталь в железоводной защите была заменена на аустенитную.
По-видимому, это было поспешным и не очень продуманным решением, так как конструкция зашиты из углеродистой стали без особых проблем длительно эксплуатировалась на наземном стенде и опытной АПЛ пр. 627, а использование аустенитной стали на последующих кораблях привело к определенному ухудшению радиационной обстановки при выполнении ремонтных работ в 5-м отсеке из-за повышения вклада наведенной активности, связанного с образованием под действием облучения в аустенитной стали долгоживущего изотопа Со.
Изготовление и поставка главных и вспомогательных циркуляционных бессальниковых электронасосов первого контура осуществлялись Кировским заводом по документации заводского ОКБ. Для работы асинхронных электродвигателей насосов при питании их постоянным током ВНИИЭМ разработал, а завод “Электросила” изготовил необходимые токопреобразователи. Наибольшие трудности при создании насосов вызвали подбор износостойких материалов для подшипниковых пар, обеспечение приемлемых температурных условий их работы при эксплуатационных параметрах теплоносителя, формирование тонкостенной (чтобы значительно не ослаблять магнитные потоки в системе “статор-ротор” электродвигателя) и в то же время герметичной рубашки статора. Не все проблемы удалось качественно решить до поставки первых образцов насосов. Впоследствии их конструкции и технологии изготовления подверглись серьезным усовершенствованиям. Насосы третьего и четвертого контуров ППУ изготовлялись соответственно Щелковским насосным и Сумским машиностроительным заводами по документации ВНИИГМ, а теплообменники третьего-четвертого контуров и расхолаживания — Сумским заводом по документации, разработанной совместно конструкторами НИИ-8 и завода.
Монтаж оборудования и систем стендовой установки был поручен инженерам и рабочим конторы № 6 треста “Спецхиммашмонтаж” под руководством главного инженера треста В.Ф.Гусева. В монтаже принимали участие также представители предприятий-разработчиков и поставщиков. Постоянное авторское сопровождение обеспечивала возглавляемая П.А. Деленсом бригада конструкторов НИИ-8, при необходимости к решениям различных вопросов привлекались другие специалисты института, а также ЛИП АН СССР и СКБ-143. Приемку выполненных работ вел персонал Лаборатории “В” — будущие эксплуатационники во главе с главным инженером Д.М.Овечкиным и руководителями объекта Н.Р.Гурко и Р.В.Егоровым. В монтаже, а затем и в наладке систем принимали участие и члены первых двух экипажей АПЛ, прибывшие в Обнинск для обучения. Работы находились под постоянным контролем А.П.Александрова, Н.А.Доллежаля и Д.И.Блохинцева, а также руководителей Минсредмаша.
Сколько-нибудь значительной отработки приемов проведения подобного рода сложных монтажных работ и, в частности, детальной технологии их выполнения внутри отсеков, оптимальной последовательности отдельных операций, способов и методов контроля, обеспечения чистоты контуров и т.д., практически не существовало. И хотя принципиальная технология и была предварительно намечена, на деле большинство вопросов решалось в процессе работ. С одной стороны, это сказывалось на сроках выполнения монтажа, с другой - уже на этапе сооружения наземного стенда ЯЭУ дало возможность получить ценную информацию для корректировки ряда проектных решений, а также для выработки рациональных приемов монтажа оборудования, наладки и настройки сложных технологических систем и систем управления ППУ и ПТУ. Накапливался опыт, оказавшийся весьма полезным при постройке АПЛ. Так, в частности, при монтаже систем ЯЭУ наземного стенда впервые пришлось столкнуться с необходимостью 100%-ного контроля сварных швов с применением нескольких методов: рентгеноскопии, проверки гелиевым теплоносителем, люминесцентного и др. Такое внимание к сварным соединениям объяснялось тем, что кроме сложностей выполнения требований к тому или иному сварному шву проведение работ было затруднено затесненностью отсеков и труднодоступностью большинства свариваемых стыков.
