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. Лейкін, кандидат технічних наук, капітан 1 рангу
До кінця 40-х - початку 50-х років в 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, почало розробок і реалізацію конкретних проектів атомних енергетичних установок.
Серед найбільш важливих досліджень, що мали визначальне значення для створення атомної енергетики для ВМФ і отриманих по ним результатів, слід відзначити роботи, пов'язані:
- Зі створенням технологічних процесів видобутку та 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), т . е. в півтора мільйона разів більше, що практично знімає всі обмеження для АЕУ по дальності і тривалості плавання корабля;
- З теоретичною розробкою та експериментальним визначенням основних закономірностей взаємодії нейтронів з ядрами, результати яких дозволили зробити висновок про можливість розміщення ядерного пального в обсягах, значно менших в порівнянні з аналогічними обсягами топок на органічному паливі; - з визначенням основних характеристик спонтанного (сильно екзотермічного) поділки важких ядер, в тому числі середнього розподілу енергії на одну поділку (сумарно 200Мев) зі створенням розрахунку активних зон реакторів;
- З визначенням розподілу продуктів поділу, середнього числа миттєвих нейтронів, енергетичного спектру нейтронів поділу, даних по запізнілих нейтронів, а також безліч інших характеристик процесів розподілу важких ізотопів, що дозволили приймати конструктивні рішення по активних зон 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 потребується для кораблів досить 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.
Загальне керівництво всіма роботами з атомної енергетики здійснювали академіки І. В. Курчатов і А. П. Александров.
Слід зазначити, що початковий етап створення корабельної атомної енергетики проходив в обстановці підвищеної режиму секретності, а технічні завдання на створення корабельних АЕУ не проходили узгодження з представниками ВМФ, що було потрібно у відповідності з прийнятим 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 зняття тепла в активній зоні і конструктивні рішення, що забезпечують його підвід і відвід; визначити оптимальні параметри робочого тіла контурів і способи циркуляції теплоносія; розробити принципи та системи управління і захисту реактора; компонувальні схеми біологічного захисту, а також вирішити безліч інших завдань з розробки першої корабельної АЕУ.
У результаті виконаних досліджень і напрацювань 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 якості теплоносія використовувався рідкий метал Pb -Bi (установка 645ВТ, наземний стенд 27/ВТ).
Створення, випробування і вибір в подальшому для кораблів одного з двох типів реакторів були обумовлені прагненням як можна більш обгрунтовано, з перевіркою до корабельних умовах відпрацювати найбільш надійний і безпечний тип реактора.
Такий шлях тоді повторював, певною мірою, шлях американців, які спочатку також пішли по шляху створення двох типів реакторів, з тією тільки різницею, що в якості жидкометаллического теплоносія (ЖМТ) ними був прийнятий Na (більш агресивний в порівнянні з Pb-Bi) , від якого після перших же випробувань, що призвели до серйозних аварій, їм довелося відмовитися,
Перша корабельна парогенеруючі установка (ППУ) ВМ-А розроблялася Науково-дослідним конструкторським інститутом енергетичної техніки (НДІКІЕТ) під керівництвом академіка Н. А. Доллежаля, паротурбінна установка (ПТУ) на базі ГТЗА-ТВ9-турбінним КБ Ленінградського Кіровського заводу під керівництвом М. А. 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 та В. П. Горячев. У створенні перших зразків корабельних АЕУ брало участь кілька десятків спеціалізованих НДІ, КБ і заводів, що забезпечували розробку і постачання комплектуючого обладнання.
Спочатку корабельним енергетикам для створення АЕУ першого покоління довелося вирішувати надзвичайно складне завдання з-за необхідності розміщення установки в дуже обмежених обсягах, виділених для ППУ та ПТУ, і досягнення питомої маси установки в цілому "70 кг / к.с., Що приблизно вдвічі жорсткіше за вимогами, ніж в американських установках.
У корабельному варіанті АЕУ включала в себе дві ППУ, в 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 проливки першого контуру, воздухоудаленія і відбору проб. Охолодження обладнання ППУ забезпечували третій і четвертий контури. У кожній з двох ПТУ передбачався головний турбозубчатого агрегат (ГТЗА) з обслуговуючими системами.
Передача потужності від однокорпусному головної турбіни на вал здійснювалася через двоступінчастий редуктор з роздвоєнням потужності. Підключення ГТЗА до валопровод вироблялося за допомогою шинно-пневматичної муфти. Відмінною особливістю ПТУ першого покоління стало використання електрогенератора 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 пари по другому контуру - тиск 36кгс/см2 і температуру 310 ° С. На догоду зменшення масогабаритних показників установки були прийняті "навішені" на ГТЗА електрогенератори.
