Реактори ядерних енергетичних установок для підводних атомних човнів. Як влаштований атомний підводний човен (14 фото) Ядерні реактори підводних човнів

Глава 1 КОРОНІ ДОЛИОПЕРАЦІЯ «ЧЕРВІВ» Оренбург кінця XIX століття. Маленькі дерев'яні будинки. Вузькими вуличками блукають безпритульні кури, задумливо жують чахлу придорожню траву меланхолійні кози. Петлячи в пилюці, вулички сходяться в центрі міста біля великого красивого будинку. Для

Розділ 6 ВСТУП СУДБУШТУРМ Перед бойовим командиром, що втратив можливість продовжувати службу не тільки на підводних човнах, а й на надводних військових кораблях, було два второвані шляхи. Перший - продовжувати службу у штабах чи управліннях. Другий шлях -

Глава 1 ПОВЕРНЕННЯ ВІРИТЕ? Чудеса трапляються в усі часи. Після тяжких трьох років підозр і недовіри – реабілітація. Настала важка, дивна пора. Тисяча днів прокотилися через життя Берга, і щодня розривав його душу та серце. Хвилі, що роздирають мозок

Глава 2 НА ПЕРЕДОВИЙ ПЕРЕЛОМ1943 рік починався в нових умовах. Втрати німців під Сталінградом: 175 тисяч убитих та 137 тисяч полонених, 23 дивізії в оточенні – ці цифри вразили весь світ. Величезний успіх змінював всю атмосферу на фронтах. Пожвавилися навіть союзники. Італія

Розділ 3 СКЛАДНИЙ ФАРВАТЕРС МЕРТВОЇ ТОЧКИ Як розвиватиметься далі ця незвичайна та повсякденна історія? Історія, така схожа на ті, що розігруються навколо нас і з нами у повсякденному і завжди такому неповторному житті. особистого життяБерга назрівали. У наркоматі

Коли радянські кібернетики перестали витрачати частину зусиль на суперечки, а зосередилися на своїх прямих обов'язках, їх дітища - кібернетичні машини почали робити швидкі успіхи.

Розділ 4 ЗУСТРІЧ НА ВЕРШИНЕРОЗИ І РИБАЧИш «Проблемні записки», і впадає в око органічне переплетення численних наукових напрямів, тісна співдружність різних секцій. Секція біоніки, наприклад, вивчає живі організми з метою перенесення до техніки

РОЗДІЛ 5 САМИЙ ЩАСЛИВИЙ ДЕНЬ ПРАВИ ЙОГИ! Хлопчик, щоб зробити снігову бабу, скачав у долонях маленьку грудку снігу, кинув її на землю, покотив, і грудочок став рости, нашаровуючись новими сніговими пластами. Катити його важче і важче… Хлопчисько витирає рукавичкою

Частина 2 Атомний вік Якщо дотримуватися визначення підводного човна як судно, що «занурилося, незалежно від поверхні», то першим справжнім підводним човном був атомний підводний човен «Наутілус». Це було одним із найбільших досягнень науки у XX столітті: шлях з пункту А (Енріко Фермі)

Глава 8 Вступаючи до атомного століття У цьому розділі Час розпаду атома. Будівництво силових установок. Монтаж силової установки на підводний човен. Ідеальний випробувальний стенд. Радіоактивні чи молекулярно нестабільні елементи були вперше відкриті у 1895 році, коли Вільям

У другій половині 80-х років XX століття розпочався інтенсивний процес зняття з експлуатації та виведення зі складу ВМФ Росії атомних підводних човнів (АПЛ). Це було пов'язано як із закінченням термінів служби, так і з виконанням Російською Федерацією міжнародних зобов'язань щодо скорочення озброєнь. Основні результати робіт з утилізації трьох поколінь АПЛ представлені у таблиці.

В даний час період активної утилізації АПЛ, коли щорічно утилізувалося з формуванням одно- або тривідсічних блоків більше 10 АПЛ на рік, закінчився. АПЛ 1-го покоління практично повністю утилізовано (за винятком аварійних АПЛ). Друге покоління також здебільшого виведено з експлуатації та утилізовано за прийнятою схемою. Протягом наступних кількох років відбуватиметься виведення з експлуатації та утилізація 2 – 5 АПЛ 2-го та 3-го поколінь на рік.

В даний час для вирішення проблем зберігання реакторних відсіків (РО), поводження з радіоактивними відходами (РАО), що утворюються під час утилізації, необхідно створення додаткової інфраструктури, що включає будівництво пунктів довготривалого зберігання реакторних відсіків (ПДХ), регіональних центрів кондиціювання та зберігання РАВ, причальних стін, реконструкція залізничних комунікацій тощо. Усе це потребує залучення значних фінансових та трудових ресурсів. Масштаб розв'язуваних завдань ілюструє рис.1, на якому показано один із майданчиків довготривалого зберігання реакторних відсіків утилізованих АПЛ.

Загальна сума витрат на будівництво наземного сховища на 120 РВ у Сайді-губі перевищує 300 млн. євро.

Малюнок 1. Майданчик довготривалого зберігання реакторних відсіків.

Передбачається, що РВ у ПДХ повинні зберігатися протягом 75-100 років, після чого має бути остаточно вирішено питання про їх утилізацію. Враховуючи, що маси РВ АПЛ відносно не великі (близько 1000 тонн), а ПДХ розташовані далеко від сталеплавильних підприємств, їхня остаточна утилізація (остаточна обробка та переплавлення сталі) є економічно сумнівною.
При вирішенні питання остаточної утилізації слід також враховувати, що у РВ завантажуються тверді радіоактивні відходи, що утворюються при утилізації АПЛ.

Значна частина ядерних енергетичних установок (ЯЭУ), що виводяться з експлуатації АПЛ 2-го та 3-го поколінь, не виробили призначені ресурсні показники і в основному перебувають у хорошому стані.
Нині у Росії розгортається програма будівництва плавучих атомних електростанцій малої потужності. Енергоблоки плавучих АЕС планується створювати на базі суднових реакторних установок типу КЛТ-40 (прототипом був реактор ОК-900), які добре зарекомендували себе під час експлуатації на атомних суднах. Так, наприклад, ЯЕУ атомного криголама «Арктика» (реактор ОК-900) успішно експлуатувалася з 1975 по 3 жовтня 2008 року; за 176384 години експлуатації за середньої потужності 63,1 МВт енерговироблення становило 11132456 МВт*годин. Слід зазначити, що реакторна установка криголаму мала проектний ресурс 90000 годин при роботі на номінальній потужності 170 МВт, і, отже, енерговироблення реактора могло б становити 15,5 млн. МВт*годин.

