Реализованные проекты
9 сентября 1952 г. вышло подписанное И.В. Сталиным Постановление СМ СССР о создании атомной подводной лодки (ПЛА). Общее руководство научно-исследовательскими работами и работами по проектированию объекта возлагалось на ПГУ при СМ СССР (Б.Л. Ванников, А.П. Завенягин, И.В. Курчатов), а строительство и разработка корабельной части и вооружения — на Министерство судостроительной промышленности (В.А. Малышев, Б.Г. Чиликин). Научным руководителем работ по созданию комплексной ядерной энергетической установки (ЯЭУ) был назначен А.П. Александров, главным конструктором ЯЭУ – Н.А. Доллежаль, главным конструктором лодки — В.Н. Перегудов.
Для руководства работами и рассмотрения научных и конструкторских вопросов, связанных с постройкой подводной лодки, при Научно-техническом совете ПГУ была организована Секция № 8, которую возглавил В.А. Малышев. Выполнение основных работ по ЯЭУ наряду с Курчатовским институтом поручалось Лаборатории «В», а ее директор Д.И. Блохинцев был назначен заместителем научного руководителя. Постановлением Совмина на Лабораторию «В» было возложено выполнение расчетно-теоретических работ, разработка твэлов, сооружение и испытание опытного реактора подводной лодки.
Первой и важнейшей задачей стал выбор типа реактора в качестве основного источника энергии, а также общего облика энергетической установки. Сначала это были реакторы на графитовом и бериллиевом замедлителе с тепловыделяющими трубами, несущими давление, близкие по типу к строящейся тогда Первой АЭС. Несколько позднее возникли установки, у которых замедлителем была тяжелая вода. И только потом (а по тем темпам это был один месяц!) появился корпусной водо-водяной реактор.
В октябре 1952 г. Блохинцев уже докладывал Секции № 8 НТС ПГУ о проведенных в Лаборатории «В» первых предварительных расчетах и предложил для обсуждения два варианта:
а) Технологическую схему на основе реактора АМ с перегревом пара внутри реактора, разработанную в отделе тов. А.К. Красина и б) Схемы с применением металлического охлаждения, разработанные в отделе тов. Лейпунского А.И.»
Таким образом, уже с самого начала в Лаборатории «В» рассматривались два варианта ЯЭУ для подводных лодок: с водным теплоносителем и жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут. По инициативе А.И. Лейпунского работы по созданию транспортных ядерных установок были начаты в Лаборатории «В» еще в 1949 г.
К этому времени было известно, что в США ведутся работы по установкам двух типов: реакторы на тепловых нейтронах с водой под давлением и реакторы на промежуточных нейтронах с натриевым теплоносителем. Поэтому работы по созданию энергетических установок для атомных подводных лодок были развернуты в двух направлениях: водо-водяные реакторы и реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.
Выбор эвтектического сплава свинец-висмут как теплоносителя для ядерных реакторов был сделан А.И. Лейпунским еще до начала развертывания работ в СССР по атомным подводным лодкам. Как вспоминает главный конструктор ЯЭУ Н.А. Доллежаль: «Этот вариант особенно поддерживал Д.И. Блохинцев, в то время директор Лаборатории «В» в Обнинске, где академик Александр Ильич Лейпунский работал над вопросами использования техники быстрых нейтронов. Его идея заключалась в том, что можно создать ядерную энергетическую установку для подводной лодки, в реакторе которой в качестве теплоносителя использовался бы жидкий металл (например, сплав свинца и висмута), и он мог нагреваться до достаточно высокой температуры без создания давления. А.И. Лейпунский был выдающимся ученым, и сомневаться в серьезности его предложений оснований не было».
Научным руководителем работ по созданию реакторов с жидкометаллическим теплоносителем был назначен А.И. Лейпунский, а после его смерти в 1972 г. – Б.Ф. Громов. Проекты серийных реакторных установок для подводных лодок разрабатывали ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) и ОКБМ (г. Нижний Новгород), а проекты самих кораблей – Санкт-Петербургское морское бюро машиностроения (СПМБМ) «Малахит».
В отличие от американцев, А.И. Лейпунский предложил и обосновал в качестве теплоносителя эвтектический сплав свинец-висмут, несмотря на его худшие теплофизические свойства в сравнении с натрием. Последующий опыт развития этих конкурирующих направлений подтвердил правильность выбора, сделанного им. (После нескольких аварий на наземном стенде-прототипе и опытной подлодке работы в США по этому направлению были прекращены.)
