proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
На ГХК открытые бассейны с РАО засыпают грунтом. Ваше отношение?
Поддерживаю такой способ изоляции
Допускаю при научном обосновании
Нужно РАО извлекать, в емкости и в хранилище

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
PRo Выставки

Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[09/04/2018]     Первая ядерная энергетическая установка для подводной лодки ВМФ России


Н.Я. Щербина, капитан 1 ранга в отставке, д.т.н., проф. кафедры ЯЭУ ВМПИ ВУНЦ ВМФ «ВМА», представитель первого набора факультета ЯЭУ 1957 г.


В.А. Зимин, капитан 2 ранга в отставке, к.т.н., доцент каф. ЯЭУ ВМПИ ВУНЦ ВМФ «ВМА»

4 июля 1958 г. в 10 час. 3 мин. впервые в истории отечественного флота для движения корабля была использована атомная энергия. За прошедшие  60 лет корабельная ядерная энергетика  шагнула далеко вперед по сравнению с первым образцом ядерной энергетической установки (ЯЭУ).



В настоящее время в эксплуатации на подводных лодках (ПЛ) и надводных кораблях (НК) проходят испытания ЯЭУ второго, третьего и четвертого поколения. В большинстве это двухконтурные ЯЭУ с водо-водяными реакторами под давлением на тепловых нейтронах, проверенные временем и суровыми условиями Мирового Океана на более чем 200 атомных подводных лодках (АПЛ) разных проектов и на нескольких надводных боевых кораблях.

2018 год  богат на юбилеи. 17 декабря 1958 г. после проведения Государственных ходовых испытаний первой атомной подводной лодки К-3 проекта 627 (бюро-проектант СПМБМ «Малахит»)  правительственной комиссией был подписан акт ее приёмки  от промышленности и  передачи в состав ВМФ. Было принято решение о создании серии аналогичных подводных лодок.

Учёным всего мира потребовались  многие  годы кропотливого труда, чтобы создать ядерные реакторы с управляемой цепной реакцией деления. Направленность работ американских учёных по использованию атомной энергетики имело явно военную составляющую. Наши учёные направляли свои усилия на использование мощной энергии в мирных целях: в 1954 г. пущена первая в мире атомная электростанция в г. Обнинске, в 1955 г. - первый в мире атомный ледокол "Ленин".

В 1946 г. в США, а затем в 1952 г. в Советском Союзе начались работы по созданию ядерных энергетических установок большой мощности для подводных лодок. Великобритания, Франция, Китай и другие страны подключились к таким работам позднее. Использование ядерных установок давало подводным лодкам такие преимущества, как длительность плавания в подводном положении, скорость, скрытность, автономность и др. Через 8 лет в конце 1954 г. в США были завершены испытания опытной АПЛ "Nautilus", которая в январе 1955 г. была передана в эксплуатацию Военно-морским силам.

1950-е гг. характерны тем, что в мире набирала темпы "холодная война", нарастало обострение соперничества за мировое влияние между США и СССР, в том числе, влияние на море.

Несмотря на все трудности  по восстановлению народного хозяйства после Великой Отечественной войны,  9 сентября 1952 г. за подписью И.В. Сталина выходит Постановление Совета Министров СССР о проектировании и строительстве объекта № 627 – первой в СССР атомной подводной лодки (фрагмент Постановления прилагается).

СОВЕТ   МИНИСТРОВ  СССР

ПОСТАНОВЛЕНИЕ

От 9 сентября 1952 г. №4098-1616

Москва,  Кремль

О проектировании и строительстве объекта № 627

Совет Министров Союза ССР ПОСТАНОВЛЯЕТ:

1. Обязать Первое главное управление при Совете Министров СССР (тт. Ванникова, Завенягина, Курчатова) и Министерство судостроительной промышленности (тт. Малышева, Носенко, Чиликина):

а)           организовать научно-исследовательские и проектные работы по созданию об'екта № 627, исходя из необходимости окончания сооружения этого об'екта в 1955 году.

Большую роль в подготовке и продвижении этого постановления сыграли выдающиеся учёные-атомщики И.В.Курчатов, А.П.Александров и Н.А.Доллежаль, поддерживаемые заместителем Председателя Правительства, Министром судостроительной промышленности В.А.Малышевым.