Як показав перший досвід експлуатації, у тому числі і досвідчена експлуатація першої АПЛ, всі прийняті вище рішення визначили ряд серйозних недоліків установок ВМ-А, таких, як низька надійність роботи перших зразків активних зон, малий ресурс (приблизно 1000ч) перших конструкцій прямоточних парогенераторів , часті відмови в роботі безсальниковим затворів (відсічною арматури по першому контуру), складності в управлінні установкою через "навішаних" 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 цілого ряду складних науково-технічних завдань.
З моменту початку будівництва першої АПЛ до робіт з її створення був підключений флот, 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 та цілої серії випробувань дослідних зразків, роботи з яких очолювали, як правило, фахівці 1-го ЦНДІ МО , було зроблено кілька програм з опрацювання та доведення основного обладнання АЕУ до рівня вимог замовника.
Великий обсяг робіт було виконано в області підвищення надійності парогенераторів та вдосконалення систем водопідготовки. Було створено і 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 першого 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. Кожевниковим, А. І. Світашовим і Г. А. Сокальським.
Робота з удосконалення водопідготовки першого контуру, що виконувалася 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 удосконалення водопідготовки другого контуру, включаючи розробку іоно-та електронно-іонообмінних термостійких матеріалів, що проводилися в ЦНДІ ім.академіка А. Н. Крилова, очолив Л. П. Сєдаков, активну участь в 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 та наступних поколінь Відділення фізико-технічних проблем енергетики Академії наук СРСР, в якому плідно працюють відомі вчені академіки М. А. Доллежаль, В. І. Субботін, А. А. Саркісов , 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. о 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 важкою виявилася доля другого варіанту корабельної атомної енергетичної установки (КАЕУ) з жидкометаллическим теплоносієм (ЖМТ).
Реалізація установки з ЖМТ свинець-вісмут по цілому ряду її особливостей виявилася значно більш складною у відпрацюванні і зажадала рішення 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 додержання 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 примусової 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 породила і проблему "підморожування" 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 розв'язаною.
Хоча зміни об'єму 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 ємкостями" і схемними рішеннями з включенням до них насосів повернення протікання, останні виявилися в роботі недостатньо надійними.
Перераховані складності значно вплинули на оцінку ППУ з ЖМТ, яка має, в принципі, такими незаперечними перевагами, як: низький тиск в першому контурі, що робить їх значно потенційно більш безпечними; 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 у своєму складі мала також два реактори, які забезпечують генерацію пари в парогенераторах з багаторазової примусової циркуляцією (МПЦ), і роботу двох ГТЗА, уніфікованих з ГТЗА проекту 627 і приблизно тієї ж потужності.
Розпочата вдало дослідна експлуатація АПЛ, на жаль, була перервана через аварію одного з реакторів унаслідок порушення теплос'ема в активній зоні зважаючи невідпрацьованої на той період "технології важкого теплоносія". Утворилися "шлаки" та їх несвоєчасне видалення призвели до порушення циркуляції сплаву в окремих ділянках активної зони.
Тим не менш, 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. І. Лейпунський, йому допомагали такі відомі вчені Феі, як В. І. Субботін, Б. Ф. Громов і багато інших. Головним конструктором цієї установки був Б. М. Шолковіч, він керував великим висококваліфікованим колективом конструкторів ОКБ "Гідропрес". Великий внесок у створення КАЕУ з ЖМТ внесли фахівці енергетики ЦКБ проектанта АПЛ: П. Д. Дегтярьов, В. М. Горячев, 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 досвідчена експлуатація перших 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 АПЧ у відповідні періоди часу, в тому числі з участю в тривалих походах на них, від 1-го ЦНІІМО здійснювали І. Д. Дорофєєв, Я. Д. Ареф 'єв, В. В. Арсентьєв, Я.В. Лукін, В. М. Козлов. Природно, безпосередніми організаторами виконання програм дослідної експлуатації на перших АПЛ були командири БЧ-5 цих човнів Б. П. Акулов, Р. А. Тимофєєв, О. Л. Нагорський, В. А. Рудаков.
У тісному спілкуванні з академічною наукою виросли фахівці 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, М. М. Лазарєв та інші. Особливо слід відзначити постійні контакти А. П. Александрова з офіцерами і матросами перших атомних підводних човнів. Хоча за своїм статусом йому і не треба було постійно бувати на кораблях, тим не менш, 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. Будаєва.
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. Ніколаєв, Є. 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 по швидкості, 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.