Другим примером является проведенная также впервые под руководством и при участии специалистов-физиков, рассчитывавших биологическую защиту, ручная укладка всех ее компонентов с тщательной проверкой их состава и структуры, заполнения ими отведенных полостей, заделкой “простреливаемых” шелей и т.д. Получаемая в ходе монтажа информация оперативно анализировалась, и необходимые коррективы вносились в техническую документацию корабельной ЯЭУ. К марту 1956 г. вся материальная часть наземного стенда была подготовлена к действию.
И хотя она была сравнительно короткой, полученные на этом этапе испытаний энергоустановки результаты позволили подтвердить правильность и реализуемость принципиальных технических решений, заложенных в проекте, выявить ряд нерациональных решений, исправить ошибки в конструкциях и технологиях изготовления оборудования и систем, найти пути недопущения их в дальнейшем, определить первоочередные меры по усовершенствованию корабельной ЯЭУ, направленные на повышение ее надежности и ремонтопригодности, улучшение эксплуатационных качеств и условий обслуживания, обеспечение нормальной обитаемости АПЛ. К наиболее значительным из выполненных в этот период или проработанных для дальнейшего осуществления технических решений следует отнести следующие: Выполнение перегрузки сменных элементов активной зоны, в том числе и каналов с потерявшими герметичность твэлами, только в базовых условиях при вскрытом реакторе, что дает возможность отказаться от уплотнения в крышке реактора каждого канала. Одновременно было признано необходимым удалить из реакторной выгородки все механизмы и устройства для замены каналов и их хранилище. Благодаря этому значительно повышается надежность герметизации первого контура и уменьшается затесненность надреакторных помещений.
Упрощение системы первого контура.
Из ее состава были исключены бессальниковые гидрозатворы Ду 150 и Ду80 на всасывающих магистралях главного и вспомогательного насосов контура, расположенные в насосной выгородке, а также установленные там же теплообменники расхолаживания. Более рационально были размещены линии воздухоудаления и дренажа, при этом количество арматуры на этих линиях сократилось. Кроме того, изменилась система подпитки первого контура, из нее были исключены подпиточные емкости, замененные подпиточными насосами, что существенно повысило оперативность работы и надежность этой системы. Замена гидравлических приводов стержней аварийной защиты на электромеханические приводы.
Ненадежность работы гидравлической системы была выявлена вскоре после начала эксплуатации установки. Свою роль при принятии решения об отказе от этой системы сыграло и произошедшее при работе установки внезапное сильное повреждение пучка наружных трубок системы (вблизи от их входа в корпус реактора), начальной причиной которого стало, очевидно, образование свища в одной из трубок, а последствием — большая течь теплоносителя первого контура. Изменение конструкции компенсирующей решетки. Сборку из вертикальных труб рекомендовалось заменить на набор из горизонтальных листов с увеличенными зазорами между кожухами ТВС и стенками отверстий листов, что исключало бы возможность заклиниваний решетки даже в случае появления в процессе работы реактора сравнительно больших (до 3-4 мм) изгибов ТВС. Изменение конструкции баллонов и компоновки трубопроводов системы компенсации объема теплоносителя первого контура. Разделительные сильфоны в баллонах были заменены змеевиками, в которых, хотя и имел место непосредственный контакт газа с теплоносителем, но он ограничивался сечением труб. Новая компоновка трубопроводов обвязки баллонов обеспечивала возможность лучшего доступа к ним и более приемлемые условия для монтажа и ремонта.