Одна из первых проблем возникла в самом начале работ при обосновании нейтронно-физических характеристик реактора с промежуточным спектром нейтронов, который формировался в активной зоне, из-за большой утечки нейтронов, обусловленной малыми размерами реактора и использованием бериллиевого замедлителя. А.И Лейпунский поставил перед В.А. Кузнецовым задачу создать критическую сборку, на которой можно было бы проверить методы и константы для расчета промежуточного реактора. Такая критсборка в 1954 г. была создана. Но 11 марта 1954 г., во время набора критмассы, произошел разгон реактора на мгновенных нейтронах. А.И. Лейпунский и все физики, занятые в эксперименте, были срочно госпитализированы в Москве.
Задача могла быть решена только при наличии крупномасштабных экспериментальных стендов, на которых оборудование отрабатывалось бы в условиях, близких к натурным. Поэтому в 1953 г. на базе Лаборатории «В» приступили к строительству полномасштабных стендов-прототипов ЯЭУ с водяным охлаждением (стенд 27/ВМ) и жидкометаллическим охлаждением (стенд 27/ВТ), которые были введены в эксплуатацию соответственно в 1956 и 1959 гг. Эти стенды представляли собой реакторные и турбинные отсеки атомных подводных лодок. На длительный срок они стали основной экспериментальной базой ФЭИ и Курчатовского института для отработки реакторов новых типов, равно как и базой Обнинского учебного центра ВМФ по подготовке экипажей подводных лодок.
Крейсерская атомная подводная лодка К-27 (проект 645)
Первая советская крейсерская атомная подводная лодка К-27 (проект 645) с ЯЭУ, охлаждаемой жидким металлом, в 1963 г. успешно прошла государственные испытания. В 1964 г. она совершила дальний поход в экваториальную Атлантику, во время которого (впервые в советском ВМФ) без всплытия в надводное положение прошла 12 278 миль за 1240 ходовых часов (51 сутки). Командиру лодки И.И. Гуляеву было присвоено звание Героя Советского Союза. Моряки дали высокую оценку ядерной энергетической установке. От Лаборатории «В»; в этом уникальном походе участвовал один из создателей ЯЭУ, главный инженер стенда 27/ВТ К.И. Карих. В 1965 г. К-27 совершила второй поход, став первой советской атомной подводной лодкой, скрытно проникшей в Средиземное море.
В это время развернулось создание серии лодок второго поколения с ЯЭУ, использующей жидкометаллический теплоноситель свинец-висмут. В начале 1960-х годов в связи с созданием и выходом на боевое патрулирование в океан подводных ракетоносцев США, получивших название в западном мире «убийцы городов» (по типу выбора целей – их ракеты были нацелены на наши города), в СССР было принято решение о создании специальных противолодочных подводных лодок. Одним из пунктов программы стало задание на постройку малой скоростной автоматизированной лодки – истребителя подводных лодок, т. е. истребителя «убийц городов».
Проектирование атомной подводной лодки проекта 705 (советский шифр «Лира») началось после выхода Постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР летом 1960 г. Главная задача – создание высокоманевренной, скоростной, малого водоизмещения подводной лодки с ЯЭУ, с титановым корпусом, с резким сокращением численности экипажа, с внедрением новых образцов оружия и технических средств.
Важнейшим элементом паропроизводящей установки новой лодки был ядерный реактор с теплоносителем свинец-висмут, разработанный под научным руководством ФЭИ. Тяжелая биологическая защита и невысокие параметры пара ЯЭУ с водо-водяным реактором (на тот период) приводили к большому удельному весу реакторной установки. Новый реактор с жидкометаллическим теплоносителем позволял сократить водоизмещение, диаметр прочного корпуса и длину подводной лодки, увеличить скорость подводного хода. Благодаря этому принципиальным отличием новой паропроизводящей установки являлись компактность, блочность компоновки, высокая степень автоматизации и маневренность, хорошие экономические и массогабаритные показатели.