ЯЕУ АПЛ принципово нічим не відрізняються від криголамних установок. По суті, технологія човнових реакторів з водою під тиском створила основу для атомних станцій з корпусними реакторами.
«Ми завжди прагнули створити атомні енергетичні установки подвійного призначення, бо створення військової та цивільної техніки на основі єдиної технології є дуже ефективним для вдосконалення і тієї і іншої» – так вважає академік Н.С. Хлопкін. Саме в ЯЕУ АПЛ були використані технічні рішення, які сьогодні стали обов'язковими для великої атомної енергетики: активні зони мали зворотні негативні зв'язки за температурами палива та сповільнювача, а самі ЯЕУ мали захисну огорожу у вигляді міцного корпусу РВ.

Експерти з РНЦ «Курчатівський інститут» при розробці концепції будівництва підземних АЕС ще у 1993 році зазначали, що «завдяки малим габаритам та масі можна використовувати корабельні рішення щодо енергетичних установок та в підземних атомних електростанціях. Комплексна автоматизація, герметичне виконання обладнання, зведення до мінімуму рідких та газоподібних відходів, відпрацьованість технології та висока якість виготовлення завдяки виконанню більшої частини монтажних робіт на машинобудівних заводах – всі ці властивості дуже добре вписуються у концепцію підземної АЕС».

Корпуси реакторів відносяться до обладнання з тривалим циклом виробництва та є найдорожчими частинами ЯЕУ. Єдиним підприємством, яке зараз виробляє подібне обладнання, є «Іжорські заводи». Технологічний цикл виготовлення корпусу реактора в залежності від типу реактора складає 2-3 роки. Враховуючи не безмежні виробничі можливості «Іжорського заводу», на думку авторів, не доцільно завантажувати його додатковими замовленнями для плавучих АЕС.
Також слід враховувати, що вартість виготовлення реакторів для плавучої АЕС становить за різними оцінками від 40 до 60% від загальної вартості станції. Таким чином, при будівництві плавучих АЕС є економічно доцільним використовувати готові РВ АПЛ, що виводяться з експлуатації.

Для цих цілей повною мірою підходять експлуатовані або перебувають на етапах виведення з експлуатації та тимчасового зберігання на плаву АПЛ 2-го - 3-го поколінь (загальна кількість таких АПЛ становить приблизно 140 одиниць). Використання вже сформованих у процесі утилізації АПЛ 1-3 відсічних РВ підлягає окремому розгляду у кожному конкретному випадку.
ЯЕУ цивільного та військового призначення мають незначні конструктивні відмінності. Передбачувані до утилізації АПЛ 2-го покоління мають по 2 реактори тепловою потужністю 90 МВт, АПЛ 3-го покоління – по 1-2 реактори тепловою потужністю 180 МВт.

У доповіді буде розглянута одна із складових, яка істотно впливає на безпеку використання ЯЕУ утилізованих АПЛ – крихтіння корпусної сталі реактора під впливом потоку швидких нейтронів. Матеріал корпусів реакторів цивільного та військового призначення однаковий – сталь типу 15Х2МФАА.

Робота ЯЕУ на парціальних навантаженнях істотно зменшує вироблення ресурсу корпусу реактора, який визначається зсувом критичної температури крихкості матеріалу корпусу, зумовленої, головним чином, флюєнс швидких нейтронів. Дослідження основного металу та металу зварних швів корпусів реакторів атомного криголаму «Ленін», виконані після зняття його з експлуатації при виробленні ресурсу 106700 годин, підтвердили можливість продовження проектного годинного ресурсу корпусів реакторів, які працювали на потужностях менших за номінальну.

Для дослідження можливості застосування ЯЕУ утилізованих АПЛ авторами було проведено оцінку крихкості корпусів реакторів АПЛ з використанням стандартних методик та експлуатаційних параметрів, досягнутих реакторами криголама «Арктика».
Критична температура крихкості матеріалу корпусу реактора (Тк) є фактором, що обмежує термін його служби, та визначається сумою

ТК = ТК0 + ΔТТ + ΔТN + ΔТF, (1)

де ТК0 – критична температура крихкості матеріалу у вихідному стані,
ΔТТ – зсув критичної температури крихкості внаслідок температурного старіння;
ΔТN – зсув критичної температури крихкості внаслідок циклічної ушкодження (для суднових ЯЕУ ΔТN не є визначальним фактором, і може бути прийнятий рівним нулю);
ΔТF – зсув критичної температури крихкості внаслідок нейтронного опромінення.

Використовуючи стандартні залежності, розрахуємо величину флюенсу швидких нейтронів Fn на корпусі реактора криголама «Арктика»:

Fn = F0*(ТF/AF)3 = 1018*(110/23)3 = 1,1 1020 см - 2 , (2)

де AF - коефіцієнт охрупчування нижнього зварного шва;
F0 = 1018 см - 2 – граничне значення флюєнса;
ТF = 110 0С – зсув критичної температури в'язко-тендітного переходу в результаті опромінення.

У цьому випадку середня щільність потоку швидких нейтронів на корпусі реактора за час експлуатації τ складе

φб = Fn/τ = 1,1 1020/176384 3600 = 1,73 1011см - 2c - 1, (3)

і, отже, час роботи реактора на середній за час експлуатації потужності становить

τ = Fn/φб 3600 = 1,1 1020/1,73 1011 3600 = 176 622 години. (4)

Отриманий результат добре узгоджується із зареєстрованим часом роботи реактора криголама «Арктика», що означає – зсув критичної температури в'язко-тендітного переходу був прийнятий правильно. Спираючись на ці дані і враховуючи, що щільності потоків швидких нейтронів в реакторах криголамів і АПЛ приблизно однакові, можна припустити, що реактори АПЛ, що утилізуються, здатні досягати енерговироблення 11 - 12 мільйонів МВт * годин і більше.

ЯЕУ утилізованих АПЛ, на думку фахівців, далекі від вироблення ресурсних показників. Специфіка експлуатації АПЛ у тому, частка режимів роботи ЯЭУ на навантаженнях, близьких до максимальним, невелика. Крім цього, починаючи з 90-х років ХХ століття, АПЛ не так часто виходили у море.
Враховуючи, що номінальна потужність реакторів АПЛ 2-го покоління становить 90 МВт, середня потужність під час експлуатації більшості їх перевищувала 30%, тобто. 27 МВт, а час роботи на потужності становило близько 40000 годин, отримаємо енерговироблення близько 1,08 млн. МВт * годин.