Воздух высокого давления в системе был заменен на инертный газ — сначала на аргон (что, как вскоре выяснилось, привело к повышению активности теплоносителя), затем — на гелий (однако утечки этого дефицитного газа оказались слишком большими), а позднее, уже в начале 1960-х годов на азот, оказавшийся наиболее удачным выбором для условий эксплуатации ППУ. Существенная доработка конструкции, технологии изготовления и сборки герметизирующих рубашек электродвигателей циркуляционных насосов первого контура. Нарушения плотности и геометрической формы рубашек приводили как к потере герметичности контура, так и к аварийным остановкам насосов. Указанные технические решения, как и ряд других вытекающих из опыта создания и первого этапа испытаний наземного стенда усовершенствований, удалось реализовать в основном до начала поставки оборудования ЯЭУ первой АПЛ. Этот опыт широко использовался и при подготовке документации для завода-строителя по сборке и монтажу оборудования, трубопроводов, биологической зашиты корабельной энергоустановки, при выработке требований к качеству выполнения всех операций и его проверке. Так, в частности, одним из приоритетных по результатам работ на стенде (к сожалению, не всегда удачным) стало требование о строжайшем соблюдении технологий сварки и контроля сварных соединений. В целом же все это сыграло важную роль при монтаже, наладке, испытаниях и последующей эксплуатации корабельной ЯЭУ.
Проверка условий обитаемости была осуществлена в специально переоборудованной ПЛ “Народоволец”, где небольшая команда добровольцев находилась в практически полной изоляции (имелась только телефонная связь с берегом) в течение 50 сут.
Выбор завода № 402 Министерства судостроительной промышленности (ныне - Севмашпредприятие) для строительства первой АПЛ был не случайным. Сравнительно молодой завод обладал современным производственным оборудованием, прогрессивными технологическими процессами, кадрами, уже получившими значительный опыт создания кораблей, в том числе дизель-электрических подводных лодок. В 1954 г. на предприятии трудились более 16 тыс. человек, в том числе около 11 тыс. рабочих и 2500 инженерно-технических работников. Завод располагал оборудованным полигоном для испытаний построенных кораблей во «внутреннем» Белом море с удобным выходом в просторы Мирового океана.
Цехом-строителем АПЛ был определен (в том числе и в интересах обеспечения режима секретности) расположенный на тогдашней окраине завода недостроенный с довоенных времен цех № 42. Переоборудование цеха (ранее он предназначался для изготовления орудийных башен надводных кораблей), т.е. превращение его в эллинг с жесткой стальной палубой, с наклонными слипами для спуска лодки боковым способом, строительством необходимых гидротехнических и ряда вспомогательных сооружений, в том числе связанных с необходимостью проведения радиационного контроля, осуществлялось одновременно с развертыванием работ по строительству АПЛ на заводе. Поэтому первые секции корпуса лодки и необходимая оснастка начали изготовляться в поперечном пролете механического цеха № 8, где было демонтировано оборудование участка по изготовлению паровых котлов.
Одновременно с началом формирования цеха № 42 создается служба строителей АПЛ во главе с В.И. Вашанцевым, в которой сосредотачиваются все нити управления процессом постройки, координация усилий специалистов завода и предприятий-контрагентов — от обеспечения производства конструкторской и технологической документацией, распределения работ по цехам и участкам, до контроля за получением от поставщиков материалов и комплектующего оборудования.
Учитывая необычный характер предстоящих работ по строительству АПЛ, на заводе создается также специальное конструкторско-технологическое бюро (СКТБ) во главе с В.Н. Козловым. СКТБ было призвано осуществлять проработку (адаптирование) конструкторской документации, поступавшей из различных организаций страны, усовершенствование имевшихся и разработку новых технологий для изготовления корпуса корабля, монтажа систем, механизмов, приборов, в том числе первых технологий, связанных с размещением на корабле ЯЭУ и биологической защиты. В задачи СКТБ входили также разработка документации для изготовления технологической оснастки, необходимой в процессе проведения корпусных сварочных и монтажно-механических работ, а также организация подготовки рабочих по новым для кораблестроения специальностям.
