Ю. Апальков - Подводные лодки советского флота 1945-1991 гг. Монография, том I.

• Название: Подводные лодки советского флота 1945-1991 гг. Монография, том I.
• Автор: Ю. Апальков
• Жанр: Техническая литература
• Год: 2009

В монографии собраны и систематизированы опубликованные в открытой печати работы специалистов, связанных с проектированием, постройкой и эксплуатацией отечественных лодок после завершения Второй мировой войны и вплоть до распада Советского Союза. В ней описаны все проекты, в том числе и нереализованные, рассказано об истории их создания, технических особенностях и всех модернизациях, а также о зарубежных аналогах. Кроме того, дана краткая оценка тактических свойств. Представлены схемы внешнего вида, продольные разрезы проектов и каждой их модификации. В монографии также содержатся сведения обо всех построенных в этот период отечественных лодках. Приведены данные об их названиях, заводских номерах, датах постройки, вывода из боевого состава и исключения из списков флота, а также о важнейших этапах эксплуатации. Описаны наиболее характерные аварии и катастрофы.

---

Если сравнить обводы легкого корпуса пр. 627 и американской Scipjack – первой американской АПЛ, чей корпус имел форму хорошо обтекаемого тела вращения, – то бросается в глаза разница между отношением длины к ширине. У нашего корабля она составляла 13,3, а у американского – только 7,9. При этом полная скорость хода АПЛ пр. 627в подводном положении, на стадии предэскизного проектирования определялась в 25 уз, а во время ходовых испытаний она составила 23,3 уз (при 60% мощности АЭУ). В то же самое время Scipjack[6*] на контрольных пробегах развила в подводном положении ход 29 уз. Оба корабля имели почти равное нормальное водоизмещение – 3065 и 3070 т соответственно, а мощность обоих ГТЗА у отечественной лодки почти в два раза превышала мощность одного ГТЗА Scipjack (35 000 л.с. против 22 000 л.с).

Очевидно, что ходовые качества американской лодки были лучше. Причин тому несколько и среди них можно выделить следующие. Во-первых, комплексная группа В.Н. Перегудова не ставила перед собой задачу обеспечить АПЛ высокую скорость хода. Исходя из опыта Второй мировой войны ее специалисты полагали, что 25 уз будет вполне достаточно для уклонения от противолодочных сил и решения кораблем основной боевой задачи – нанесения ударов по береговым объектам. Во-вторых, несмотря на испытания моделей, форма кормовой оконечности корпуса и схема винто- рулевой группы АПЛ пр. 627 оказались далеки от совершенства. Наконец, в-третьих, сама по себе удлиненная форма корпуса, не является оптимальной для скоростного движения под водой, но ее использование было вынужденным – на лодке требовалось поместить гигантский торпедный аппарат длиной почти 24 м и диаметром 1550 мм, занимавший два носовых отсека.

Отечественные АПЛ поздней постройки «ужались» до каплевидной формы, подобной той, какую имела Scipjack, приобретя при этом высокую подводную скорость. В то же самое время американские корабли этого класса наоборот – «вытянулись», сохраняя за счет увеличения мощности ГТЗА, как минимум, прежнюю скорость хода. Этот процесс и причины его побудившие будут рассмотрены ниже, в главе, посвященной кораблям второго поколения. Здесь лишь отметим, что сравнительно небольшая скорость АПЛ пр. 627, скорее всего, являлась следствием ошибок, заложенных в задании, а не просчетами проектантов. Исключение составляет винто-рулевой комплекс. Вероятно, буксировки различных моделей в бассейне ЦНИИ-45 и их продувки в трубах ЦАГИ оказалось недостаточно – требовались натурные испытания на действующем корабле. Собственно по этому пути пошли американцы. На их Albacore были отработаны оптимальная форма корпуса для скоростных лодок, различные формы их оперения (крестообразное и х-образ- ное), выявлено его влияние на управляемость корабля и работу гребного винта. Кроме того, были испытаны различные типы винтов (одиночных, с различным числом и формой лопастей, а также соосных), система одержания при аварийных провалах, различные формы и расположение гидроакустических антенн, конструкция их обтекателей и пр. В нашей стране подобный корабль – пр. 01710 – правда, для решения не столь широкого круга задач, появился только в 1987 г.

Если проблемы, связанные с конструкцией и формой корпусов удалось решить сравнительно быстро, то разработка АЭУ отставала от установленных сроков. В итоге, когда был завершен технический пр. 627, СКВ-143 получило от ее разработчиков лишь эскизные проекты. Это могло бы вызвать удивление, ведь принципиальная схема АЭУ была полностью разработана еще в начале 1953 г. комплексной группой под руководством Н.А. Доллежаля[7*]. Мало того, уже к тому времени было завершено проектирование прямоточных парогенераторов с перегревом пара (СКБК Балтийского завода), циркуляционных насосов первого контура (ОКБ Ленинградского Кировского завода) и ПТУ большой мощности (СКВ Ленинградского Кировского завода), годной к размещению в отсеке АПЛ. Однако главным камнем преткновения стал реактор.