Вважаючи щільності потоків нейтронів в реакторах криголамів і АПЛ близькими за значенням, і також вважаючи, що значення щільностей нейтронних потоків пропорційні потужності реакторів, а, отже, флюенс швидких нейтронів на корпус реактора пропорційний його энерговиработке, маємо значення флюенса1, 0 МВт*годин Fn = 1,07∙1019 см – 2. При цьому зсув критичної температури в'язко-тендітного переходу для матеріалу корпусів реакторів АПЛ складе

ТF = Aw*(Fn/F0)1/3 = 23*(1,07∙1019/1018)1/3 ≈ 49,5 0С. (5)

Отже, залишковий ресурс корпусу реактора АПЛ по флюенсу швидких нейтронів на корпусі становить 10 - 11 мільйонів МВт * годин, а можливо, і більше.

Розрахунок флюєнса швидких нейтронів на корпусі реактора пов'язаний з певними труднощами:
− наприкінці кампанії активної зони відбувається збільшення щільності потоку нейтронів;
− немає точної інформації про щільність потоку нейтронів у реакторі (особливо швидких нейтронів);
− за час експлуатації реактора в ньому «спалюється» кілька активних зон, що призводить до накопичення помилки у визначенні флюєнсу;
− до суднових реакторів не завантажуються зразки-свідки, що дозволяють судити про зміну фізико-механічних властивостей корпусної сталі.

Точніше ніж флюєнс швидких нейтронів, в результаті експлуатації визначається енерговироблення реактора. Тому значний інтерес становить залежність зсуву критичної температури внаслідок нейтронного опромінення від енерговироблення реактора. Очевидно, що ця залежність матиме такий самий вигляд

ТF = Aw*(W/W0)1/3, (6)

де Aw – коефіцієнт крихкості, зумовлений енерговиробленням,
W – досягнуте енерговироблення,
W0 - порогове енерговироблення.

Ця залежність справедлива в діапазоні зміни енерговироблення від 1 * 106 МВт * год до 3 * 107 МВт * год. Так як ректори всіх суднових ЯЕУ виготовляються за однаковою технологією зі сталі 15Х2МФАА і мають приблизно однакову товщину залізоводного захисту корпусу, то при проведенні розрахунку приймалося, що Aw = 49,5.

Отримана залежність дозволяє прогнозувати зсув критичної температури крихкості внаслідок нейтронного опромінення матеріалу корпусів суднових реакторів від енерговироблення (рис. 2). Аналіз кривої показує, що суднові реактори здатні досягати енерговироблення 15,5 * 106 МВт * годин, при цьому зсув критичної температури крихкості не перевищить 1250С.

Малюнок 2. Прогноз зсуву критичної температури крихкості від нейтронного опромінення для суднових реакторів.

Таким чином, залишковий ресурс ЯЕУ 2-го покоління може досягати максимальної величини 14,4 106 МВт * годин (реально близько 10 * 106 МВт * годин). Звідси випливає, що при використанні ЯЕУ АПЛ 2-го покоління, що утилізуються, у складі енергомодулів плавучих АЕС, що працюють з КВУМ (коефіцієнт використання встановленої потужності) = 0,7, вони зможуть працювати близько 25 років до утилізації.

Якщо вважати, що для АПЛ 3-го покоління середній рівеньпотужності складає як на АПЛ 2-го покоління приблизно 30% або 54 МВт, а час роботи на цій потужності близько 30000 годин, то отримаємо енерговироблення 1,62 * 106 МВт * годин. Тоді залишковий ресурс корпусів цих реакторів з енерговироблення складе близько 13,9*106 МВт*годин. При роботі на плавучих АЕС з КВУМ = 0,7 можливий час експлуатації цих реакторів складе приблизно 110 тисяч годин або приблизно 12,5 років.

Таким чином, основний фактор, що визначає ресурс роботи матеріалу корпусу реактора – зсув критичної температури крихкості в результаті нейтронного опромінення реакторів АПЛ, не є підставою для відмови від використання реакторних установок утилізованих АПЛ як енергетичні модулі для плавучих АЕС.
Приблизна методологія вирішення цього питання може бути представлена ​​схемою малюнку 3.

Рис. 3. Методологічна схема вирішення питання про використання ЯЕУ АПЛ як енергетичний модуль на плавучій АЕС.

Крім того, висока надійність і живучість ЯЕУ підтверджена як багаторічним досвідом експлуатації, так і загибеллю підводних човнів, що мала місце. Реактори всіх АПЛ, що затонули, були надійно заглушені, при цьому жодного разу не було зареєстровано радіаційного забруднення акваторії. Останнім прикладом є катастрофа АПЛ «Курськ» (серпень 2000р.).

Після досягнення граничного енерговироблення характеристики ударної в'язкості металу корпусів реакторів можуть бути відновлені шляхом сухого відпалу низькотемпературного, технологія якого розроблена і використовується в нашій країні вже багато років. З 1987 по 1992 роки було виконано відновлювальний відпал 12 корпусів реакторів ВВЕР-440 в Росії, Німеччині, Болгарії та Чехословаччині. При одному з перших відпалів на матеріалі звареного шва, опроміненому до флюенса 1020 см-2 було досліджено залежність відновлення критичної температури (Тк) від температури відпалу при часі відпалу 150 годин. У ході експериментів було встановлено, що практично у всіх випадках ударна в'язкість відновлювалася до значень, що відповідають неопроміненому матеріалу, і максимальне відновлення властивостей опроміненої корпусної сталі 15Х2МФАА при температурі відпалу 460 - 4700С відбувається за 170 годин.

Запланований ресурс реакторів КЛТ-40С, які планується встановлювати на плавучих АЕС, становить 40 років, причому один раз на 10 років станції мають буксируватися на суднобудівні підприємства для ремонту. Якщо на плавучій АЕС буде застосовано РВ утилізованих АПЛ, то під час планового ремонту може бути виконано відпал корпусів реакторів, внаслідок чого тимчасовий ресурс буде подвоєний і практично збігатиметься з ресурсом новозбудованих корпусів реакторів КЛТ-40С.

Окреме питання – це можливість використання паротурбінної установки (ПТУ) АПЛ, що утилізується. Теплова схема ПТУ АПЛ відрізняється від проектованих на плавучій АЕС відсутністю термічного деаератора поживної води (установка якого не становить труднощів) та більшою частотою обертання головної турбіни. Питання варіанті використання головної турбіни може вирішуватися подвійно. По-перше, зменшення частоти обертання головної турбіни до 3000 оборотів за хвилину дещо знизить її потужність, але дозволить їй працювати спільно з турбогенератором, що виробляє струм частотою 50 Герц. Надлишок пари можна використовувати для передачі на берег теплової енергії через проміжний теплообмінник.