К середине сентября 1957 г. готовность оборудования ППУ обоих бортов позволила произвести загрузку в сухие реакторы ядерного топлива. Эта первая на заводе потенциально опасная работа проводилась 13-14 сентября. Над съемными листами реакторного отсека было сооружено временное укрытие от непогоды в виде домика с подъемной двухскатной крышей. Началом работы послужила приемка старшим военным представителем Н.М. Лазаревым геометрии и целостности технологических каналов реактора, стержней аварийной зашиты и автоматического регулирования. Было проверено функционирование исполнительных механизмов компенсирующих решеток, стержней АР и A3. Загрузка каналов и стержней в ячейки экранных сборок реакторов осуществлялась по картограммам при постоянном контроле физических параметров активных зон и радиационной безопасности. Затем под тем же тщательным контролем были осуществлены заполнение реакторов водой высокой чистоты и вывод их в критическое состояние, т.е. физические пуски обоих аппаратов. Руководил всеми операциями А.П. Александров, а выполняли их специалисты ИАЭ, НИИ-8, заводов №№ 402 и 92, офицеры военной приемки.
После физических пусков реакторов сборка и монтаж трубопроводов и биологической защиты в 5-м отсеке, а также пусконаладочные работы на АПЛ и приемка ее систем и оборудования военными представителями продолжились, плавно переходя в швартовные испытания. Целью этих испытаний для опытного корабля, каким являлась АПЛ, была не только проверка работоспособности оборудования и подтверждение соответствия его характеристик проектным значениям, но и выявление слабых мест в принятых проектных решениях и в качестве реализации этих решений с тем, чтобы вовремя исправить недостатки и не повторить их на последующих кораблях. А такие слабые места, очевидно, были неизбежны в силу новизны большинства конструкций, отсутствия опыта их изготовления, монтажа и эксплуатации. И пусконаладка, и швартовные испытания ПТУ и ЭЭС, проводившиеся при подаче пара с корабля «Леопард» и продолжавшиеся до начала июня 1958 г., дали тому ряд примеров.
В частности, была выявлена необходимость доработки схемы конденсатно-питательной системы и автоматики маневрового устройства ГТЗА. Другим примером является авария ПТУ, произошедшая на завершающем этапе ее испытаний (при частично отключенной защите турбины) во время проверки несложной системы очистки воздуха от паров масла, смазывающего подшипники ГТЗА, когда неожиданно перегорел предохранитель в цепи возбуждения одного из генераторов и прервалось электропитание. Остановились все, в том числе и масляные, насосы ПТУ. Поскольку вручную прекратить подачу пара на ГТЗА удалось только спустя несколько минут, из-за отсутствия смазки подплавились опорные подшипники продолжавших еще некоторое время вращаться роторов турбин и валов редукторов. Ремонт этих механизмов занял около полутора месяцев. Естественно, последовал ряд организационных выводов, а для предотвращения подобных аварий в состав оборудования турбинного отсека был включен резервный масляный насос, постоянно запитанный от аккумуляторной батареи.
Несколько отказов обнаружилось и в общекорабельных системах. Так, были выявлены негерметичность трубных систем пароэжекторных холодильных машин, недопустимый стук клапанов на напоре трюмных помп, несанкционированное открытие клапанов вентиляции ЦГБ и др. Весьма серьезным было эрозионное разрушение трубопроводов систем охлаждения забортной водой, выполненных из красной меди и нержавеющих сталей. В весьма короткие сроки были изготовлены трубы из ранее не применявшегося в судостроении сплава МНЖ-4-4-1, и заводские специалисты произвели замену трубопроводов забортной воды на плаву.
В период проведения швартовных, а затем и ходовых испытаний большое внимание уделялось проверке фактических значений шумовых характеристик корабельного оборудования и акустического поля АПЛ. Замеры производились сотрудниками акустической лаборатории ЦНИИ-45 и специалистами-акустиками завода. По результатам замеров осуществлялись частичная переделка трубопроводов, дополнительная регулировка, а в ряде случаев и замена амортизационных патрубков, индивидуальный подбор амортизаторов виброактивного оборудования.