Атомная подводная лодка проекта 705
Особое место в освоении реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем заняла проблема технологии этого теплоносителя. Под этим словосочетанием понимаются методы контроля и поддержания требуемого качества теплоносителя и чистоты первого контура в ходе эксплуатации реакторной установки. Важность этой проблемы была осознана после аварии реактора на лодке К-27 в мае 1968 года. Соответствующие методы и устройства поддержания качества теплоносителя были разработаны, когда завершалось строительство запланированной серии ПЛА проектов 705 и 705К.
Первая крейсерская подводная лодка нового типа К-64 в декабре 1971 года была принята в опытную эксплуатацию. И хотя в составе флота несли боевую службу только шесть кораблей этого типа, появление в океане новой советской противолодочной субмарины наделало много шума и стало для ВМС США неприятной неожиданностью. Американские подводные стратегические ракетоносцы были поставлены в трудное тактическое положение. Малые размеры подводных лодок проекта 705, значительный диапазон глубины погружения, высокая скорость полного хода позволяли ей осуществлять маневрирование на максимальной скорости, невозможное для всех других типов подводных лодок, и даже уходить от противолодочных торпед. Корабли этого проекта за свои скоростные и маневренные качества были занесены в «Книгу рекордов Гиннеса».
«Сейчас, оглядываясь назад, – пишет главный конструктор СПМБМ «Малахит» (где разрабатывался проект лодки) Р.А. Шмаков, – следует признать, что эта лодка была проектом XXI века. Она обогнала свое время на несколько десятилетий. Поэтому не удивительно, что для многих специалистов, испытателей, личного состава ВМФ она оказалась слишком трудной в освоении и эксплуатации».
«Идея создания такой лодки, какой стала ПЛА проекта 705, – отмечает заместитель главного конструктора проекта Б.В. Григорьев, – могла реализоваться только в 1960‑х годах, когда советское общество находилось на подъеме, открывались новые направления научных исследований и разработок, а оборона страны была важнейшим государственным приоритетом.» «Атомная подводная лодка проекта 705, – по определению секретаря ЦК КПСС и министра обороны СССР Д.Ф. Устинова, – стала общенациональной задачей, стала попыткой осуществить рывок для достижения военно-технического превосходства над западным блоком».
Командиры и офицеры подводных лодок с реакторными установками, разработанными в ФЭИ, давали очень высокую оценку самой лодке и её ядерной энергетической установке, называя ее «чудо-лодкой», сильно опередившей своё время.
Сегодня можно считать общепризнанным, что в ФЭИ под руководством А.И. Лейпунского заложены основы нового направления ядерной энергетики, а также в промышленном масштабе продемонстрирована уникальная реакторная технология. Это позволило обеспечить компактность реакторной установки, что важно при создании подводных лодок ограниченного водоизмещения, обеспечить высокие маневренные качества, повысить надёжность и безопасность реакторной установки.
Большой вклад в развитие этого направления внесли А.А. Бакулевский, Б.Ф. Громов, К.И. Карих, В.А. Кузнецов, И.М. Курбатов, В.А. Малых, Г.И. Марчук, Д.М. Овечкин, Ю.И. Орлов, Д.В. Панкратов, Ю.А. Прохоров, В.Н. Степанов, В.И. Субботин, Г.И. Тошинский, А.П. Трифонов, В.В. Чекунов и многие другие.
Источник
Атомные установки подлодок
На заре подводного судостроения, когда шел поиск оптимальных двигателей для субмарин, конструкторы экспериментировали, в том числе, с паросиловыми установками.
После того как в 1930-х годах дизель-электрические подлодки уже перешагнули 20-узловой рубеж, казалось, эра «паровых» субмарин завершилась навсегда. Но прошло всего полтора десятилетия, 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.
ФИЗИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ РАБОТЫ
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.
Проработка вопросов создания ядерных силовых установок для подводных лодок началась в США в 1944 году, а уже через четыре года первая из них была спроектирована. Там же в июне 1952 года состоялась закладка первой атомной подводной лодки, получившей имя «Наутилус». На первый взгляд она была само воплощение человеческой мечты об истинной подводной лодке. Действительно, где, как только не в мечтах, можно было себе представить подводный корабль длиной почти 100 м 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 годов об этом просто никто не задумывался.
Основной элемент ядерных энергетических установок – ядерный реактор – 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 тепла 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.
«Наутилус» имел силовую установку с водо-водяным реактором под давлением. Такие реакторы применены и на подавляющем большинстве других атомных субмарин.