Задача була 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 в ППУ ОК-ЗОО для АПЛ проекту 671 і двох реакторів в 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 одновальний (з ГТЗА-615 і ГТЗА-631), а для АПЛ проекту 667 - двохвальним (з ГТЗА-635), максимально уніфікованими. При цьому для АПЛ проекту 667 у кожній ПТУ залишався один з двох турбогенераторів, передбачених у одновальний 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 і 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 та 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;
- Виключення відсічною арматури по першому контуру і прийняття спеціальних схемних рішень щодо 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 природній циркуляції з досить високих рівнів потужності установок;
- Застосування у складі КАЕУ автономних турбогенераторів;
- Підвищення ступеня автоматизації управління і контролю за роботою КАЕУ і ряд інших проблем.
Всі перераховані, а також цілий ряд завдань з поліпшення безпеки, надійності, живучості, технологічності та інших показників якості і доведення їх до рівня вимог ВМФ в основному були виконані.
Випробування, а також подальша експлуатація показала, що основні проектні характеристики КАЕУ другого покоління були досягнуті, у тому числі за потужністю, маневреності, умовам населеності.
Проведені натурні випробування підтвердили і можливість розхолоджування ППУ на природній циркуляції з 50% потужності від номінальної. Разом з тим в процесі експлуатації з'ясувалися серйозні недоліки у забезпеченні роботи перших зразків активних зон, парогенераторів, частини трубопроводів першого контуру, що знаходяться під біологічним захистом. Для усунення цих недоліків розроблялися нові або допрацьовувалися раніше створені конструкції, які були впроваджені у 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. мітенки. Великі заслуги в створенні цих установок, їх відпрацюванні та випробуваннях належать висококваліфікованим фахівцям ОКБМ, в тому числі Є. М. Черномордиков, О. Б. Самойлову, Ю. М. Кошкіну. Наукове керівництво роботами зі створення та забезпечення експлуатації КАЕУ другого покоління здійснювали А. П. Александров, Н. С. Хлопкін, Г. А. Гладков, Б. А. Буйницький.
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. Горячев , 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 обладнання і випробуваннями установок на кораблях, В. Г. Бенеманскій, Б. І. Максименко, А. А. Давидов, І. С. Біляков, Л. І. Башкіров, А. Я. Благовіщенський, від військового приймання - МО Є. Є. Фрумсон, В. М. Казаков, Г. М. Мордвинов.
Паралельно з рішенням науково-технічних проблем у забезпеченні створення КАЕУ АПЛ другого покоління вітчизняна наука вирішувала ще два важливі завдання. Перша з них була пов'язана із забезпеченням створення дослідної, найшвидкіснішої в світі АПЛ проекту 661, що вимагало від енергетиків розробки самої потужної КАЕУ. Друга проблема полягала у створенні малогабаритної, малопотужної атомної установки, яку можна було б розміщувати в окремому контейнері, "підвішуючи" його в кормовій частині 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 кожної з двох ППУ, встановлених на АПЛ, з конструкторської точки зору, відрізнялося виключної оригінальністю і сміливістю проектних рішень.
Прийнята "щільна" компонування і розміщення обладнання утруднювали забезпечення його ремонтопридатності, проте завдання збереження працездатності установки при окремих відмовах секцій ПГ вирішувалася за рахунок можливості відсікання секцій у 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. 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 і 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 одноконтурна схема з водо-водяним реактором, що працює за прямим циклу. Турбогенератор для цієї установки був розроблений Калузьким турбінним заводом (КТЗ), стендові випробування, які проводилися на спеціальному стенді, створеному в Науково-дослідному технологічному інституті (НИТКИ), випробування установки на ДПЛ проекту 651Ев 1965р. і подальша досвідчена експлуатація 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. М. Аксьонової. Від 1-го ЦНДІ МО роботи по установці вели Ю. А. Убранцев, М. А. Шкроб, С. Г. Замаховски.
Слід відзначити велику роль представників військового приймання, акредитованих в НДІКІЕТ і здійснювали науково-технічне спостереження 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 істотно перевершували б КАЕУ другого покоління. Зокрема, для створення установок третього покоління була поставлена задача підвищення їх потужності більше 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 другого 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 (ОКБМ). Керували розробкою цієї установки Ф. М. мітенки, О. Б. Самойлов, Г. Ф. Носов. Над створенням установки трудився великий колектив висококваліфікованих співробітників ОКБМ.