Научным центром по разработке  корабельной ядерной энергетической установки стала Лаборатория измерительных приборов Академии наук СССР (затем ИАЭ им. И.В.Курчатова) с И.В.Курчатовым и А.П.Александровым во главе. Головным разработчиком паропроизводящей установки с ядерным реактором водо-водяного типа на тепловых нейтронах был назначен НИИхиммаш (в последствие НИИ-8, затем НИКИЭТ). Директором института и главным конструктором паропроизводящей установки был назначен Н.А. Доллежаль.

В июне 1953 г. на базе Первого главного управления и Третьего управления при Совмине СССР было образовано Министерство среднего машиностроения СССР. Руководителем ведомства, ответственного в стране за работы по ядерной тематике, в том числе и создание первой АПЛ, был назначен В.А.Малышев. В Правительстве этому проекту был придан статус высшего приоритета, для его реализации выделялись необходимые ресурсы, подключались нужные конструкторские бюро (КБ), научно-исследовательские институты (НИИ) и заводы.

Для расширения творческих возможностей разработчиков В.А.Малышевым было предоставлено право Научному руководителю и Главным конструкторам АПЛ и ЯЭУ отступать от действующих в машиностроении, судостроении и в ВМФ нормативов и правил, что способствовало применению новаторских идей и решений при создании проектов. Научным руководителем "объекта 627" был назначен А.П.Александров. Главным конструктором проекта объекта был назначен В.Н.Перегудов. Главным конструктором энергетической установки - Н.А. оллежаль.

Для решения различных проблем коллективу разработчиков пришлось проводить научные исследования, выполнять конструкторские разработки, создавать экспериментальные стенды и установки, подключая необходимые научные и производственные коллективы. В результате проведения начального этапа работ удалось определиться с концептуальными  подходами к решению проблемы создания ЯЭУ:

1. требуется проработка ЯЭУ с различными конструкторскими решениями по реактору – с твёрдым замедлителем нейтронов (бериллием) и с водяным замедлителем;

2. необходимо создание натурного стенда ЯЭУ с выбранным типом реактора для определения массогабаритных характеристик и возможности размещения этого оборудования на ПЛ, проведения испытаний работающей установки, проверки схемных, конструкторских и компоновочных решений, отработки эксплуатационной документации до установки ЯЭУ на лодке, подготовки операторов-управленцев экипажа АПЛ и сдаточной команды завода-строителя.

 

Техническое задание на ЯЭУ

 В конце сентября 1952 г. было утверждено техническое задание на ЯЭУ, где было определено, что: установка должна включать 2 реакторные установки тепловой мощностью реакторов по 70 МВт для выработки пара по 90 т/час и 2 паротурбинных установок (ПТУ) с мощностью по 14,3 МВт (из которых 12,84 МВт направлялись на гребные винты, а 1,46 МВт - на привод навешенных электрогенераторов), энергозапас активной зоны реактора должен обеспечивать его работу на полной мощности в течение не менее 1500 час., ресурс всего оборудования ЯЭУ при её работе должен составлять не менее 4500 час.

Почти ежедневно Н.А.Доллежаль и его заместитель П.А.Деленс обсуждали варианты реакторов, советуясь с физиками и давая свои предложения по ведущимся разработкам, докладывая результаты А.П.Александрову. В результате в эскизном проекте предпочтение было отдано варианту водо-водяного реактора под давлением, как более простого по конструкции, с меньшей загрузкой активной зоны и более ясного по физике процессов. Важным этапом разработки установки в 1953-1954 гг. являлось создание двух проектов ЯЭУ: наземного натурного стенда на территории ФЭИ в г. Обнинске и того, который планировался к установке на АПЛ в Северодвинске. В марте 1954 г. был утверждён технический проект реакторных установок для ЯЭУ стенда 27/ВМ и для подводной лодки. Было разрешено начать разрабатывать рабочие чертежи на оборудование ЯЭУ и последующее их изготовление. Чертежи сразу запускались в производство горьковского завода №92.

Осенью 1954 г. в ФЭИ начали прибывать офицеры строящейся АПЛ. Обучение они начинали на введённой в действие атомной электростанции. После получения допуска к управлению оборудованием  АЭС офицеры допускались в здание стенда 27/ВМ для наблюдения за монтажом оборудования и подготовки к управлению ЯЭУ стенда. В конце 1954 г. в Ленинграде было закончено изготовление оборудования ПТУ для стенда в Обнинске и опытные образцы насосов для первого контура установок, и начались их испытания. В январе 1955 г. межведомственной комиссией был принят макет реакторного отсека, выполненный из дерева, с размещением всего оборудования паропроизводящей установки, и получено разрешение на монтаж действующего оборудования на стенде 27/ВМ и в отсеках строящейся АПЛ.

