Замедлитель служит для уменьшения скорости нейтронов, освобождающихся при делении ядер расщепляющегося вещества до такой величины, при которой последующее деление ядер будет происходить с наибольшей вероятностью. В качестве замедлителя применяется обычно химически чистый графит или тяжелая вода, а иногда и обычная вода. В зависимости от того, насколько уменьшается скорость нейтронов, различают ядерные реакторы, работающие на тепловых (медленных), промежуточных и быстрых нейтронах.
Процесс деления ядер урана сопровождается выделением огромного количества энергии, вследствие чего температура в ядерном реакторе повышается до значительных величин. Для того чтобы делящееся вещество и конструкционный материал реактора не расплавились, выделяющееся тепло необходимо отводить с помощью какой-либо охлаждающей среды (воды, жидкого металла или — газа). Тепловая энергия, приобретаемая этой средой в реакторе, может быть превращена в механическую.
Одна из возможных схем превращения тепла, образующегося в реакторе, в механическую работу на валу турбины выглядит следующим образом. Первичный теплоноситель (вода или жидкий металл, например, натрий), нагретый в ядерном реакторе до определенной температуры, поступает в промежуточный теплообменник или парогенератор (паровой котел), где передает свое тепло вторичному теплоносителю.
В качестве вторичного теплоносителя могут быть использованы вода или газ. Если это вода, то она в парогенераторе превращается в пар, который поступает в турбину, заставляя ее через редуктор вращать гребной винт. Отработавший в турбине пар конденсируется в холодильнике и затем в виде конденсата забирается насосом и снова подается в парогенератор. Таким образом осуществляется замкнутый тепловой цикл.
Как известно, цепная ядерная реакция сопровождается не только выделением нейтронов, но и гамма-излучением. Это создает вокруг ядерного реактора интенсивную проникающую радиацию, которая может вредно действовать на обслуживающий персонал. Для предохранения людей от воздействия радиоактивных излучений ядерный реактор окружают биологической защитой в виде толстого слоя бетона или другого вещества, хорошо задерживающего проникающие излучения. На каждый кубический метр котла требуется около 100 тонн защитного материала. Это сильно увеличивает вес атомной силовой установки. Однако, так как эта установка расходует очень мало горючего материала, вес ее вместе с запасом топлива будет не больше, чем вес обычных современных энергетических корабельных установок.
Охлаждающая среда (вода или газ) может и непосредственно использоваться в паровой или газовой турбине, минуя паровой котел. Но в этом случае вследствие радиоактивности, приобретаемой рабочей средой при прохождении ее через реактор, необходимо предусмотреть биологическую защиту не только самого реактора, но и всей установки. Это, конечно, значительно утяжелит установку и затруднит доступ к турбинному агрегату. Поэтому более удобной будет схема со вторичным тепловым циклом, которая позволяет ограничиться биологической защитой только ядерного реактора и парогенератора.
Графитовые реакторы имеют большие размеры и вес, поэтому применять их в корабельных атомных силовых установках невыгодно. Для таких установок наиболее рациональными будут реакторы, содержащие в качестве замедлителя тяжелую воду и работающие на быстрых нейтронах, что позволит значительно уменьшить количество замедляющего вещества, а следовательно, размеры и вес установки. Уменьшения размеров и веса реактора можно добиться также, применяя в качестве горючего не природный уран, а обогащенный (содержащий большое количество легкого изотопа — урана 235). В этом случае в качестве замедлителя можно применять обычную воду или вообще отказаться от него. По сообщениям иностранной печати, ядерный реактор, работающий на быстрых нейтронах на обогащенном уране при мощности установки в 250 киловатт, имеет размер без защитного экрана равный размеру футбольного мяча.
Основными требованиями, которым должна в той или иной степени удовлетворять любая энергетическая установка корабля, являются высокая удельная мощность на единицу ее веса, малый расход топлива, надежность и живучесть, маневренность и небольшая стоимость эксплуатации. Высокая удельная мощность установки позволит добиться дальнейшего увеличения скорости хода корабля без увеличения веса и габаритов этой установки, а надежность последней и малый расход топлива дадут возможность увеличить дальность и автономность плавания. Большое значение имеет также маневренность установки, так как от этого зависят тактические свойства корабля.
Вес современной паросиловой энергетической установки вместе с запасом топлива обычно составляет около 25 процентов от водоизмещения корабля, а на малых быстроходных кораблях — даже до 50 процентов. Максимальная скорость, которой достигают современные корабли (30–40 узлов), в настоящее время не может быть увеличена без дальнейшего значительного повышения мощности двигателей, а следовательно, и увеличения доли водоизмещения, приходящегося на энергетическую установку.