Проблема забезпечення високої компактності установки була вирішена шляхом значного підвищення енергонапружених активної зони. Крім того, була підвищена енергонапружених 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 й 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 досить 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 дозволяло не тільки здійснювати розхолодження з використанням системи безбатарейної розхолоджування, але і працювати на ходових режимах без насосів першого контуру при потужностях приблизно до 30% від номінальної. Останнє дало можливість зменшити кількість 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), створеному за ініціативи ВМФ та ЧСЧ, 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 вибору майданчика для його будівництва і закінчуючи сучасними повномасштабними випробуваннями прототипів КАЕУ, поряд з керівниками НИТКИ А. Н. Проценко, Є. П. Рязанцевим, Ю. А. Прохоровим, В. А. Василенко належить і фахівцям 1-го ЦНДІ МО І. Д. Дорофєєву, Я. Д. Ареф'єва, 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 і виявлено можливість збільшення потужності при роботі на природній 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, що стосуються активних зон, системи компенсації тиску та системи очистки, які були згодом усунені, а установка в цілому була модернізована в напрямку спрощення технології виготовлення та підвищення енергонапружених парогенератора.
Як паротурбінних установок для АПЛ третього покоління була розроблена КБ Ленінградського Кіровського заводу (ЛКЗ) блокова ПТУ БПТУ-675, при створенні якої 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. Кірюхіна була розроблена БПТУ ОК-9, до якої, крім жорстких вимог до віброшумовим характеристиками (ВШХ), пред'являлися більш жорсткі вимоги і до масогабаритні характеристики, що вимагало широкого застосування титану для її виготовлення. У ЦКБ-проектувальниках кораблів у розробку установок в цілому великий внесок внесли В. В. Енюшін, Б. В. Осипов, Р. І. Симонов, К. А. Ландграф. Від ВМФ у створенні БПТУ значний внесок внесли В. Ф. Дерюгін, В. І. Васильєв, Г. А. Загоскіна, К. В. Васильєв.
Створення великих надводних кораблів з ракетно-ядерними та іншими видами зброї настійно вимагало розробки та впровадження на них атомних енергетичних установок з метою забезпечення практично необмежених за енергозапаси дальності і тривалості плавання, а також вивільнення значної частки водотоннажності для розміщення авіаційного, ракетного і інших видів зброї. Першою, спеціально розробленої КАЕУ для надводного корабля проекту 1144, який був зданий ВМФ у 1980р., Була установка з ППУ КН-З і ГТЗА-653. Ця установка має у своєму складі дві 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 / год кожний. 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 і обладнання, розташованих 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.
Активну участь у створенні цієї КАЕУ приймали від 1-го ЦНІІМО П. Є. Букін, О. М. Батиров; від ЦНДІ ім.академікаА.Н.Крилова - Є. В. Рижкин, А. А. Крайнєв, В.П. Постніков, А. В. Воронцов, А. Г. Поздєєв.
Другим типом АЕУ, застосованої на надводному кораблі проекту 1941, є АЕУ з ППУ ОК-900Б і ГТЗА-688. Ця установка в максимальному ступені 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 і систем управління) відпрацювання її на комплексних швартових випробуваннях виявилася досить складною. Тим не менш випробування показали, що установка практично відповідала всім пред'явленим до неї вимогам. Комплексними швартовими випробуваннями 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 і 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 вченими і фахівцями з корабельної атомній енергетиці була поставлена особливо важке завдання: розробити КАЕУ, яка могла б забезпечити створення комплексно автоматизованої, 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 жидкометаллическим 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 та науково-технічну раду 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. мітенки. Конструкторським колективом керував М. М. Царьов, безпосередньо розробкою ППУ БМ40А - В. В. Стекольніков. У розробці активних зон для обох варіантів ППУ та науковому керівництві розробками велика заслуга належить Фізико-енергетичного інституту (Феі) ЧСЧ та його провідним вченим і фахівцям - Б. Ф. Громову, Г. І. Тошинський, В. М. Степанову. Розробку ПТУ ОК-7 здійснював колектив конструкторів, очолюваний В. І. Кірюхіна. Великий внесок у створення АЕУ внесли Р. І. Симонов, К. А. Ландграф та інші енергетики ЦКБ-проектанта. У розробці основного обладнання ролі провідних фахівців або голів міжвідомчої комісії (МВК) від ВМФ активну участь брали фахівці 1-го ЦНІІМО В. М. Паньків, Б. Г. Константинов (щодо реакторів), В. Ф. Акімов (по парогенераторів) , П. О. Сорокін (по ПТУ), В. І. Васильєв (по насосах ППУ та ПТУ). Установку в цілому вів Я. Д. Ареф 'єв, надалі - А. Ф. Зюзенков.