Монтаж оборудования ЯЭУ на стенде был завершён к февралю 1956 г., к этому времени были подготовлена документация по управлению установкой: приготовлению к действию, вводу в действие и управлению в энергетических режимах.  На митинге, посвящённом вводу стенда в работу, В.А. Малышев заявил: "В правительстве данный стенд рассматривается более важным событием, чем строительство Братской ГЭС, так как стране предстоит постройка большой серии АПЛ". Для этого была организована подготовка специалистов по управлению ЯЭУ на факультете Ядерных энергетических установок, созданном в  ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского.

8 марта 1956 г. на смонтированном стенде ЯЭУ под руководством академика А.П.Александрова был успешно осуществлён пуск активной зоны первого корабельного ядерного реактора для подводной лодки, а в начале апреля был получен первый пар.

Не всё шло гладко, были и аварийные остановки, выход оборудования из строя, разгерметизация первого контура, пережог твэлов от нарушения теплоотвода, течи парогенераторов. Всё это требовало доработки, а иногда и серьёзных конструктивных изменений. Но, при подведении итогов испытаний стенда в первой кампании эксплуатации было сказано следующее: "Реакторная установка ВМ-А органических принципиальных пороков или неподдающихся устранению недостатков в конструкциях оборудования и систем не содержит". Это позволило принять решение о серийном производстве данных установок и монтаже их на последующих проектах АПЛ 1 поколения: 627А, 658, 659 и 675. Всего было создано и передано ВМФ 55 единиц таких реакторных установок.

 

Реакторная установка ВМ-А

Разработанный проект петлевой реакторной установки ВМ-А и созданные для неё конструкции основного оборудования для того времени были во многом новаторскими:

1.      разработка компактного, тепло- и гидравлически устойчивого при эксплуатации прямоточного парогенератора, генерирующего перегретый пар;

2.      разработка герметичных бессальниковых электронасосов для циркуляции теплоносителя в первом контуре, снабжённых радиационно- и термоизносостойкими подшипниками, не требующими масляной смазки;

3.      разработка устройства для компенсации изменения реактивности активной зоны реактора (в виде единой "тяжёлой" компенсирующей решётки, погруженной в активную зону реактора и перемещаемой вдоль ТВС);

4.      разработка и создание специальной радиационно стойкой стали 48-ТС и изготовление из неё корпуса и крышки реактора. Проект предусматривал создание нержавеющего покрытия внутри корпуса реактора и нержавеющей наплавки на крышке реактора, защищающих теплоноситель от контакта с подверженными коррозии поверхностями корпуса и крышки, изготовленных из углеродистой стали;

5.      использование газа (из баллонов ГВД) для поддержания необходимого давления теплоносителя в системе первого контура и для восприятия в баллонах компенсатора давления температурных расширений теплоносителя при его разогреве и при работе установки;

6.      разработка и создание герметичной бессальниковой арматуры для системы первого контура, а также герметичной (с многослойными сильфонами) арматуры для других систем реакторной установки.

К достоинствам проекта реакторной установки ВМ-А следует отнести удачную компоновку реакторного отсека, в которой оборудование и металлоконструкции элементов установки наряду со своим служебным назначением, одновременно являлись эффективными компонентами биологической защиты от ионизирующих излучений. Кроме оригинальных решений специально для этой реакторной установки были разработаны новые термо- и радиационно стойкие защитные материалы (борированный графит, карборит, серпентинитовый бетон), радиационно стойкие приборы и датчики измерения параметров рабочих сред.

Особый интерес представляет сравнение показателей установки ВМ-А на АПЛ пр.627 с показателями первой американской установки S2W на АПЛ "Nautilus" (табл.1).

