Подводные Лодки с ядерной энергетической установкой
После того как в 1930-х гг. дизель-электрические подлодки уже перешагнули 20-узловой рубеж, казалось, эра подлодочных паросиловых установок завершилась навсегда. Но прошло всего 10—15 лет, и о них вновь вспомнили. Разница состояла лишь в том, что пар для турбины должен вырабатывать не привычный котел, сжигающий органическое топливо, а котел атомный. А один килограмм его ядерного горючего (урана-235) по выделяющейся тепловой энергии эквивалентен 2700 т каменного угля или 1700 т бензина.
В основе работы ядерной энергетической установки лежит управляемая цепная ядерная реакция. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц — нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра.
При делении ядер образуются новые, более легкие ядра — осколки деления, испускаются нейтроны и освобождается большое количество энергии. Так, деление каждого ядра урана-235 сопровождается освобождением приблизительно 200 мегаэлектроновольт* энергии. Из них примерно 83 % приходится на долю кинетической энергии осколков деления, которая в результате торможения осколков преобразуется в основном в тепловую энергию. Остальные 17 % ядерной энергии освобождаются в виде энергии свободных нейтронов и различных видов радиоактивного излучения. Вновь образованные нейтроны в свою очередь участвуют в делении других ядер. При этом в реакторе протекают процессы, связанные с потерями нейтронов, то есть происходит захват нейтронов ядрами изотопов урана, не сопровождающийся делением, а также захват нейтронов другими элементами и осколками деления и, наконец, утечка нейтронов из зоны реакции.
Увеличение или уменьшение числа свободных нейтронов в ходе ядерной реакции, протекающей в реакторе конечных размеров, характеризуется так называемым эффективным коэффициентом размножения нейтронов (kэф), который учитывает все виды потерь. Например, если kэф = 1,05, то это значит, что 100 первичных нейтронов дают 105 свободных нейтронов второго поколения, остающихся в зоне реакции и способных вызвать деление новых ядер. Цепная ядерная реакция возможна, если соблюдается условие kэф ≥ 1. Разность kэф – 1 называется запасом реактивности.
* Электроновольт (эв) — единица, употребляемая в ядерной физике. Энергию в 1 эв приобретает электрон при прохождении разности потенциалов 1 в; 1 мегаэлектроновольт (Мэв) = 1,6·10 -6 эрг = 3,827·10 -17 ккал.
Механизм деления ядер урана в реакторе. На врезке — траектория движения нейтрона в замедлителе
В ядерном горючем, состоящем из изотопов урана, цепная реакция осуществляется в основном в результате деления ядер урана-235. Но, как известно, 99 % природного урана составляет уран-238 и лишь 0,7 % — делящийся изотоп — уран-235. Чтобы повысить вероятность захвата нейтронов ядрами этого изотопа и создать условия для возникновения цепной реакции, существуют два способа.
Первый способ основан на использовании медленных нейтронов с кинетической энергией порядка 0,025 эв, чему соответствует скорость около 2,2 км/с (при температуре 20°С). Такие нейтроны называют также тепловыми, так как их энергия равна энергии теплового движения атомов. Вероятность деления ядер урана-235 тепловыми нейтронами примерно в 300 раз больше, чем быстрыми. Однако большинство нейтронов, испускаемых при делении, являются именно быстрыми, то есть обладающими кинетической энергией около 1 Мэв и более, что соответствует скоростям свыше 14 000 км/с. Для замедления движения нейтронов ядерное горючее располагают в виде блоков или стержней, разделяя их слоями веществ-замедлителей. Нейтроны деления замедляют движение, соударяясь с ядрами атомов этих веществ. Чем ближе масса ядра к массе нейтрона, тем больше энергии теряется нейтроном при столкновении.