Применение на кораблях атомных двигателей позволит значительно повысить мощность установок без существенного изменения их веса и габаритов. Одной из особенностей ядерных реакторов по сравнению с обычными паровыми котлами является большое количество энергии, снимаемой с единицы их полезного объема. Так, если современный паровой котел дает не более 180 киловатт с 1 кубического метра, то ядерный реактор позволяет снимать с единицы объема в 100 раз больше энергии. Эта существенная разница в количестве энергии, снимаемой с единицы объема, позволяет сравнивать атомную энергетическую установку с реактивным двигателем самолета. Однако необходимость в защитном экране, предохраняющем обслуживающий личный состав от радиоактивных излучений, значительно увеличивает размеры и вес такой установки. В технической литературе имеются указания на возможность создания уже в настоящее время корабельной атомной энергетической установки с термодинамическим коэффициентом полезного действия 20–25 процентов, работающей на перегретом паре с температурой до 400 градусов. Вес подобной установки без защитного экрана не будет превышать 10 килограммов на лошадиную силу, а по размерам она может быть меньше, чем обычные корабельные паросиловые установки.
Автономность плавания современных кораблей ограничена количеством имеющегося на них топлива и его расходом, зависящим от скорости хода. Наибольшая дальность плавания корабля возможна только при экономическом ходе со сравнительно небольшой скоростью. Если скорость хода увеличивать, то эффективная мощность установки возрастает пропорционально кубу скорости. Расход же топлива в час прямо пропорционален мощности установки. Поэтому при увеличении скорости хода, например, в два раза расход топлива повышается в восемь раз. Но так как при увеличении скорости хода в два раза число пройденных в единицу времени миль увеличивается также вдвое, то дальность плавания корабля при заданном запасе топлива уменьшается в четыре раза.
В связи с этим интересно сравнить дальность плавания, а следовательно, и автономность кораблей с атомной энергетической установкой. Известно, что каждое ядро урана при делении освобождает энергию в 195–200 миллионов электроно-вольт. Таким образом, при расщеплении всех ядер 1 килограмма урана количество выделяемой энергии составит около 1000 киловатт в сутки. В соответствии с этим ежесуточный расход ядерного топлива военными кораблями различных классов, идущих со скоростью 30–35 узлов, при коэффициенте полезного действия установки 20 процентов составит: для эскадренного миноносца — 220 граммов в сутки, для крейсера — 550 граммов в сутки, для авианосца — 740 граммов в сутки. Эти цифры показывают, что корабли с атомными энергетическими установками смогут плавать, не нуждаясь в пополнении топлива, длительное время.
Во время работы в реакторе накапливаются «осколки» деления и продукты распада, которые поглощают нейтроны, в результате чего через определенное время может происходить затухание цепной реакции. Поэтому тепловыделяющие элементы периодически придется заменять. Промежуток времени, по истечении которого необходима будет такая замена, зависит от типа реактора, положения тепловыделяющих элементов в нем и вида топлива. Обычно смена тепловыделяющих элементов реактора производится после использования 10 процентов урана 235. Это означает, что если, например, топливом будет служить естественный уран в количестве 40 тонн, в котором урана 235 только 280 килограммов, то до смены топливных элементов можно использовать только 28 килограммов урана 235. Таким образом, при суточном расходе уранового топлива 0,74 килограмма в сутки линкор или авианосец с машинной установкой в 200 000 лошадиных сил и запасом уранового топлива в ядерном реакторе 40 тонн сможет плавать на полной скорости в 30 узлов в течение 38 суток после каждой новой смены топливных элементов. Дальность плавания на полной скорости достигнет 27 400 миль, тогда как для кораблей с обычными энергетическими установками эта цифра не превышает нескольких тысяч миль. Приведенные данные относятся к естественному урану. При использовании же для корабельных атомных энергетических установок обогащенного топлива дальность плавания с максимальной скоростью, вероятно, достигнет 50–60 тысяч миль.
Что же касается надежности и живучести атомных установок, то в этом отношении они ни в чем не уступают существующим обычным энергетическим установкам. Об этом свидетельствует, в частности, опыт успешно действующей в Советском Союзе атомной электростанции. Кроме того, защитный экран, обеспечивающий безопасность личного состава, одновременно повышает живучесть атомной энергетической установки, предохраняя ее от боевых повреждений.