Табл. 1. Параметры и конструкционные особенности основного оборудования установок ВМ-А  и S2W

Таблица 1

№ п/п

Показатель установки

Установка ВМ-А АПЛ пр. 627

Установка S2W АПЛ "Nautilus"

1

Размеры реакторного отсека: (длина х диаметр), объём

(12,4 м х 6,8 м),

450 м2

(11 м х 8,5 м),

625 м2

2

Количество ЯРУ на ПЛ х тепловая мощность ЯР

2 х 70 МВт

1 х 60 МВт

3

Принципиальная схема ППУ

На 1 ЯР 1 ГЦНПК, 1 ВЦНПК и 8 камерный ПГ из 4-х секций

На 1 ЯР 2 ЦНПК и 1 ПГ

4

Расход и параметры теплоносителя

500 м2/час, Р=200 ат,

tвх=222оС, tвых=336оС, 

1100 м2/час, Р=140 ат,

tвх=230оС, tвых=260оС, 

5

Активная зона реактора

Двухходовая (центральных и периферийных ТВС), твэл стержневые или кольцевые, единый компенсирующий орган (решётка) из стальных листов

Одноходовая, твэл пластинчатые,          крестообразные компенсирующие

 стержни между ТВС

6

Насосы системы первого контура

ГЦНПК и ВЦНПК вертикальные, бессальниковые с водяной смазкой подшипников

Горизонтальные с сальниковыми уплотнениями

7

Тип и конструкция парогенератора

Прямоточный, 4-х секционный с генерацией перегретого пара

Обычный, с генерацией насыщенного пара и сепаратором пара

8

Компенсация объёма температурного расширения теплоносителя первого контура

Газовая от баллонов ГВД, баллонная, связанная с первым контуром

Паровая с электрогрелками и струйными охладителями в компенсирующей ёмкости

9

Энергозапас активной зоны реактора (первая загрузка)

105000 МВт . ч

180000 МВт . ч

10

Масса оборудования, фундаментов, металлоконструкций, биологической защиты и теплоносителей реакторных установок в реакторном отсеке

570 т

>700 т

Из табл. 1 видно, что установка ВМ-А по своей схеме и конструкторским решениям отличается от S2W, по мощности, массогабаритным характеристикам и экономичности значительно превосходит последнюю. 9 августа 1957 г. состоялся спуск АПЛ пр.627 на воду, 4-9 сентября были загружены активные зоны реакторов, а уже 13-14 сентября произведены физические пуски реакторов.

19 декабря 1957 г. в ВВМИУ им. Ф.Э.Дзержинского (ныне Военно-морской политехнический институт) начал функционировать  факультет Ядерных энергетических установок для подготовки специалистов по эксплуатации ЯЭУ ПЛ. Первому автору настоящей статьи посчастливилось сеть за парты факультета в первом наборе.

 

«Впервые получен пар без угля и мазута"

19 апреля 1958 г. ЯЭУ левого борта и 18 мая 1958 г. ЯЭУ правого борта были выведены в турбогенераторный режим (ТГ-режим), соответствующий 18% мощности. И в вахтенном журнале была сделана запись: "На корабле впервые получен пар без угля и мазута". С этого момента начались комплексные швартовные испытания ЯЭУ в объёме утверждённой программы, которые продлились до 5 июня 1958 г. Максимальная разрешенная мощность на период комплексных швартовных испытаний ЯЭУ составляла 60% от номинальной, что было продиктовано тем, что на стендовой установке мощность более этой ещё не была освоена. Управление установкой осуществлялось операторами из числа офицеров электромеханической боевой части, допущенных к несению вахты.

 С 3 июля по 1 декабря 1958 г. проводились ходовые испытания, в ходе которых на 60%-ной мощности было получена скорость АПЛ в подводном положении 23,3 узла, что на 3 узла превышало расчётную при такой мощности реактора. Было успешно проведено глубоководное погружение на проектную глубину в 300 м. На устранение замечаний по работе ЯЭУ и других комплексов АПЛ после ходовых испытаний было потрачено 115 суток.

По итогам Государственных ходовых испытаний первой атомной подводной лодки в акте Правительственной комиссии, подписанном 17 декабря 1958 г., был сделан следующий вывод: "Проектированием, постройкой и испытаниями опытной АПЛ пр. 627 разрешена проблема создания компактной ЯЭУ большой мощности для отечественных подводных лодок, и это считается крупнейшим достижением подводного кораблестроения".

По различным причинам лодка была передана в состав ВМФ только 16 июля 1959 г. В августе-сентябре 1959 г. было разрешено повысить мощность реактора до 80% от полной, при этом АПЛ показала скорость 28 узлов. В 1964 г. при работе обоих реакторов на полной мощности скорость подводной лодки составила 30 узлов. Реакторные установки ВМ-А исправно прослужили по 25-30 лет. Сравнительные тактико-технические показатели первых АПЛ представлены в табл. 2.