«Наутилус» — первая в мире подводная лодка с ядерной энергетической установкой
Основными материалами, используемыми в качестве замедлителей, являются вещества, состоящие из элементов с малыми атомными весами, а именно: графит, обычная вода, тяжелая вода, соединения бериллия, органические жидкости, например высококипящие органические жидкости типа дифенила, дифенилоксида и их смеси. Обычная вода менее эффективна, чем тяжелая, но широко применяется из-за дешевизны. Для уменьшения содержания солей вода подвергается перегонке и дополнительной химической очистке.
Второй способ повышения вероятности захвата нейтронов ядрами делящегося изотопа основан на применении так называемого обогащенного урана с искусственно повышенным процентным содержанием урана-235. Если в природном уране цепная ядерная реакция без замедлителя вообще неосуществима, а при наличии замедлителя возможно лишь создание реакторов, работающих в основном на медленных нейтронах, то при использовании обогащенного урана можно создать реакторы трех типов: на медленных (тепловых) нейтронах, на промежуточных нейтронах и на быстрых нейтронах (последний тип без замедлителя).
При разработке ядерных реакторов для подводных лодок используются оба способа создания условий для возникновения цепной реакции, то есть наряду с введением замедлителей применяется обогащенный уран.
Устройство подводной лодки «Наутилус»:
1 — волнорезные щиты торпедных аппаратов; 2 — обтекатель гидроакустической антенны; 3 — торпедные аппараты; 4 — носовые горизонтальные рули; 5 — запасные торпеды; 6 — шлюзовая камера; 7 — жилые помещения; 8 — кислородные баллоны; 9 — атомная лаборатория; 10 — камбуз; 11 — входной люк; 12 — кладовые; 13 — офицерская кают-компания; 14 — каюта командира; 15 — аккумуляторная батарея; 16 — столовая команды; 17 — пост управления лодкой; 18 — штурманская рубка; 19 — главный командный пункт; 20 — мостик; 21 — перископ; 22 — балластные цистерны; 23 — вспомогательные механизмы радиотехнической службы; 24 — радиоантенны; 25 — радиолокационные антенны; 26 — воздушная шахта шнорхеля; 27 — ограждение выдвижных уст-ройств; 28 — выхлопная шахта шнорхеля; 29 — пост управления торпедной стрельбой; 30 — пост радиолокации; 31 — пост гидроакустики; 32 — реактор; 33 — парогенератор; 34 — глушитель выхлопа дизеля; 35 — дизель-генератор; 36 — установка кондиционирования воздуха; 37 — пост управления машинной установкой; 38 — турбина высокого давления; 39 — главный конденсатор; 40 — турбина низкого давления; 41 — редуктор; 42 — конденсатный насос; 43 — гребной электродвигатель; 44 — коридор гребного вала; 45 — кладовые
Проработка вопросов создания ядерных силовых установок для подводных лодок началась в США в 1944г., а уже через четыре года первая из них была спроектирована. Там же в июне 1952г. состоялась закладка первой атомной подводной лодки, получившей имя «Наутилус». На первый взгляд она само воплощение человеческой мечты об истинной подводной лодке. Действительно, где, как только не в мечтах, можно было себе представить подводный корабль длиной почти 100м, способный более месяца не всплывая, ходить скоростью более 20 узлов. Но, как это часто бывает, ощутимый качественный скачок в одной области технического прогресса повлек за собой целый букет сопутствующих проблем в смежных. Применительно к атомным силовым установкам — это прежде всего вопросы, связанные с ядерной безопасностью их эксплуатации и последующей утилизацией. Но в начале 1950-х гг. об этом просто никто не задумывался.
«Наутилус» имел ядерную силовую установку с водо-водяным реактором. В настоящее время все находящиеся в строю атомные подводные лодки оснащены именно такими реакторами.
Основным элементом ядерных энергетических установок является ядерный реактор, то есть специальное устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция. В его состав входят активная зона, отражатель нейтронов, стержни управления и защиты, биологическая защита реактора.
Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее и замедлитель нейтронов. В ней протекает управляемая реакция цепного деления ядерного горючего. Ядерное топливо размещается внутри так называемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), которые имеют форму цилиндров, стержней, пластин или трубчатых конструкций. Эти элементы образуют решетку, свободное пространство которой заполняется замедлителем. Основными материалами для оболочек тепловыделяющих элементов служат алюминий и цирконий. Нержавеющая сталь применяется в ограниченных количествах и только в реакторах на обогащенном уране, так как сильно поглощает тепловые нейтроны. Для отвода теплоты через активную зону прокачивается жидкий теплоноситель. В энергетических реакторах водо-водяного типа как замедлителем, так и теплоносителем систем является бидистиллят (дважды дистиллированная вода).
Чтобы сделать цепную реакцию возможной, размеры активной зоны реактора должны быть не меньше так называемых критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества (уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива ураном-235), от количества материалов, поглощающих нейтроны, вида и количества замедлителя, формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны назначаются больше критических, чтобы реактор располагал необходимым для нормальной работы запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю.
Отражатель нейтронов, окружающий активную зону, должен сокращать утечку нейтронов. Он уменьшает критические размеры активной зоны, повышает равномерность нейтронного потока, увеличивает удельную мощность реактора, следовательно, уменьшает размеры реактора и обеспечивает экономию делящихся материалов. Обычно отражатель выполняется из графита, тяжелой воды или бериллия.
Стержни управления и защиты содержат в себе материалы, интенсивно поглощающие нейтроны (например, бор, кадмий, гафний). К стержням управления и защиты относятся компенсирующие, регулирующие и аварийные стержни.
В начале кампании реактора погруженные в активную зону компенсирующие стержни гасят избыточную начальную реактивность. Затем в продолжение всей кампании они постепенно выводятся из активной зоны для компенсации выгорания урана-235 и растущего захвата нейтронов осколками деления. Регулирующие стержни, в зависимости от степени их погружения в активную зону, влияют на размножение нейтронов в пределах, необходимых для управления работой реактора. Аварийные стержни, или стержни защиты, служат для своевременного погашения ядерной реакции в случае аварийной опасности. Конструкция и привод аварийных стержней обеспечивают быстрый ввод их в активную зону. Управление компенсирующими, регулирующими и аварийными стержнями автоматическое.
Конструкция ядерного реактора:
1 — корпус; 2 — регулирующие стержни; 3 — отражатель; 4 — замедлитель; 5 — тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ); 6 — защита
Биологическая защита предохраняет личный состав, а также различные приборы, механизмы и материалы от вредного действия весьма интенсивного радиоактивного излучения реактора. Например, современные корабельные реакторы по уровню излучения эквивалентны десяткам тонн радия. Даже остановленный реактор опасен еще в течение долгого времени. Очень опасен также прорыв в корабельные помещения радиоактивных газов, паров и т. д. Поэтому биологическая защита состоит из защитных герметических оболочек и делится на первичную и вторичную. Уровень радиации снаружи вторичной защиты особенно не ограничивает деятельность команды, но доступ личного состава в помещения, расположенные в пределах вторичной защиты, строго регламентируется определенными правилами безопасности.
Биологическая защита обычно выполняется композитной, содержащей в себе тяжелые и легкие элементы, что повышает ее эффективность. Защита может состоять из слоев стали, свинца, пластмассы, бетона с примесью различных веществ (например, химических соединений бора) и т. д. При этом свинец и сталь используются, в основном, для защиты от гамма-излучения, а бетон, пластмассы, природная вода и дизельное топливо — для защиты от нейтронов. На долю биологической защиты приходится до 30—50 % общего веса корабельной ядерной энергетической установки. В современных атомных установках ядерная энергия превращается в механическую только посредством тепловых циклов. Во всех механических установках атомных подводных лодок рабочим телом цикла является пар, но принципиально можно использовать в качестве рабочих тел также различные газы. При паровом цикле привод гребных винтов осуществляется посредством паровых турбин, а при газовом будет осуществляться газовыми турбинами.