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. 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.
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, которое позволяет 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 советских подводных лодках первого поколения температура воды в первом контуре составляла 200° С, а параметры пара – 36 атмосфер и 335° С.
С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В 1957 году в состав ВМС США вошла вторая атомная подводная лодка «Сивулф». Ее принципиальное отличие от «Наутилуса» заключалось в ядерной силовой установке, где применялся реактор 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.
Практика показала, что, несмотря на все преимущества, ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем обладает рядом существенных недостатков. Чтобы сохранить натрий в расплавленном состоянии, в том числе и в период бездействия установки, на корабле 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. В ходе эксплуатации «Сивулфа» 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. Опыт «Сивулфа» заставил американских военных моряков окончательно сделать выбор в пользу водо-водяных реакторов. А вот в СССР эксперименты с жидкометаллическим теплоносителем продолжались гораздо дольше. Вместо натрия применялся сплав свинца с висмутом – гораздо менее пожаро- и взрывоопасный. В 1963 году вступает в строй подлодка проекта 645 с таким реактором (по сути – модификация первых советских атомных субмарин проекта 627, на которых применялись водо-водяные реакторы).
А в 1970-е годы состав флота пополнили семь подлодок проекта 705 с ядерной силовой установкой на жидкометаллическим носителе и титановым корпусом. Эти субмарины обладали уникальными характеристиками – они могли развивать скорость до 41 узла и погружаться на глубину 700 м. Но эксплуатация их была чрезвычайно дорогой, из-за чего лодки этого проекта прозвали «золотыми рыбками». В дальнейшем ни в СССР, ни в других странах реакторы с жидкометаллическим теплоносителем не применялись, а повсеместно принятыми стали водо-водяные реакторы.
Понравилась статья? Подпишитесь на наш канал в Яндекс.Дзен или поделитесь записью в соцсетях
Источник
ГЛАВНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА И ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА
Современные АПЛ имеют паропроизводящие установки в составе одного-двух ядерных реакторов с водой под давлением в первом контуре. Пар второго контура, который непосредственно подается на главную турбину и турбогенераторы, образуется в нескольких парогенераторах вследствие теплообмена с водой первого контура. Параметры теплоносителя первого контура на входе в парогенератор обычно лежат в пределах: 320-330°С, 150-180 кг/см²; параметры пара второго контура на входе в турбину: 280-290°С, 30-32 кг/см2. Паропроизводительность реакторов современных АПЛ на полной мощности достигает 200 и более тонн пара в час. Загрузка ядерного топлива, в качестве которого обычно используют обогащенный уран-235, составляет несколько килограммов. Известно, например, что АПЛ «Nautilus» до первой перезарядки израсходовала 3,6 кг урана, пройдя около 60 тыс. миль.
Ток воды в первом контуре осуществляется при работе установки на малой мощности за счет естественной циркуляции теплоносителя, вследствие перепада температуры на входе и выходе из реактора, и размещения парогенераторов выше активной зоны, на средних и больших мощностях — циркуляционными насосами первого контура. В интересах снижения шумности и упрощения управления реактором наблюдается тенденция повышения верхней границы мощности при работе в режиме естественной циркуляции. Американская АПЛ «Narwhal» имела реактор со значительно более высоким, чем у других АПЛ, уровнем естественной циркуляции — возможно, до 100% мощности. Однако в силу ряда причин, в первую очередь в связи с увеличенной в сравнении с обычными реакторами высотой, этот реактор не был запущен в серию. Кампания (расчетная продолжительность работы реактора на полной мощности) достигает для современных АПЛ 10-15 тыс. ч, что позволяет (вследствие работы реактора большую часть времени на мощности, значительно меньшей полной) ограничиться за срок службы АПЛ одной-двумя перезарядками активной зоны. Мощность паротурбинных установок при движении АПЛ на полном ходу достигает 30-60 тыс. л. с. (20-45 тыс. кВт).
Конструктивно паротурбинные установки выполняются в виде единого блока, состоящего, как правило, из двух турбин, параллельно работающих на одно- или двухступенчатый редуктор, понижающий обороты турбин до оптимальных для гребного винта. Для снижения передаваемых на корпус вибраций паротурбинный блок крепится к нему с помощью амортизаторов. С этой же целью так называемые неопорные связи блока с корпусом и другим оборудованием (линия вала, паровые, водяные, масляные трубопроводы) имеют относительно эластичные вставки, также препятствующие распространению вибрации от блока.