По-друге, використання головної турбіни у всьому діапазоні частот обертання вимагатиме застосування статичних перетворювачів частоти для видачі в мережу електроенергії необхідної якості. В обох варіантах використання головної турбіни можна відмовитись від використання допоміжних турбогенераторів, замінивши їх трансформаторами власних потреб плавучих АЕС. Допоміжні турбогенератори замінюються дизельгенераторами, потужність яких забезпечує розхолодження обох установок та введення в роботу однієї з ЯЕУ. Це дозволить використовувати надлишки пари для вироблення теплової енергії. Крім того, при використанні ЯЕУ АПЛ на плавучому енергоблоці не буде потреби у застосуванні парових холодильних машин, внаслідок чого утворюються надлишки пари, яку можна використовувати як у деаераторі, так і для вироблення теплової енергії з передачею її на берег. Таким чином, обладнання ПТУ утилізованих АПЛ також може бути використане у складі енергетичного модуля на плавучих АЕС.

Утилізовані атомні підводні човни 2-го та 3-го поколінь мають широкий діапазон потужностей реакторів від 70 до 190 МВт та головних турбін від 15 до 37 МВт. Це дозволяє підібрати для використання на плавучих АЕС необхідні потужності головного енергетичного обладнання.

Вартість будівництва плавучої АЕС «під ключ» оцінюється більш ніж у $150 мільйонів, при цьому вона приблизно на 80% визначається вартістю ЯЕУ та ПТУ. Використання ЯЕУ утилізованих АПЛ дозволить помітно зменшити цю вартість.

Маса РВ двох реакторної установки утилізованих АПЛ 2-го покоління складає близько 1200 тонн, а 3-го – близько 1600 тонн. Це дозволяє використовувати реакторні та турбінні відсіки як єдиний енергетичний модуль, що монтується на плавучій АЕС. В цьому випадку ми отримаємо раніше побудовану та оплачену ЯЕУ у захисній оболонці, функцію якої виконує міцний корпус АПЛ. Один із можливих варіантів такої конструкції плавучої АЕС показаний на рис. 4.

Малюнок 4. Варіант розміщення енергетичного модуля (реакторного відсіку АПЛ) на плавучих АЕС.

Використання запропонованої технології неминуче зіткнеться із низкою проблем, які необхідно вирішувати вже найближчим часом. До таких проблем можна віднести:
− відсутність процедури переведення ЯЕУ військового призначення до ЯЕУ мирного використання атомної енергії;
− відсутність аналізу відповідності ЯЕУ АПЛ 2-3 поколінь вимогам нормативних документів Ростехнагляду та Мінздоровсоцрозвитку щодо плавучих АЕС;
− необхідність обґрунтування залишкового ресурсу, а також можливість продовження призначених ресурсних показників основного обладнання ЯЕУ щодо кожної виведеної з експлуатації АПЛ;
− необхідність зміни конструкції плавучих АЕС, що будуються або проектуються.

Для вирішення зазначених проблем потрібне проведення значного комплексу НДДКР.
Також слід зазначити, що використання РВ утилізованих АПЛ не вичерпується їх застосуванням для плавучих АЕС. Можливими варіантами застосування може бути їх використання під час будівництва підземних АЕС.

Висновки:
1. Запропонована інноваційна технологія використання ЯЕУ утилізованих АПЛ дозволить:
− значно скоротити витрати на будівництво плавучих АЕС та скоротити час їх будівництва та окупності;
− знизити витрати на утилізацію АПЛ;
− значно зменшити кількість радіоактивних відходів та витрати на поводження з ними;
− повною мірою використати потенціал ЯЕУ АПЛ:
− у процесі експлуатації ЯЕУ утилізованих АПЛ у складі плавучої АЕС здійснити фінансування майбутньої утилізації РВ.
2. Для впровадження зазначеної технології необхідно вже найближчим часом розгорнути комплекс НДДКР, що дозволяє науково обґрунтувати технічну можливість використання РВ утилізованих АПЛ для плавучих АЕС, що проектуються.

Атомні підводні човни та інші судна з ядерними енергоустановками використовують радіоактивне паливо - головним чином уран - для перетворення води на пару. Отримана пара обертає турбогенератори, а ті виробляють електроенергію для руху судна та живлення різного бортового обладнання.

Радіоактивні матеріали, подібні до урану, виділяють теплову енергію в процесі ядерного розпаду, коли нестійке ядро ​​атома розщеплюється на дві частини. У цьому виділяється дуже багато енергії. На атомному підводному човні такий процес здійснюється в товстостінному реакторі, який безперервно охолоджується проточною водою, щоб уникнути перегріву, а то й розплавлення стінок. Ядерне паливо користується особливою популярністю у військових на підводних човнах та авіаносцях завдяки своїй надзвичайній ефективності. На одному шматку урану розміром з м'яч для гольфу підводний човен може сім разів обігнути земну кулю. Однак ядерна енергія таїть у собі небезпеку не лише для екіпажу, який може постраждати, якщо на борту станеться радіоактивний викид. У цій енергії закладено потенційну загрозу всього життя в морі, яка може бути отруєна радіоактивними відходами.

Принципова схема машинного відсіку з ядерним реактором

У типовому двигуні з ядерним реактором (ліворуч) охолоджена вода під тиском потрапляє всередину корпусу реактора, що містить ядерне паливо. Нагріта вода виходить з реактора і використовується для перетворення іншої води на пару, а потім, остигаючи, знову повертається в реактор. Пара обертає лопаті турбінного двигуна. Редуктор переводить швидке обертання валу турбіни більш повільне обертання валу електродвигуна. Вал електродвигуна з допомогою механізму зчеплення з'єднується з гребним валом. Крім того, що електродвигун передає обертання гребному валу, він виробляє електроенергію, яка запасається в бортових акумуляторах.

Ядерна реакція

У порожнині реактора атомне ядро, що складається з протонів та нейтронів, піддається удару вільного нейтрону (рисунок нижче). Від удару ядро ​​розщеплюється, і, зокрема, звільняються нейтрони, які бомбардують інші атоми. Так виникає ланцюгова реакція поділу ядер. При цьому звільняється величезна кількість теплової енергії, тобто тепла.

Атомний підводний човен курсує вздовж узбережжя в надводному положенні. Таким кораблям треба поповнювати паливо лише один раз на два-три роки.