Как уже говорилось, работы над ним шли по двум направлениям: над реактором на медленных нейтронах с водяным теплоносителем и над реактором на быстрых (или промежуточных) нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Первое направление разрабатывалось в НИИ химического машиностроения группой конструкторов во главе с Н.А. Доллежалем, а с декабря 1952 г. – в Научно-исследовательском и конструкторском институте энергетической техники (НИКИЭТ), сформированном на базе группы Н.А. Доллежаля. Этот институт должен был разрабатывать ядерные реакторы для всех областей народного хозяйства, в том числе и лодочные. Второе направление разрабатывалось в ФИЭ коллективом конструкторов под руководством А.И. Лейпунского.

На начальной стадии эскизного проектирования темпы выполнения работ были примерно одинаковыми. Однако отсутствие прототипов и сложность решаемой задачи заставили выполнять широкий круг НИОКР по обоим типам ППУ. Затрудняла работу необходимость постоянного согласования с представителями СКВ-143 возможных вариантов ее общего построения, а также конструкцию и характеристики каждого из образцов оборудования. Примерно в феврале 1954 г., учитывая успехи в деле создания первой отечественной АЭС[8*], Первое Главное Управление Совмина приняло решение сосредоточить усилия на разработке реактора на медленных нейтронах с водяным теплоносителем. Благодаря этому должны были ликвидировать наметившееся отставание в проектировании АЭУ от сроков разработки технического проекта самого корабля.

Так как о реакторе на быстрых нейтронах будет рассказано при описании АПЛ пр. 645, здесь мы остановимся лишь на деятельности НИКИЭТ, возглавляемом НА. Доллежалем. Первоначально его сотрудники предполагали использовать в лодочном реакторе графитовый или бериллиевый замедлители и трубы под давлением, внутри которых были бы смонтированы тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ). Впоследствии рассматривались схемы с водяным или тяжеловодным замедлителями. Однако в окончательном варианте сотрудники института остановились на реакторе, у которого давление первого контура держали толстостенные стенки его корпуса и крышка, а ТВЭЛ находились внутри корпуса. Такая конструкция оказалась предельно простой и надежной, так как в ней отсутствовали многочисленные трубы, находившиеся под давлением с соответствующей арматурой.

Нельзя не сказать о том, что успешному продвижению работ в деле разработки первого лодочного реактора в немалой степени способствовал А.П. Александров. Он не только обеспечил успешную и быструю разработку проектной документации по самой АЭУ, но и по всей АПЛ в целом. Впоследствии А.П. Александров в немалой степени помог преодолеть множество затруднений, связанных с постройкой и эксплуатацией корабля.

В подавляющем большинстве «транспортируемые» (или лодочные) АЭУ, которыми оснащены АПЛ, выполнены по двухконтурной схеме: вода под давлением в первом контуре и паротурбинный цикл с парогенератором во втором контуре. Грубо говоря, они состоят из двух основных частей: паропроизводящей (ППУ) и паротурбинной (ПТУ) установок. Основой ППУ является реактор. Он представляет собой толстостенный вертикально стоящий цилиндр, выполненный из низколегированной углеродистой стали. Его нижняя часть (дно) наглухо заварена. Внутри корпуса реактора находится каркас активной зоны (A3), защищенный оболочкой. A3 является источником тепловой энергии. Она загружается тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), в которых, за счет реакции деления ядер урана U235 образуется тепло. Каркас A3 – цилиндр, вставленный в корпус реактора, служит для размещения ТВЭЛ и направления движения регулирующих стержней системы управления и защиты. Сверху и снизу каркас закрыт опорными плитами, одновременно поддерживающими его внутри корпуса реактора. Сверху реактор закрывается крышкой, которая соединяется с его корпусом при помощи стандартных фланцев и крепежных болтов. В процессе установки крышки используются уплотнительные прокладки или тороидальные уплотнения, внутри которых специальная система поддерживает повышенное давление. На некоторых реакторах (например, в американском S-5W, установленном на Skipjack) вместо фланцевого соединения было использовано соединительное кольцо.

Автоматическое регулирование мощности реактора и остановка его в случае аварии осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). Стержни (регулирующие, компенсирующие и аварийной защиты) изготавливают из хорошо поглощающих нейтроны материалов: бористой стали, кадмия или гафния. Регулирующие стержни СУЗ предназначены для управления мощностью реактора. Они снабжены электромеханическим реечным приводом, обеспечивающим введение в активную зону со сравнительно невысокими скоростями. Чем выше подняты регулирующие стержни, тем больше мощность реактора, и, наоборот – по мере их опускания мощность реактора падает. Когда регулирующие стержни доходят до концевиков, реактор полностью расхолаживается. Стержни аварийной защиты предназначены для аварийной остановки реактора. При аварийном сбросе защиты стержни «выстреливаются» с помощью гидравлического или любого другого быстродействующего привода, в результате чего ядерная реакция моментально прекращается.