Ранним утром 4 июля на лодку высадились А.П. Александров с группой сотрудников ИАЭ, и под их наблюдением были пушены реакторы, начался вывод ЯЭУ на мощность. В 10 ч 03 мин заработали ГТЗА, обеспечивая ход лодки в надводном положении. Именно тогда А.П. Александров, постоянно находившийся в пультовой ГЭУ, сделал ставшую теперь исторической запись в вахтенном журнале пульта: «Впервые в стране на турбину без угля и мазута был подан пар». Было совершено и первое погружение АПЛ, и лодка с ядерным источником энергии около часа двигалась под водой.
К сожалению, первый выход АПЛ в море был кратким: уже на следующий день она возвратилась на завод из-за повышения радиоактивности воздуха в трех кормовых отсеках. Поскольку процедура идентификации ППУ с неисправностью еще не была отработана, отключению подверглась установка правого борта, поскольку на нем, к тому же, явно прослушивался стук гребного вала в дейдвудном подшипнике. По возвращении выяснилось, что нарушена герметичность труб в четвертой камере парогенератора ППУ другого — левого борта. Камера была отсечена.
Значительно большего времени потребовал ремонт линии гребного вала на правом борту из-за, как выяснилось, несоблюдения при ее монтаже технологии подготовки бакаутовых подшипников. Кроме того, были закрыты свинцовым экраном «светящие» трубы подвода воды для охлаждения верхних подшипников насосов первого контура, в надстройку загружен недостающий балласт, устранены другие неисправности по замечаниям личного состава и комиссии. В поисках путей устранения выявленных отказов и в самих работах на этом и последующих этапах ходовых испытаний активное участие, наряду с разработчиками оборудования, принимали конструкторы СКБ-143, завода, а также представители военной приемки.
На втором выходе АПЛ в море (17-20 августа) были результативно проведены операции «вывески» и кренования, пробные погружения корабля, определены численные значения характеристик остойчивости. Во время надводных и подводных испытаний удалось опробовать все возможные режимы работы энергоустановки на допустимых уровнях мощности, снять картограммы радиационной обстановки в реакторном и других отсеках АПЛ. Испытания выявили и несколько новых неисправностей оборудования. По возвращении с моря корабль был поставлен в док для их устранения. Так, было установлено, что причиной продолжавшегося стука при работе валопровода правого борта является метровый отрезок трубы диаметром около 35 мм, оставленный во внутренней полости гребного вала при его изготовлении в механическом цехе. Самой значительной по объему и продолжительности оказалась замена на новый вышедшего из строя (из-за сильной коррозии труб со стороны морской воды) теплообменника третьего-четвертого контуров.
При третьем выходе в море (23-28 сентября) лодку не миновали и навигационные поломки: в ходе одного из всплытий на полигоне в Белом море произошла поломка перископа при ударе плававшего топляка. Снова пришлось возвращаться в базу для замены перископа.
Наиболее серьезной проверкой ЯЭУ явилась ее непрерывная 48-часовая работа в подводном положении лодки в пятый выход в море, когда, кроме погружения на глубину 310 м, АПЛ достигла на мерной миле указанной выше максимальной по допустимой мощности установки скорости. К концу ходовых испытаний реактор правого борта отработал (с учетом КШИ) 972 ч, реактор левого борта — 947 ч. Значения параметров ЯЭУ соответствовали спецификационным. Было установлено, что пуск из холодного состояния до перевода на электропитание от собственных генераторов ЯЭУ составляет 3-3,5 ч. Активность воды первого контура во время ходовых испытаний не превысила 10'3 Ки/л, что свидетельствовало о начавшемся, по-видимому, выходе в контур из твэлов радиоактивных продуктов деления, но в целом о еще допустимом состоянии активных зон реакторов. К началу декабря 1958 г. ходовые испытания АПЛ завершились.