Паровой цикл с промежуточным теплоносителем, передающим теплоту из активной зоны рабочему телу в парогенераторах, приводит к двухконтурной тепловой схеме энергетической установки. Такая тепловая схема с водо-водяным реактором получила самое широкое распространение на атомных подводных лодках. Первому контуру необходима защита, так как при прокачке теплоносителя через активную зону реактора содержащийся в воде кислород становится радиоактивным. Весь второй контур нерадиоактивен.
Устройство водо-водяного реактора, используемого на американских подводных лодках:
1 — ТВЭЛ; 2 — выходной патрубок теплоносителя первого контура; 3 — входной патрубок теплоносителя первого контура; 4 — вводы измерительных датчиков; 5 — приводы управляющих стержней; 6 — управляющие стержни; 7 — корпус реактора
Хоть тепловая схема двухконтурная, но корабельная ядерная силовая установка с реактором водо-водяного типа имеет в своем составе четыре независимых водяных контура. Нагретая в активной зоне реактора вода высокой чистоты, являющаяся в реакторах такого типа теплоносителем (первый контур) и замедлителем, отдает в парогенераторе теплоту воде второго контура, превращая ее в пар, поступающий в турбинную часть установки, мало чем отличающуюся от применяемых в обычных паросиловых установках. Для того чтобы получить во втором контуре пар заданных параметров, вода первого контура должна иметь достаточно высокую температуру, превышающую таковую производимого пара. Для исключения вскипания воды в первом контуре в нем необходимо поддерживать соответствующее избыточное давление, обеспечивающее так называемый «недогрев до кипения». Так, в первом контуре зарубежных корабельных ядерных силовых установок поддерживается давление 140—180 атмосфер, позволяющее нагревать воду контура до 250—280 °С. При этом во втором контуре генерируется насыщенный пар давлением 15—20 атмосфер при температуре 200—250°С. На отечественных подводных лодках первого поколения температура воды в первом контуре составляло 200 °С, а параметры пара — 36 атмосфер и 335°С. Для компенсации колебаний объема теплоносителя в первом контуре при изменении режима работы установки и поддержания в контуре заданного давления предусмотрен компенсатор объема, представляющий собой баллоны, частично заполненные водой контура, частично инертным газом (или паром), соединенные с контуром напрямую, в которых постоянно поддерживается высокое давление.
Третий контур служит для охлаждения оборудования паропроизводящей части установки, в том числе и бака железоводной защиты, окружающей реактор, а четвертый — для охлаждения воды третьего контура путем прокачки теплообменника третьего-четвертого контуров забортной водой. Для ввода ядерной силовой установки в действие и расхолаживания реактора после вывода установки на атомном корабле предусматриваются автономные источники электроснабжения: аккумуляторная батарея (на подводных лодках), дизель-генераторы и т. п.
Схема двухконтурной корабельной ядерной энергетической установки с реактором водо-водяного типа:
1 — редуктор; 2 — паровая турбина; 3 — парогенератор; 4 — компенсатор объема; 5 — реактор; 6 — слив воды от потребителей; 7 — циркуляционный насос 3-го контура; 8 — охладитель 4-го контура; 9 — циркуляционный насос 4-го контура; 10 — охладитель 3-го контура; 11 — циркуляционный насос 1-го контура; 12 — фильтр активности; 13 — питательный насос 2-го контура; 14 — конденсатный насос 2-го контура; 15 — конденсатор
В 1957г. в состав ВМС США вошла вторая атомная подводная лодка «Сивульф». Ее принципиальное отличие от «Наутилуса» заключалось в ядерной силовой установке, где применялся реактор на промежуточных нейтронах и с натрием в качестве теплоносителя. Теоретически это должно было снизить удельную массу установки за счет снижения веса биологической защиты, а главное — повышения параметров пара.