Досвідчена підводний човен з ППУ ОК-550, побудована в Ленінграді, розпочала дослідну експлуатацію в грудні 1971р., А головний човен, що будувалася в Северодвінську, вступила до складу ВМФ у грудні 1977р. У процесі розробки, будівництва та накопичення досвіду експлуатації в походах підводних човнів цього проекту було вирішено широкий спектр проблем: забезпечено створення високоманевреної, швидкісний АПЛ малої водотоннажності із скороченою чисельністю особового складу; відпрацьована високонапряженная, великої одиничної агрегатної потужності енергетична установка; підвищений на 15-20 % ККД енергетичної установки за рахунок підвищення температури теплоносія на виході з ядерного реактора і температури перегрітої пари; реалізована неможливість поширення радіоактивності у другий контур у разі розгерметизації парогенераторів; забезпечено розхолодження реактора без використання парогенераторів та насосів першого контуру і включення каналів розхолоджування; розроблено технологію та пристрої для підтримки необхідної чистоти сплаву свинець-вісмут в першому контурі енергетичної установки; вперше застосована більш компактна і надійна свинцево-водна біологічний захист замість залізо-водної; отримана велика агрегатна потужність у компактній (блокової) з високим ступенем автоматизації паротурбінної установки, що працює на підвищених параметрах пара; створені технічні засоби з істотно кращими масогабаритними характеристиками в порівнянні із зразками, розробленими для підводних човнів другого покоління; використано централізоване управління технічними засобами з пульта головного командного поста; вперше застосована комплексна система автоматизованого управління, регулювання, захисту і контролю пароенергетіческой, електроенергетичній і загальнокорабельну систем. В енергетичній установці вперше реалізовані логічно пов'язана структура програмного, автоматичного, дистанційного та протиаварійного управління, а також рух і стабілізація підводного човна по курсу і глибині на ходу і без ходу; вперше застосована двокаскадного амортизація всій паротурбінної установки, яка дозволила знизити підводний шумність корабля і підвищити вибухостійкість обладнання.
Для всіх поколінь корабельних АЕУ однією з найбільш складних науково-технічних проблем була проблема створення надійних та безпечних активних зон. За весь період освоєння та експлуатації кораблів з АЕУ в реакторах парогенеруючі установок використовувалося близько 30 типів активних зон, що відрізнялися за виглядом теплоносія, складу і конструктивного виконання елементів, фізичним, теплотехнічним і економічними показниками.
Застосування значної кількості варіантів активних зон було обумовлено як потребами різних проектів реакторних установок, так і необхідністю збільшення енергозапаси і терміну служби активних зон, а також складністю вирішення завдань підвищення надійності, живучості, стійкості до зовнішніх впливів, безпеки та економічності енергетичних установок. Для вирішення цих завдань необхідно було виконати комплексні дослідження впливу на працездатність активних зон таких факторів, як висока енергонапружених реакторів; значна глибина вигоряння палива; термобароцікліческіе та вібраційні навантаження елементів; статичні і динамічні способу корабля.
Рішення проблеми в цілому вимагало пошуку шляхів удосконалення конструкцій елементів активних зон, оптимізації умов їх виготовлення та експлуатації, зокрема, у напрямках:
створення та відпрацювання слабораспухающіх паливних і поглинаючих композицій;
застосування в ТВЕЛах компенсаційних обсягів, що дозволяють зменшити вплив на оболонки ТВЕЛів розпухає паливної композиції;
розробки, випробування та впровадження нових оболонкових матеріалів, що володіють підвищеними характеристиками пластичності, термічної, корозійно-ерозійної та радіаційної стійкості протягом усього терміну служби активних зон;
вирівнювання полів енерговиділення за рахунок варіювання концентрацією палива, оптимізації складу і просторового розміщення твердих вигоряючими поглиначів;
поліпшення теплогідравлічних характеристик активних зон та їх елементів за рахунок використання інтенсифікаторів теплообміну, збільшення теплопередающей поверхні і зниження гідравлічного опору;
створення та впровадження автоматизованих і високоточних технологій виготовлення активних зон та їх елементів;
вдосконалення засобів і методів вимірювання та контролю показників якості активних зон при їх виготовленні і експлуатації;
розробки та створення методів і засобів діагностики та прогнозування стану активних зон;
проведення дослідних випробувань на надійність перспективних активних зон і їх елементів у складі наземних стендів-прототипів корабельних АЕУ і дослідницьких реакторів.
Комплекс робіт, виконаних проектантами і виробниками активних зон та їх елементів, НДІ, КБ і заводами Мінатому РФ, Судпрома і ВМФ, особовим складом кораблів та їх сполук, зі створення активних зон, вдосконалення технології їх виготовлення та регламенту експлуатації дозволив підвищити енергоресурс і термін служби корабельних активних зон у 7-15 разів, що забезпечило експлуатацію сучасних кораблів з одного перезарядженням реакторів протягом повного терміну служби.
Для забезпечення безперервності ядерно-паливного циклу кораблів з АЕУ організаціями промисловості і ВМФ були створені і впроваджені в пунктах будівництва, базування та ремонту кораблів системи забезпечення перезарядок реакторів, що включають плавучі та берегові технічні бази з перевантажувальним устаткуванням і сховищами нових і відпрацьованих активних зон.
