]. 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.