Група управління в бойовій рубці спостерігає за прилеглою акваторією в періскоп. Радіолокатор, гідролокатор, засоби радіозв'язку та фотокамери зі скануючою системою також допомагають водінню цього судна.

До одним із найбільших у світі атомних підводних човнів можна з упевненістю віднести важкі ракетні підводні крейсера стратегічного призначення проекту 941 «Акула». Класифікація НАТО – SSBN «Typhoon». В 1972 після отримання завдання, в ЦКМБМТ «Рубін», приступили до розробки даного проекту.

Історія створення

У грудні 1972 року було видано тактико-технічне завдання проектування, С.Н. Ковальов був призначений головним конструктором проекту. Розробка та створення нового типу підводних крейсерів позиціонувалося як відповідь на будівництво ПЛАРБ типу «Огайо» у США. На озброєнні планувалося використовувати твердопаливні триступінчасті міжконтинентальні балістичні ракети Р-39 (РСМ-52), габарити цих ракет та зумовили розміри нового корабля. Якщо порівнювати з ракетами «Трайдент-I», якими оснащені ПЛАРБ типу «Огайо», то ракета Р-39 має значно кращі характеристики в дальності польоту, маси, що закидається, і має 10 блоків, у той час як у «Трайдента» таких блоків 8. Але при цьому Р-39 значно перевершує розмірами, вона майже вдвічі довша, і має масу втричі більшу за американський аналог. Компонування РПКСН за стандартною схемою не підходило розміщувати ракет настільки великого розміру. Рішення про початок робіт з будівництва та проектування стратегічних ракетоносців нового покоління було ухвалено 19 грудня 1973 року.

У червні 1976 року на підприємстві «Севмаш» було закладено перший човен цього типу ТК-208, який спущений на воду 23 вересня 1980 року (абревіатура ТК означає «важкий крейсер»). Зображення акули було нанесено в носовій частині, нижче за ватерлінію, перед спуском човна на воду, пізніше на формі екіпажу з'явилися нашивки з акулою. 4 липня 1981 року головний крейсер вийшов на морські випробування, на місяць раніше американської ПЛАРБ «Огайо», проект якої було запущено раніше. 12 грудня 1981 року почала працювати ТК-208. У період з 1981 по 1989 рік введено в дію та спущено на воду 6 човнів типу «Акула». Сьомий корабель цієї серії так і не було закладено.

Понад 1000 підприємств колишнього Союзузабезпечувало будівництво підводних човнів цього типу. 1219 співробітників «Севмашу», які брали участь у створенні корабля, були нагороджені урядовими нагородами.

Заява про створення човнів серії «Акула» прозвучала на XXVI з'їзді КПРС від Брежнєва, який заявив: У нас є система «Тайфун», аналогічна новому американському підводному човну «Огайо», озброєну ракетами «Трайдент-I». "Тайфуном" новий човен "Акула" був названий навмисне, на той момент холодна війна ще не була закінчена, для введення супротивника в оману і прозвучала назва "Тайфун".

У 1986 році був побудований дизель-електричний транспорт-ракетовоз, водотоннажність якого становила 16 000 тонн, кількість ракет, що приймаються на борт 16 БРПЛ. Транспорт отримав назву «Олександр Брикін» та був призначений для забезпечення перезарядки ракетами та торпедами.

Тривалий високоширотний похід у Арктику було здійснено 1987 року човном ТК-17 «Симбірськ». Під час цього походу було здійснено неодноразову заміну екіпажів.

На ТК-17 «Архангельськ» під час проведення навчального пуску у шахті вибухнула і згоріла навчальна ракета, пуски проводилися Білому морі 27 вересня 1991 року. Під час вибуху зірвало кришку ракетної шахти та викинуто в море бойову частину ракети. Після цього інциденту човен став на невеликий ремонт, екіпаж під час вибуху не постраждав.

«Одночасний» пуск 20 ракет Р-39 пройшов на випробуваннях Північного флоту, що проводяться в 1998 році.

Особливості конструкції

Енергетична установка на човнах даного типу виконана у вигляді двох незалежних ешелонів, які розташовані в міцних корпусах, ці корпуси різні. Для контролю стану реакторів використовується імпульсна апаратура, у разі втрати електропостачання реактори оснащені системою автоматичного гасіння.

Ще на стадії проектування в технічне завдання було включено пункт про необхідність забезпечення безпечного радіусу, у зв'язку з цим проведено розробку та низку експериментів, у дослідних відсіках, методів розрахунку динамічної міцності найбільш складних вузлів корпусу (кріплення модулів, спливаючих камер та контейнерів, міжкорпусні зв'язки) .

Так як стандартні цехи не підходили для будівництва човнів типу «Акула», довелося зводити новий цех за номером 55 на «Севмаші», який є одним із найбільших критих елінгів у світі.

Підводні човни типу «Акула» мають досить великий запас плавучості 40%. За те, що половина водотоннажності на човнах цього типу припадає на баластну воду, вони отримали неофіційну назву на флоті — «водовоз», ще одну неофіційну назву «перемога техніки над здоровим глуздом» було присвоєно човну в КБ «Малахіт», що конкурує. Істотною причиною, що вплинула на прийняття такого рішення, була вимога забезпечити найменше осадження корабля. Ця вимога була цілком обґрунтовано отриманням можливості використання вже існуючих ремонтних баз та пірсів.

Саме великий запас плавучості разом із досить міцною рубкою дають можливість проламати лід, товщина якого становить до 2,5 метрів, це дозволяє вести бойове чергування у північних широтах практично до північного полюса.

Корпус

Однією з особливостей конструкції човна є наявність п'яти міцних корпусів всередині легкого корпусу. Два з яких, основні, їхній найбільший діаметр становить 10 метрів, розташовані за принципом катамарану – паралельно один одному. Ракетні шахти з ракетними комплексами Д-19 знаходяться в передній частині корабля між головними міцними корпусами.

Окрім цього, човен оснащений трьома герметичними відсіками: торпедний відсік, відсік модуля управління з центральним постом та кормовий механічний відсік. Таке розміщення трьох відсіків між основними корпусами човна істотно підвищує пожежну безпеку та живучість човна. На думку генерального конструктора С.М. Ковальова:

«Те, що сталося на «Курську» (проект 949А), на підводних човнах проекту 941, не могло призвести до таких катастрофічних наслідків. Торпедний відсік на Акулі виконаний у вигляді окремого модуля. У разі вибуху торпеди не могло статися руйнування кількох основних відсіків та загибелі всього екіпажу.