Слід зазначити, що в процесі створення корабельних активних зон брали участь самі різні організації. Конструкторські розробки активних зон та їх елементів виконувалися колективами НДІКІЕТ, ОКБМ, Всесоюзним науково-дослідним інститутом неорганічних матеріалів (ВНІІНМ). Фахівцями Мінатому і Судпрома на чолі з А. А. Бочвар, Н. С. Хлопкіним, Г. А. Гладковим, Г. Є. Романцевим, Б. Ф. Громовим, І. І. Малих, І. П. Засоріним, Е . П. Рязанцевим, В. А. Василенко, Е. Л. Петровим, Т. С. Дідейкіним, Є. П. Клочкова та З. І. Четкіной виконано значний обсяг науково-дослідних робіт з обгрунтування та підтвердження головних показників якості активних зон . Технологічна відпрацювання та виготовлення різних проектів активних зон та їх елементів здійснювалися кваліфікованими фахівцями заводів Мінатому під керівництвом С. І. Золотухи і А. Г. Мєшкова, О. І. Адрюшіна і С. А. Кузнєцова. Великий внесок у створення активних зон внесений співробітниками 1-го ЦНІІМО - Є. Т. Янушковскім, І. С. Маслеников, В. І. Івановим, В. Д. Кошеверовим, А. Н. Батиревим, В. А. Іскріком, Г . А. Кузьміним, Б. І. Котовим, В. Б. Рицевим і військової прийманням МО Б. І. Вишневським і Б. В. Вороновим.
Особливе місце серед проблем корабельної атомної енергетики посідає проблема забезпечення ядерної безпеки корабельних АЕУ на всіх стадіях їх життєвого циклу, а також при зберіганні і транспортуванні ядерного палива, яка полягає в необхідності виключення ядерної аварії, небезпека виникнення і розвитку якої пов'язана з особливо важкими наслідками військового, соціально-політичного, економічного та екологічного характеру.
Труднощі забезпечення ядерної безпеки (ВХ) корабельних АЕУ пов'язані зі своєрідними особливостями корабельних реакторів (значні енергонапружених і маса ядерного палива, близькі до граничних теплові навантаження), умовами повсякденного використання кораблів, а також з можливістю їх бойових та аварійних пошкоджень. Неабиякою мірою рівень ВХ залежить від надійності та живучості елементів енергетичного обладнання, від наявності та ефективності спеціальних систем безпеки.
Слід зазначити, що кількість експлуатованих в даний час корабельних реакторів і їх сумарне напрацювання (більше 7500 реакторо-років) перевищують у 7-10 разів кількість і напрацювання блоків вітчизняних АЕУ, що збільшує ймовірність виникнення ядерно-небезпечних ситуацій на кораблях ВМФ, в тому числі і внаслідок "старіння" їх обладнання. Заклопотаність флоту викликає також значна кількість АПЛ, виведених з експлуатації.
Сучасною концепцією ВХ корабельних АЕУ на всіх етапах їх життєвого циклу, а також при зберіганні і транспортуванні ядерного палива є захист особового складу, корабельного обладнання та навколишнього середовища шляхом вжиття комплексу заходів по виключенню ядерної аварії, запобігання її розвитку. Ця концепція передбачає реалізацію на кораблі, як і на АЕС, наступних трьох груп фундаментальних принципів безпеки:
- Перша група принципів, пов'язана з управлінням безпекою, спрямована на формування та підтримку культури безпеки, відповідальності проектантів, заводів-виготовлювачів АЕУ (реакторної установки, їх систем та обладнання), персоналу суднобудівних та судноремонтних заводів, особового складу кораблів, а також на створення дієвої системи нормативного регулювання, нагляду та перевірки за діяльністю щодо забезпечення безпеки АЕУ;
- Друга група принципів, пов'язана зі створенням глибокоешелонованого захисту, спрямована на запобігання аварій і послаблення їх наслідків за рахунок формування бар'єрів на шляху виходу радіонуклідів та захисту цих бар'єрів від пошкодження, забезпечення захисту персоналу, населення від переопромінення при порушенні умов експлуатації АЕУ, забрудненні навколишнього середовища у разі різних аварійних ситуацій;
- Третя група, пов'язана із забезпеченням загальнотехнічних принципів, спрямована на використання апробованих інженерно-технічних рішень, реалізацію вимог проектної, технологічної та експлуатаційної документації, забезпечення достовірної оцінки безпеки та ефективності системи збору, обробки та аналізу інформації про досвід експлуатації корабельних АЕУ та їх обладнання.