Табл. 2 Сравнительные тактико-технические показатели первых АПЛ

№ п/п

Показатель

АПЛ пр. 627

АПЛ "Nautilus"

1

Тип, водоизмещение

Торпедная, 3065 т

Торпедная, 2980 т

2

Форма и конструкция корпуса

Гидродинамически оптимальная, двухкорпусная

Традиционная для ПЛ, однокорпусная

3

Мощность на валах

2 х 14,3 МВт

2 х 5,5 МВт

4

Скорость подводного хода, max

30 узл

23 узл

5

Глубина погружения, max

300 м

210 м

6

Обороты гребных винтов, max

500 об/мин

<300 об/мин

7

Запас плавучести (непотопл.)

~30 %

~16 %

8

Автономность плавания

50-60 суток

~50 суток

9

Численность экипажа

104 чел.

105 чел.

Такое важное тактическое свойство как скрытность  у АПЛ "Nautilus" оказалась выше за счёт меньших оборотов гребных винтов, отсутствия шума от лёгкого корпуса, более точного изготовления вращающихся механизмов и ряда других мер по поглощению шума (демпфирования масс, использования специальных материалов и покрытий и пр.).

Еще не до конца были выявлены достоинства и недостатки первых реакторных установок петлевого типа ВМ-А, В-5Р, как наука и производство совершили революционный с точки зрения научно-технического прогресса скачок, создав серию блочных ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением (ВВРД) второго поколения типа ОК-300, ОК-350, ОК-700 соответственно для АПЛ многоцелевых проекта 671 и его модификаций (48 единиц), АПЛ с крылатыми ракетами проекта 670 и его модификаций (17 единиц) и ракетоносцев стратегического назначения проекта 667 и его модификаций (77 единиц). Наряду с разработкой ЯЭУ для серии кораблей, разрабатывались установки и для опытных ПЛ. Так спроектированная мощная ЯЭУ В-5Р, установленная на ПЛ пр. 661, позволила ей развить скорость в 44,7 узла, непревзойденную для ПЛ в мировой практике.

АПЛ второго поколения с более надежными ЯЭУ вместе с подводными лодками первого поколения вынесли всю тяжесть периода «холодной войны». Это был апогей мощи ракетно-ядерного флота  нашей страны, который по праву считается «золотым периодом» атомного кораблестроения (с 1955 по 1996 г. построено 250 АПЛ и 5 АНК с ЯЭУ, имеющими ядерные реакторы с тепловой мощностью до 300 МВт).

 

ЯЭУ третьего поколения

При разработке ЯЭУ от поколения к поколению конструкторы стремились ликвидировать выявляемые недостатки. Проектирование ЯЭУ третьего поколения осуществлялось с начала 1970-х гг. Этот период в развитии ядерной энергетики характеризуется формированием нового подхода к атомным установкам, как к объекту повышенной опасности. Была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания и локализации аварии. Эти системы рассчитывались на максимальную проектную аварию, в качестве которой принимался мгновенный разрыв трубопровода теплоносителя на участке максимального диаметра. Была применена блочная схема компоновки, которая обеспечила повышенную безопасность. Схема позволила создать режим естественной циркуляции по первому контуру на высоких уровнях мощности реактора, что важно для организации теплоносителя с активной зоны при обесточении корабля. ЯЭУ оборудованы системой безбатарейного расхолаживания, которая автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания.

Импульсная пусковая аппаратура контролирует состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе и в подкритическом состоянии. При аварии происходит полное «глушение» реактора, даже при опрокидывании корабля. Блочная компоновка ЯЭУ уменьшила габариты, увеличив при этом ее мощность. Главными проблемами на ЯЭУ третьего поколения с точки зрения безопасности являются проблемы надежности основного оборудования: активных зон, блоков очистки и расхолаживания. Проблемы с надежностью основного оборудования связаны с высокой цикличностью процессов, происходящих в атомной установке при ее эксплуатации.