Головне корпуси з'єднуються між собою трьома переходами: у носі, у центрі та в кормі. Переходи проходять через проміжні відсіки капсули. Кількість водонепроникних відсіків на човні - 19. Рятувальні камери, розміщені біля основи рубки під огорожею висувних пристроїв, здатні вмістити весь екіпаж. Кількість рятувальних камер –2.

Виготовлення міцних корпусів здійснювалося з титанових сплавів, легкий корпус – сталевий та має нерезонансне протилокаційне та звукоізолююче покриття, вага якого становить 800 тонн. Американські фахівці вважають, що звукоізолюючим покриттям забезпечені також міцні корпуси човна.

На кораблі встановлено розвинене хрестоподібне кормове оперення з горизонтальними кермами, яке має розміщення безпосередньо за гвинтами. Прибираються виконані передні горизонтальні керма.

Для здійснення можливості несення чергування в північних широтах, огородження рубки виготовлено дуже міцним, що має здатність проламати лід, товщина якого становить від 2 до 2,5 метрів (в зимовий період товщина льоду в Північному льодовитому океані може бути від 1,2 до 2 метрів, іноді сягає 2,5 метрів). Знизу поверхню льоду становлять нарости у вигляді бурульок або сталактитів, що мають досить великі розміри. Під час випливання на човні забираються носові керма, а сама вона притискається до крижаного шару спеціально пристосованим для цього носом і рубкою, потім здійснюється різке продування цистерни головного баласту.

Силова установка

Проектування головної ядерної енергетичної установки здійснено за блочним принципом. У головну установку входять два водо-водяні реактори на теплових нейтронах ОК-650, теплова потужність яких на валу становить 2х50 000 к.с. а так само в обох міцних корпусах розташовані дві паротурбінні установки, що значно підвищує живучість човна.

На човнах проекту «Акула» застосовується двокаскадна система гумокордної пневматичної амортизації та блочна система механізмів та обладнання, що дозволяє значно покращити віброізоляцію вузлів та агрегатів, і таким чином знизити шумність човна.

Як рушії використовуються два низькооборотні малошумні семилопастні гребні гвинти фіксованого кроку. Для зниження рівня шуму гвинти знаходяться у кільцевих обтічниках (фенестронах).

Система резервного засобу руху включає два електродвигуни постійного струму по 190 кВт. При маневруванні в обмежених умовах на човні використовуються підрулюючий пристрій, що представляє собою дві відкидні колонки з електродвигунами по 750 кВт і поворотними гребними гвинтами. Ці пристрої розміщуються в носовій та кормовій частині корабля.

Розміщення екіпажу

Розміщення екіпажу здійснюється за умов підвищеної комфортності. На підводних човнах проекту «Акула» передбачений салон для відпочинку екіпажу, плавальний басейн розмірами 4х2 метри, глибина якого 2 метри, басейн заповнюється прісною або солоною забортною водою з можливістю підігріву, спортзал, солярій, сауна, а також «живий куточок». Розміщення рядового складу відбувається в маломісних кубриках, командний склад розміщений у двох чи чотиримісних каютах забезпечених умивальниками, телевізорами та кондиціонерами. Кають-компанії дві: одна для офіцерів, а друга для матросів та мічманів. За умови комфортності, створені на човні, серед моряків вона отримала назву «плавучий «Хілтон»».

Озброєння

Основним озброєнням ТК є 20 триступінчастих твердопаливних балістичних ракет Р-39 "Варіант". Стартова маса даних ракет разом із пусковим контейнером становить 90 тонн, а довжина 17,1 м, це найбільша стартова маса з усіх прийнятих на озброєння БРПЛ.

Ракети мають бойову частину, що розділяється, на 10 боєголовок з індивідуальним наведенням, кожна по 100 кілотонн у тротиловому еквіваленті, дальність польоту ракет - 8 300 км. У зв'язку з тим, що Р-39 мають чималі габарити, єдиним їх носієм є човни проекту 941 «Акула».

Випробування ракетного комплексу Д-19 проводилися на спеціально переобладнаній дизельній субмарині К-153 (проект 619), на ній була розміщена лише одна шахта для Р-39, кількість запусків макетів кидків обмежена сім'ю.

запуск ракети Р-39 з підводного човна проекту 941 «Акула»

З човнів проекту «Акула» може бути здійснений старт всього боєкомплекту одним залпом, інтервал між стартом ракет мінімальний. Запуск ракет можна здійснити з надводного та підводного положення, у разі запуску з підводного положення глибина занурення становить до 55 метрів, обмеження за погодними умовами для запуску ракет немає.

Використання амортизаційної ракетно-стартової системи АРСС дозволяє здійснити старт ракети за допомогою порохового акумулятора тиску із сухої шахти, що значною мірою зменшує рівень передстартового шуму, а також скорочує інтервал між запусками ракет. Однією з особливостей комплексу є підвішування ракет біля горловини шахти з допомогою АРСС. На стадії проектування було передбачено розміщення боєкомплекту із 24 ракет, проте рішенням головкому ВМФ СРСР адмірала С.Г. Горшкова, кількість ракет було скорочено до 20.

Розробку нового вдосконаленого варіанта ракети Р-39УТТ «Барк» було розпочато після ухвалення постанови уряду в 1986 році. На новій модифікації ракети планувалося реалізувати систему проходження через лід, а також збільшити дальність до 10 000 км. За планом, переозброїти ракетоносці було потрібно до 2003 року на момент закінчення гарантійного ресурсу ракет Р-39. Проте, випробування нових ракет пройшли не вдало, після третього пуску провалом, що закінчився, в 1998 році Міністерством оборони прийнято рішення про припинення робіт над комплексом, на момент прийняття такого рішення готовність комплексу становила 73%. Розробка іншої твердопаливної БРПЛ Булава була доручена Московському інституту теплотехніки, що розробив сухопутну МБР Тополя-М.

Крім стратегічного озброєння, на човнах проекту 941 «Акула» розміщено 6 торпедних апаратів калібру 533 мм, які можуть бути використані для встановлення мінних загороджень стрільби ракето-торпедами та звичайними торпедами.

Система протиповітряної оборони забезпечена вісьмома комплексами ПЗРК «Голка-1».

Човни проекту «Акула» оснащені радіоелектронним озброєнням таких типів:

• "Омнібус" - бойова інформаційно-керуюча система;

• аналоговий гідроакустичний комплекс «Скат-КС» (на ТК-208 встановлено цифровий «Скат-3»);

• гідроакустична станція міношукання МГ-519 "Арфа";

• ехоледомір МГ-518 «Північ»;

• радіолокаційний комплекс МРКП-58 "Буран";

• навігаційний комплекс "Симфонія";

• комплекс радіозв'язку «Блискавка-Л1» із системою супутникового зв'язку «Цунамі»;

• телевізійний комплекс МТК-100;

• дві антени буйкового типу дозволяють приймати радіоповідомлення, цілевказівки і сигнали супутникової навігації при знаходженні на глибині до 150 м і під льодами.