Досвід експлуатації кораблів з АЕУ показує, що дотримання на них принципів самозащіщенності реакторних установок і множинності захисних бар'єрів дозволяє запобігати викиди радіоактивних речовин за межі реакторного відсіку і тим самим обмежити наслідки аварій АЕУ та / або корабля для особового складу, населення і навколишнього середовища. Реалізація цих принципів забезпечується ретельним проектуванням і гарантіями якості виготовлення, отработанностью, надійністю і живучістю корабельних систем і устаткування, ефективним функціонуванням систем діагностування і контролю їхнього стану, високим рівнем підготовки та кваліфікації особового складу.
Стан і рівень вирішення завдань щодо забезпечення ядерної безпеки корабельних АЕУ дозволяють стверджувати, що організаціями промисловості і ВМФ прийняті, в цілому, необхідні заходи, спрямовані на виключення ядерних аварій, при цьому:
- Розробка і створення АЕУ та їх складових частин (обладнання) регламентовані комплексом спеціальних стандартів і правил, а також загальними технічними вимогами до кораблів, їх АЕУ і реакторної установки;
- Основні типи ППУ та їх складові частини проходили або проходять відпрацювання на натурних стендах-прототипи, досвідчених кораблях і на атомних криголамах;
- Всі головні і досвідчені ППУ проходять міжвідомчі випробування (МВВ) за розширеним програмами під контролем спеціальних міжвідомчих комісій;
- Проектанти кораблів і ППУ здійснюють гарантійний і періодичний авторський нагляд за експлуатацією АЕУ та їх складових частин;
- З боку ВМФ здійснюється науково-технічний супровід і контроль якості проектування, виготовлення, монтажу, випробувань і відпрацювання обладнання АЕУ;
- Дотримання вимог та умов забезпечення ядерної безпеки корабельних АЕУ контролюється спеціальними органами нагляду Мінатому, Судпрома і Міноборони РФ;
- Введення в експлуатацію АЕУ після будівництва та ремонту корабля допускається тільки після проведення процедури видачі "Паспорта атомної установки" - сертифіката (дозволу) органу Міністерства оборони з нагляду за безпекою атомних установок;
- Вимоги щодо забезпечення ядерної та радіаційної безпеки АЕУ обумовлені в експлуатаційній та ремонтній документації, посібниках та настановах ВМФ, переліках ядерно-небезпечних робіт і інструкціях на їх виконання, а також в інших нормативно-технічних документах;
- Для підвищення кваліфікації та якості підготовки офіцерського, старшинського і рядового складу введені спеціальні курси з ядерної безпеки у військово-морських училищах, навчальних центрах ВМФ і загонах спеціальної підготовки особового складу.
На кораблях ВМФ і технічних базах проводяться інструктаж і тренування з виконання потенційно ядерноопасних робіт, навчання з відпрацювання дій особового складу при аваріях АЕУ і подіях, пов'язаних з погіршенням радіаційної обстановки, у тому числі при зберіганні або транспортуванні тепловиділяючих збірок (ТВЗ) реакторів корабельних АЕУ.
Необхідно відзначити, що після кожного аварійної події з АЕУ або відмови обладнання ППУ фахівцями промисловості і ВМФ проводився, без зволікання, ретельний аналіз причин їх виникнення та розвитку, а також визначення реальних або можливих їх наслідків. На основі цього аналізу розроблялися і впроваджувалися технічні та організаційні заходи щодо запобігання такого роду аварій на всіх кораблях із АЕУ, а також по локалізації та пом'якшення наслідків.
Основний внесок у вирішення проблеми ядерної безпеки корабельних АЕУ внесли фахівці Мінатому і Судпрома під керівництвом П. А. Деленса, В. Н. Аксьонова, Н. П. Дорофєєва, В. Г. Адена, А. І. Клемин, О.Б. Самойлова, О. М. Черномордиков, Н. М. Царьова, І. І. Полунічева, 3.М.Мовшевіча, В. А. Будникова, В. В. Степанова, В. А. Чистякова, Г. А. Гладкова, Б. А. Буйницька, Г. Є. Романцова, А. І. Могільнера, Г. І. Тошинський, В. Н. Степанова, П. Д. Дегтярьова, Р. І. Симонова, К. А. ландграфа, В. В. Щоголєва, І. П. Янкевича, В. В. Енюшіна, І. І. Краснопольського, Р. І. Лафера, І. А. Цвєткова, Н. М. Батракова, Г. П. Копилова, М.М. Зубова та Г. А. Кудрова.