Сброс пара от турбины осуществляется на конденсатор, охлаждаемый забортной водой, протекающей по трубкам, рассчитанным на полное забортное давление. Прокачка забортной воды осуществляется самопротоком или циркуляционным насосом. Образовавшийся после охлаждения пара конденсат специальными насосами закачивается в парогенератор. Паропроизводящая и паротурбинная установки контролируются и управляются с помощью специальной автоматической системы (при необходимости с вмешательством операторов). Управление осуществляется из специального поста. Передача мощности от редуктора на гребной винт осуществляется с помощью линии вала, снабженного опорными и главным упорным подшипником (ГУП), передающим развиваемый винтом упор на корпус. Обычно ГУП конструктивно совмещается с одной из поперечных переборок и на некоторых АЛЛ снабжен специальной системой для снижения уровня вибраций, передаваемых от линии вала на корпус. Для отсоединения гребного вала от редуктора турбинной установки предусмотрена специальная муфта. На большинстве АПЛ в корму от ГУП соосно с линией вала устанавливается гребной электродвигатель (ГЭД), обеспечивающий вращение вала при отключенных и при необходимости остановленных турбинах. Мощность ГЭД составляет обычно несколько сотен киловатт и достаточна для движения АПЛ со скоростью 4-6 уз. Энергия для работы ГЭД подается от турбогенераторов или, при аварии, от аккумуляторной батареи, а при движении в надводном положении — от дизель—генератора.
Удельные массогабаритные характеристики энергоустановок существенно разнятся для отдельных типов АПЛ. Средние их значения (суммарно паропроизводящей и паротурбинной установки) для современных АПЛ: 0,03-0,04 т/кВт, 0,005-0,006 м³/кВт.
Рассмотренная энергетическая установка в составе турбозубчатого агрегата и установленного на валу маломощного ГЭД применена на подавляющем большинстве АПЛ, однако она является не единственной нашедшей практическое применение. Начиная с середины 60-х годов предпринимались попытки использования на АПЛ других установок, в первую очередь турбоэлектрической, обеспечивающей полное электродвижение, на что уже обращалось внимание в разделе, посвященном рассмотрению этапов развития ПЛ.
Широкому внедрению полного электродвижения на АПЛ препятствуют, как обычно указывается, существенно большие массы и габариты электроустановок по сравнению с турбинными близкой мощности. Работы по совершенствованию турбоэлектрических установок продолжаются, а их успех связывается с использованием эффекта сверхпроводимости, особенно при так называемых «комнатных» температурах (до -130°С), что, как ожидается, позволит резко сократить массогабаритные характеристики электродвигателей и генераторов.
Электроэнергетическая система (ЭЭС) современных АПЛ имеет в своем составе несколько (как правило, два) автономных турбогенераторов (АТГ) переменного тока, использующих пар от реактора, и аккумуляторную батарею (АБ) в качестве резервного источника энергии при неработающих АТГ, а также машинные или статические преобразователи электрического тока (для зарядки АБ от АТГ и питания оборудования на переменном токе от АБ), приборы контроля, регулирования и защиты, а также систему коммутации — распределительные щиты и кабельные трассы. В качестве аварийного источника энергии при движении в надводном положении используется дизель-генератор.
Мощность АТГ на современных АПЛ достигает нескольких тысяч киловатт. Потребителями электроэнергии являются в первую очередь вспомогательные механизмы самой АЭУ, гидроакустическое вооружение, средства навигации, связи, радиолокации, системы, обслуживающие оружие, система жизнеобеспечения, ГЭД при использовании режима электродвижения и др. В ЭЭС используется переменный ток промышленной частоты 50-60 Гц, напряжением 220-380 В, а для питания некоторых потребителей — переменный ток повышенной частоты и постоянный.
Высокая энергонасыщенность современных АПЛ, обеспечивающая возможность использования энергоемких образцов оружия и вооружения, а также высокий уровень комфортности личного состава, имеет, как уже указывалось, и негативные последствия — относительно высокий уровень шума вследствие большого числа одновременно работающих машин и механизмов, даже при движении АПЛ с относительно низкой скоростью.
Источник