Оригінал взято у колеги zvezdochka_ru у «Золота рибка». Загрози знято

В останніх числах березня фахівці та робітники «Зірочки» завершили вивантаження відпрацьованого ядерного палива та герметизацію реакторів АПЛ «К-162» - знаменитої та іменитої «Золотої рибки». У переліку атомоходів, утилізованих на ягринській верфі, цей корабель посідає особливе місце.

АПЛ К-162 проекту 661 ("Анчар") зав. №501. Фото запозичено із сайту bastion-karpenko.ru

АПЛ «К-162» відома навіть далеким від підплаву людям. Унікальний корпус із титанових сплавів, оригінальні атомні реактори, перспективні крилаті твердопаливні ракети. При проектуванні корабля було ухвалено рішення не використовувати на кораблі освоєні промисловістю системи автоматики, обладнання, прилади та матеріали. Човен будувався для технологічного прориву, і він відбувся. Вже в ході державних випробувань корабель показав небачені раніше швидкісні характеристики, розігнавшись на мірній милі до 42 вузлів при 80% потужності реакторів, а згодом корабель поставив абсолютний світовий рекорд підводної швидкості, не досі побитий. За повної потужності енергоустановки «Золота рибка» досягла швидкості 44,7 вузла.

В 1988 після двох десятків років служби «К-162» була виведена зі складу флоту і згодом вирушила для утилізації на ВО «Севмаш», де довгий час стояла ошвартованою біля одного з причалів.

Тривале зберігання АПЛ на плаву без ремонту згубно позначилося технічному стані корабля. У період відстою деградували майже всі корабельні системи. Особливу тривогу викликав стан корабельних систем, що забезпечують непотоплюваність корабля, його вибухо- та пожежну безпеку. Існувала реальна небезпека несанкціонованого затоплення АПЛ. А затонула «К-162» перетворювалася на радіоактивну бомбу. Хімічно активний титан у солоній воді став би причиною стрімкої корозії обладнання та трубопроводів із сталі та міді, що, у свою чергу, загрожувало руйнуванням конструктивних бар'єрів захисту реакторів та поширенню радіації. Часу життя, відведеного «Золотій рибці», залишалося дедалі менше, і в 2009 році було ухвалено рішення про початок робіт із утилізації корабля.

Зав. №501 поставлений у плавдок для формування тривідсічного блоку.

У липні 2009 року з дотриманням усіх військово-морських традицій унікальну субмарину передали до Центру судноремонту «Зірочка». «К-162» стала до свого останнього причалу.

Унікальний корабель унікальний у всьому. Його утилізація не стала винятком. Найбільш складною частиною проекту стало вивантаження відпрацьованого ядерного палива. Конструктивні особливості реакторів «К-162» не дозволяли використовувати для вилучення паливних збірок обладнання, яке застосовувалося для розвантаження реакторів утилізованих АПЛ інших проектів. «Рідний» комплект перевантажувального обладнання проекту 661 застосовувався для перезарядки реакторів лише один раз тридцять років тому і, як показала його експлуатація, вже тоді вимагав серйозного конструктивного доопрацювання. В даний час використання цього обладнання для безпечного вивантаження ВЯП здавалося взагалі неможливим. Термін його служби минув півтора десятка років тому, тривале зберігання в неналежних умовах призвело до частини перевантажувального обладнання в непридатність. Якась частина оснастки була взагалі втрачена. Стало зрозуміло, що звичні для «Зірочки» схеми утилізації АПЛ у випадку із «Золотою рибкою» непридатні. Часу на тривалі дискусії також не залишалося.

Відновлення працездатності обладнання та оснащення, розробка комплекту проектно-технологічної документації, вивантаження ВЯП та утилізація АПЛ вимагали значних бюджетних коштів, запланувати які на той момент було неможливо. Втім, завдяки зусиллям ДК «Росатом» та АТ «ФЦЯРБ» вдалося домовитися включити проект з розвантаження ВЯП з реакторів АПЛ «К-162» до переліку проектів Фонду підтримки Екологічного партнерства Північного виміру, створеного під егідою Європейського Банку Реконструкції та Розвитку

Після всебічного обговорення проекту було прийнято неординарне рішення: на першому етапі виконати утилізацію носового та кормового краю човна, сформувати тривідсічний блок та виконати роботи, що забезпечують його непотоплюваність. Паралельно вести роботи з відновлення комплекту перевантажувального обладнання, його конструктивного доопрацювання та виготовлення додаткового оснащення. Роботи ж із вивантаження ВЯП із реакторів вирішили провести на завершальній стадії проекту.

Принципова схема вивантаження та поводження з ВЯП.

Такий підхід докорінно суперечив існуючому регламенту утилізації АПЛ. Для вирішення цієї суперечності довелося виробляти нові документи, узгоджувати їх у десятках інстанцій, організовувати взаємодію проектних організацій. Координувати цю роботу довелося автономній некомерційній організації "Аспект-Конверсія". Фахівці «Зірочки», коментуючи участь «Аспект-Конверсії» у проекті утилізації «Золотої рибки», висловили одностайну думку, що без Анатолія Цубаннікова – керівника проекту з боку «Аспект-Конверсії» та її директора Миколи Шумкова розпочало вивантаження ВЯП з «К- 162» могло б відстрочитися на довгі місяці, або навіть роки.

Оперативно відпрацьовували свої завдання та інші учасники проекту. ВАТ «НІКІЕТ ім. Доллежаля», будучи проектантом реакторів, забезпечив супровід усіх робіт, пов'язаних з ними. Конструктори «ОКБМ ім. Африкантова» включились у роботи з проектування вдосконаленого комплекту перевантажувального обладнання. Криловський центр перевірив та видав висновок про готовність «Зірочки» до виконання робіт з розвантаження ВЯП. Центр технології суднобудування та судноремонту взяв участь у розробці документації щодо оснащення берегового комплексу вивантаження. НІПТБ «Онега» виконало розробку технології вивантаження та спроектувало технологічне оснащення.

Випробування комплекту перевантажувального обладнання.