Безпосереднє та активну участь у НДДКР щодо забезпечення та підвищення ядерної безпеки корабельних АЕУ, в роботах з реалізації та апробації їх результатів брали також фахівці 1-го ЦНДІ МО - Я. Д. Ареф 'єв, Ю. А. Убранцев, Б. Г. Константинов, Є. Т. Янушовскій, В. І. Іванов і С. А. Петров, а також Інспекції управління державного нагляду за ядерною і радіаційною безпекою МО - Н. З. Бісовка, М. М. Юрасов, Н. Г. Криницький і Е . В. Лаухін.
В даний час за участю фахівців 1-го ЦНДІ МО розроблені і впроваджені сучасні вимоги щодо забезпечення та підвищення ядерної безпеки корабельних АЕУ на всіх етапах їх життєвого циклу, в тому числі при можливих аварійних і бойових пошкодженнях кораблів. Для обгрунтування цих вимог були використані результати аналізу досвіду проектування і експлуатації вітчизняних та зарубіжних АЕС і кораблів з АЕУ, вимоги МАГАТЕ щодо забезпечення безпеки об'єктів атомної енергетики. Впровадження цих вимог на експлуатованих АЕУ і АЕУ споруджуваних кораблів дозволяє знизити частоту виникнення аварійних ситуацій і, отже, забезпечити підвищення боєготовності вітчизняних кораблів з АЕУ і безпеки їх використання для особового складу, пунктів будівництва, базування та ремонту кораблів.
Особливу гостроту питання забезпечення безпеки АЕУ придбали для АПЛ, виведених і виведених з експлуатації внаслідок вичерпання ресурсу та терміну служби обладнання або аварійних подій з ними. Масовий їх виводить у резерв, на консервацію або утилізацію почався з середини 80-х років. Виведення з експлуатації значної кількості вітчизняних АПЛ як з вивантаженими, так і не вивантаженими активними зонами вимагає оперативного і ефективного вирішення проблеми утилізації їх реакторних відсіків, складність якої пов'язана з такими обставинами, як:
- Численність і різнотипність реакторних відсіків, значні їх маси і габарити;
- Вироблення ресурсу і терміну служби устаткування і систем АЕУ, систем забезпечення живучості більшості кораблів, що виводяться зі складу ВМФ;
- Скупчення значної кількості АПЛ в пунктах базування, ремонту та тимчасового зберігання АПЛ на плаву, потенційно представляють радіаційну ядерну небезпеку для навколишнього середовища та населення;
- Необхідність одночасного оновлення існуючої системи поводження з радіоактивними відходами;
- Необхідність забезпечення сучасних вимог з ядерної, радіаційної та екологічної безпеки тривалого зберігання АПЛ на плаву, оброблення, транспортування, зберігання і утилізації їх реакторних відсіків;
- Необхідність уніфікації технології і засобів утилізації АПЛ стосовно до інших типів кораблів і суден з АЕУ, а також до суден їх забезпечення.
Ці обставини вимагають значних одноразових та щорічних матеріальних, трудових і фінансових витрат не тільки на утилізацію АПЧ і реакторних відсіків, а й на підготовку і проведення робіт із запобігання можливих аварій АЕУ та ліквідації наслідків мали місце аварійних подій, на будівництво додаткових причалів і підтримання кораблів на плаву, для збереження працездатності та обслуговування ряду загальнокорабельну систем, а отже, і перебування на кораблях певної кількості персоналу.
Проведені і плановані в рамках спеціальної федеральної програми роботи з утилізації АПЛ та їх реакторних відсіків дозволять вирішити цю складну, але вкрай актуальну проблему.
На закінчення необхідно відзначити, що вітчизняна атомна наука і техніка розвивались абсолютно самостійно і багато в чому випередили рівень зарубіжних розробок, що послужило становленню та розвитку корабельної атомної енергетики і повністю забезпечило потреби кораблебудування в розробці, створенні та поставках на кораблі атомних енергетичних установок, відповідних пред'явленими їм високим вимогам. За створення корабельної атомної енергетики багато видатні вчені, конструктори і виробничники були удостоєні найвищих державних нагород, в тому числі Ленінських і Державних премій. У їх числі А. П. Александров, Н. А. Доллежаль, Н. С. Хлопкін, Ф. М. мітенки, Б. М. Шолковіч, Г. А. Гасанов, М. А. Козак, Л. П. Сєдаков , В. І. Кірюхін та багато інших. Від ВМФ Ленінської премії був удостоєний І. Д. Дорофєєв, Державні премії були присуджені Я. Д. Ареф'єва, Л. І. Башкірову, В. Г. Бенеманскому, В. Ф. Дерюгіну, Х. А. Гуревичем, А.В. Кожевникова, Ю. А. Убранцеву, Є. Т. Янушковскому, В. М. Соловйову та М. М. Будаєва.