Температура плавления натрия, составляющая всего 98°С, и высокая температура кипения — более 800°С, а также отличная теплопроводность, в которой натрий уступает только серебру, меди, золоту и алюминию, делает его очень привлекательным для использования в качестве теплоносителя. Нагревая жидкий натрий в реакторе до высокой температуры, при относительно небольшом давлении в первом контуре — порядка 6 атмосфер, во втором контуре получали пар давлением 40—48 атмосфер с температурой перегрева 410—420°С.
В ядерной энергетической установке «Сивульф», в отличие от установки «Наутилуса», применили трехконтурную тепловую схему. Расплавленный натрий первого контура прокачивается жидкометаллическим насосом через реактор, нагревается в нем и поступает в теплообменник промежуточного контура с циркулирующим в нем сплавом натрия с калием, которому отдает теплоту.
Схема паропроизводящей части ядерной энергетической установки подводной лодки «Сивульф»:
1 — циркуляционный насос 1-го контура; 2 — компенсатор объема 1-го контура; 3 — ядерный реактор; 4 — пароперегревательная секция парогенератора; 5 — испарительная секция парогенератора; 6 — компенсатор объема промежуточного контура; 7 — циркуляционный насос промежуточного контура
Давление в промежуточном контуре выше, чем в первом, что исключает в случае аварийной течи трубок парогенератора попадание радиоактивного натрия первого контура во второй контур, а через него и в турбинную часть энергетической установки. Теплоноситель промежуточного контура поступает в парогенератор, в пароперегревательной и испарительной секциях которого последовательно отдает теплоту третьему контуру, обеспечивая перегретым паром турбинную часть установки.На корабле с ядерной установкой подобного типа, чтобы сохранить натрий в расплавленном состоянии, в том числе и в период бездействия установки, необходимо иметь специальную постоянно действующую систему подогрева жидкометаллического теплоносителя и обеспечения его циркуляции. В противном случае натрий и сплав промежуточного контура «замерзнут» и энергетическая установка будет выведена из строя. Указанная специфика является существенным недостатком установок с жидкометаллическим теплоносителем, но, как выяснилось, не единственным. В ходе эксплуатации «Сивульфа» обнаружилось, что жидкий натрий химически чрезмерно агрессивен, в результате чего трубопроводы первого контура и парогенератор быстро коррозировали, вплоть до появления свищей. А это очень опасно, так как натрий или его сплав с калием бурно реагируют с водой вплоть до теплового взрыва. Утечка радиоактивного натрия из контура вынудила сначала отключить пароперегревательные секции парогенератора, что привело к снижению мощности установки до 80 %, а потом, через год с небольшим после вступления в строй, и вообще вывести корабль из состава флота.
Казалось, опыт «Сивульфа» навсегда похоронил идею ядерной силовой установки с жидкометаллическим носителем. Однако подобный опыт проводят в Советском Союзе, где в 1963г. вступает в строй подводная лодка проекта 645.
За дороговизну в эксплуатации лодки пр. 705 прозвали «золотыми рыбками»
Итог оказался близким к американскому, но советские конструкторы смогли из отрицательного результата извлечь положительный опыт. В 1970-е г г. отечественный военно-морской флот получил семь уникальных подводных лодок проекта 705 с ядерной силовой установкой на жидкометаллическим носителе. Эта установка обеспечивала скорость подводного хода 41 узел, причем имела такие динамические характеристики, что когда обнаруживали шум атакующей торпеды, то просто ложились на курс, обратный пеленгу на торпеду, и в считанные секунды развивали самый полный ход — ни одна торпеда мира просто не могла догнать эту подлодку. Титановый корпус обеспечил ей глубину погружения 700м.
Атомная подводная лодка пр. 705
Корабли получились шумными, но такое сочетание глубины погружения и скорости хода сразу обесценило почти все противолодочное оружие НАТО и вынудило их создавать новое поколение средств поражения подводных лодок.
Источник