Керуючим центром проекту стало бюро маркетингу та договірної роботи УТНіСО під керівництвом Олексія Долганова. Як зазначає сам Олексій, значною підмогою в його роботі став організаційний заділ, створений на початковому етапі робіт з підготовки «Зірочки» до вивантаження ВЯП із реакторів «К-162». Величезна заслуга тут належить заступнику начальника управління Максиму Шептухіну. Він керував проектом не лише на підготовчій стадії, а й на етапі утилізації корпусних конструкцій човна та формування тривідсічного блоку.

Складності проекту з розвантаження ВЯП з «Золотої рибки» не обмежувалися лише інженерно-технологічними особливостями човна. Довелося зробити величезний обсяг організаційної роботи – договори, тендери, погодження, розбіжності сторін, переговори, звіти. Вантаж цієї роботи несла група Євгена Баранова та Наталії Самутіної.

Трихотсічний блок К-162 у плавдоку ПД-52

Роботи з утилізації «К-162» розпочалися у 2010 році. "Золота рибка" була поставлена ​​в плавдок і на її борт піднялися газорізальники. Титанові корпусні конструкції вимагали від робітників та інженерів «Зірочки» безпрецедентних заходів щодо профілактики загорянь при обробці корпусу. Титан та вогонь – небезпечне поєднання, а пожежа на човні з невивантаженим паливом – НП вищого класу небезпеки. Незважаючи на величезний обсяг вогневих робіт на борту «К-162», за весь період утилізації корпусних конструкцій не було допущено жодного займання. Роботи щодо формування тривідсічного блоку та спуску його на воду були виконані без пригод. Частину загрози від «Золотої рибки» було знято. Необхідно відзначити, що в ході корпусних робіт «Зірочка» доклала зусиль до того, щоб зберегти цілістю рубку легендарного човна. Сьогодні вона зберігається на підприємстві і, можливо, колись стане частиною меморіалу, присвяченого праці північнодвінських корабелів. Незручно виходить, але сьогодні в місті, яке побудувало вітчизняний атомний підводний флот, немає жодного символу, що ілюструє цю специфіку міста.

Огородження висувних пристроїв зав. №501

У 2011 році тривідсічник «Золотої рибки» став учасником масштабних навчань з ядерної та радіаційної безпеки. За легендою навчань саме на ньому стався неконтрольований викид радіації, який супроводжував пожежу. У навчаннях були задіяні значні сили та засоби – «Зірочки», «Севмаша», спеціалізованих пожежних частин, муніципальних та обласних структур. За навчаннями спостерігали представники МАГАТЕ, які дали високу оцінку діям учасників.

Епізод вчень. Пожежні розрахунки відпрацьовують гасіння пожежі на ядерно-небезпечному об'єкті

У травні 2013 року «Зірочка» розпочала вивантаження відпрацьованого ядерного палива з реакторів «К-162». Незважаючи на ретельне опрацювання проекту певні проблеми та ризики все ж таки залишалися. Реактори унікальні, паливо знаходиться в реакторах понад 30 років і фактичний стан збирання невідомий. Несерійність реакторів і перевантажувального обладнання могла викликати виникнення нештатних ситуацій, як у ході випробувань, так і в ході вивантаження, а це вимагатиме доробок, ремонтів, збільшення термінів та вартості.

Перевантажувальний контейнер опускають на реактор прийому паливної збірки.

Після робіт з випробування комплекту перевантажувального обладнання, тривідсічний блок «К-162» був поставлений у плавдок, реакторний відсік було розкрито, змонтовано майданчик вивантаження та технологічне оснащення. Завершилися випробовування комплекту перевантажувального обладнання. Почалося вивантаження палива. Понад сімсот радіоактивних стрижнів потрібно перемістити з реакторів субмарини в спеціальні транспортні контейнери. Кожна з паливних збірок несе у собі колосальну загрозу. Найменший збій, незначне порушення технології може спричинити аварію з важкими наслідками. Чи треба говорити про те, який величезний тягар відповідальності лежав на плечах начальника вивантаження - заступника начальника спеціалізованого виробництва утилізації Ігоря Пастухова. День за днем, місяць за місяцем щоденна робота, якій не можна дати перетворитися на рутину. Не можна дати собі та робітникам звикнути до неї, послабити увагу та вимогливість. За роботу у небезпечних умовах працівники «Зірочки» отримують молоко. Ігореві Пастухову слід би видавати ще й шоколадно-коньячні набори за неймовірне психологічне навантаження.

Начальник вивантаження Ігор Пастухов.

У серпні 2014 року першу касету з радіоактивним стрижнем із реактора лівого борту було переміщено до транспортного контейнера. Робота розпочалася. Щодня човен залишало до двадцяти паливних збирань. Не обійшлося і без шорсткості. Вивантаження центральної компенсуючої групи реактора лівого борту виявило незначні недоліки перевантажувального обладнання. Оснащення було доопрацьовано і вивантаження продовжилося. З цього моменту затримки виникали лише через несприятливі погодні умови. Вже в грудні «Зірочку» залишив перший спецешелон, який відвозив ядерне паливо на уральський комбінат «Маяк» для зберігання та переробки.

Відвантаження транспортного контейнера з ВЯП для транспортування до пункту тимчасового зберігання

Особливу увагу під час проведення робіт приділялося контролю над радіацією. Разом із датчиками автоматизованої системи контролю працювали й дозиметристи, які відстежують радіаційну обстановку в ручному режимі на всіх об'єктах, задіяних під час розвантаження. Забігаючи наперед, треба сказати, що при проведенні робіт не відбулося жодної позаштатної ситуації, що викликала зміну радіаційного фону.

Пункт тимчасового зберігання ВЯП

А це – показники дозиметра у пункті тимчасового зберігання. Природний фон у Сєвєродвінську вдвічі вищий.

Реактор лівого борту було вивантажено до 1 грудня 2014 року, а 18 березня 2015 року завершилося вивантаження ВЯП і з другого реактора «Золотої рибки». До кінця березня обидва реактори були герметизовані. Залишилося прибрати технастил та оснащення, повернути на місце знімний лист міцного корпусу та підготувати тривідсічник до буксирування – встановити леєри, буксирний пристрій, сигнальні вогні. У майбутню навігацію тривідсічник «К-162» буде відбуксований до Сайди-губи на Кольському півострові. Там його піднімуть на берег, підготують реакторний відсік та переведуть до пункту довготривалого зберігання. Історія найшвидшого атомохода завершиться. Зусиллями сотень працівників «Зірочки», проектних інститутів, підприємств кооперації завершення цієї історії стало безпечним. Улюблене місто може спати спокійно.

PS: Ми знаємо, що на К-162 змінювався тактичний номер К-222.