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

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.

Компенсирующие стержни используются для борьбы с «отравлением» в A3 реактора. Это явление вызвано тем, что во время работы реактора в активной зоне накапливаются продукты деления ядер. Некоторые из них, особенно ксенон-135, захватывают нейтроны интенсивнее, чем ядерное горючее, действуя как вредные поглотители, нарушая баланс нейтронов в реакторе. По мере накопления продуктов деления, компенсирующие стержни выдвигаются в A3 до момента достижения равновесия концентрации вредных поглотителей.

«Отравление» крайне опасно во время аварийного сброса защиты. После остановки реактора происходит резкий скачок концентрации ксенона, что может привести к тому, что пуск реактора может оказаться невозможным в течение нескольких часов. Не случайно, на отечественных (в том числе и в пр. 627), а также американских АПЛ емкость АБ рассчитана таким образом, что в случае аварийного сброса защиты реактора (или обоих реакторов) она обеспечивает кораблю движение в подводном наложении и одновременно его пуск (или реактора одного из бортов). Плановая остановка реактора осуществляется при помощи регулирующих стержней СУЗ. Они опускаются с таким расчетом, чтобы не допустить «отравления» A3, поэтому, когда АПЛ возвращается в базу, приведение реактора в исходное состояние занимает несколько часов.

ТВЭЛы изготавливаются из уран-циркониевого сплава в виде металлических пластин или спиралевидных трубок. Между ними циркулирует дистиллят воды высокой чистоты, называемый водой первого контура. Она при помощи циркуляционных насосов первого контура (ЦНПК) подается в парогенератор (ПГ), который представляет собой вертикально стоящий теплообменный аппарат. Он насыщен секциями из большого числа изогнутых (для компенсации температурного расширения) трубок, называемых трубной системой. Через стенки этой системы тепло первого контура передается питательной воде конденсатно-питательной системы (воде второго контура) и превращает ее в перегретый пар. В верхней части ПГ смонтированы паросборники и сепараторы, которые поддерживают влажность свежего насыщенного пара в определенных параметрах (не более 0,25%). На корабле пр. 627, например, были установлены два прямоточных ПГ, каждый из которых состоял из восьми камер и работал на свой борт. На отечественных АПЛ второго и третьего поколений использовались более надежные ПГ с естественной циркуляцией воды второго контура. Причем каждую автономную петлю первого контура на них обслуживали четыре ПГ. Из них один являлся резервным. В случае необходимости этот ПГ можно бьшо подключить к любому из трех контуров теплоносителя.

АПЛ ВМС США, начиная с 1969 г., оснащаются АЭУ с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, т. е. без ЦНПК. Особенностью этой установки является то, что вода в первом контуре под давлением циркулирует благодаря конвекции, чем обеспечивается низкий уровень шума во время ее работы. Расположенный на берегу прототип такой установки (S-5G) был испытан в 1965 г., а затем установлен на экспериментальной Narwhal (SSN-671), переданной ВМС США в июле 1969 г.

Все оборудование ППУ расположено в специальной герметичной необитаемой выгородке. Она закрыта экранами биологической защиты. Пространство этой выгородки, для поддержания разряжения, оснащено системой вакуумирования. Для контроля и управления ППУ (помимо пультов дистанционного управления) в реакторном отсеке расположены контрольно-измерительная аппаратура и клапаны с дистанционным (гидравлическим и электромагнитным) или ручным приводами. Если на корабле два реактора, то таких выгородок две.