Блочная ядерная энергетическая установка типа ОК-650 и ее модификации  установлены на  АПЛ третьего поколения, таких как пр. 941 (6 единиц),  пр.945 (4 ед.), пр. 949 (13 ед.), пр.971 (17 ед.), пр. 685 (ПЛ «Комсомолец»). Их эксплуатация с 1981 г. в разных условиях Мирового Океана позволила наметить пути совершенствования ЯЭУ и на перспективу, разработать научно-обоснованные требования ВМФ к корабельным ЯЭУ последующих поколений.

 

Четвертое поколение ЯЭУ

Начало освоения ЯЭУ четвертого поколения положено на ПЛ проекта 885. По мнению ученых, конструкторов в области создания ЯЭУ новых поколений установка должна представлять собой моноблок (или интегральную схему компоновки). Очевидным преимуществом такой компоновки является локализация теплоносителя первого контура в одном объеме и отсутствие патрубков и трубопроводов большого диаметра, что важно с точки зрения радиационной и ядерной безопасности. Для создания такой ЯЭУ и обеспечения её безаварийного функционирования требуются новые прорывные технологии, конструкционные материалы и пр.

На рис. 1 представлен  реактор ЯЭУ первого поколения и парогенерурующий блок перспективной моноблочной ЯЭУ.

Рис. 1. Конструкция элементов ЯЭУ:

а) реактора ЯЭУ первого поколения, б) парогенерирующего блока перспективной моноблочной ЯЭУ

За прошедшие 65 лет было построено большое число АПЛ с разными типами ЯЭУ, но первая подводная лодка проекта 627 с реакторной установкой ВМ-А останется в истории как родоначальница отечественного атомного подводного флота ВМФ.

 

Литература

1.      Апальков Ю.В. Корабли ВМФ СССР, том 1. Подводные лодки. СПб.: Изд-во "ГАЛЕЯ ПРИНТ", 2003.

2.      Батырев А.Н., Кошеверов В.Д., Лейкин О.Ю. Корабельные ЯЭУ зарубежных стран. СПб.: Судостроение, 1994.

3.      Жильцов Л.М., Мормуль Н.Г., Осипенко Л.Г. Атомная подводная эпопея. М.: Изд-во АО "Боргес", 1994.

4.      История отечественного судостроения в пяти томах /Под ред. И.Д.Спасского/ СПб.: Судостроение, 1996.

5.      Капитанец И.М. Сильный флот – сильная Россия. М.: Изд-во "Вече", 2006.

6.      Кузин  В.П., Никольский  В.И. Военно-морской флот СССР 1945-1991 гг. СПб.: Историческое Морское общество. 1996.

7.      Лазарев Н.М. Первые советские АПЛ. М.: ГАЛЕЯ, 1997.

8. В.Е.Ильин, А.И. Колесников. Подводные лодки Роcсии. М.: «Издательство Астрель». 2001.

9. Щербина Н.Я. Лики атомной подводной эпопеи.  Трилогия. Книги 1, 2, 3. СПб.: «NIKA». 2007.

10. Щербина Н.Я. Лики атомной подводной эпопеи. «50 лет на ВЫ с ядром  92U235». Книга воспоминаний. СПб.: «NIKA». 2007.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомный флот
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомный флот:
Энергетические блоки атомного подводного флота

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 5
Ответов: 1


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 3 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Первая ядерная энергетическая установка для подводной лодки ВМФ России (Всего: 0)
от Гость на 09/04/2018
Да мариманы всегда молодцы в вопросах "ядрённых сил". Могу сказать это как специалист ято. Наибольший вклад среди военных-эксплатантов ядерного оружия и ядерных установок у мариманов. Так уж сложилось (другие виды ВС не обижайтесь, хотя сам по образованию "стратег").


[ Ответить на это ]


Re: Первая ядерная энергетическая установка для подводной лодки ВМФ России (Всего: 0)
от Гость на 10/04/2018
Пишут про 1950-70-80 годы. При чем здесь Россия?


[ Ответить на это ]


Re: Первая ядерная энергетическая установка для подводной лодки ВМФ России (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
Как бы тебе объяснить... Большевики переименовали Большую Россию в СССР. Кроме того, атомное подводное кораблестроение - это исключительно территория РСФСР: Северодвинск, Ленинград, Горький, Комсомольск-на-Амуре. Больше АПЛ нигде не строились, хотя, конечно, некоторые комплектующие и оборудование поступали и из других союзных республик. Ядерное топливо для "жидкометаллических" АПЛ пр. 705 выпускали в Казахстане (Ульбинский МК).


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru