Теплоноситель — жидкий металл
Помимо общеизвестных атомных энергетических установок водо-водяного типа, применяемых практически на всех АПЛ, за исключением двух проектов — 645 и 705-705К, в нашей стране были разработаны, испытаны, и установлены на корабли двух проектов (645 и 705, 705К) АЭУ, использующие в качестве теплоносителя эвтектический (низкоплавкий) сплав свинец-висмут. Подобные установки имеют ряд существенных преимуществ перед ВВР:
• Высокая компактность при сохранении высоких энергетических параметров;
• Достижение относительно высоких мощностных показателей без изменения параметров работы реактора;
• Принципиально, установки на ЖМТ значительно безопаснее ВВР. Это обеспечивается:
• Высокой температурой кипения теплоносителя (1679 °C) при низком давлении (порядка 20 атмосфер, против 200 у ВВР) в первом контуре, что исключает переопрессовку 1-го контура, тепловой взрыв ядерного реактора и выброс активности наружу;
• Быстрое затвердевание сплава при разгерметизации (температура плавления сплава около 135 °C), благодаря чему исключается возможность тяжелой аварии с потерей теплоносителя;
• Небольшая долгоживущая наведенная альфа-активность собственно теплоносителя;
• Отсутствие выхода аэрозолей Ро, однако, при этом существует нейтронное излучение радиоактивного Ро (период полураспада — 138 суток);
• Способность ЖМТ при повреждении оболочек ТВЭЛов и разгерметизации 1-го контура удерживать значительную активность радиоактивного йода, представляющего основную радиационную опасность для обслуживающего персонала;
• Небольшой запас реактивности, исключающий в энергетических режимах неконтролируемый разгон реактора на быстрых нейтронах, а также способность реактора самопроизвольно уменьшать мощность в аварийных ситуациях;
• Градиент давления между контурами ЭУ направлен от второго контура к четвертому, что позволяет предотвратить выход радиоактивного теплоносителя за пределы контура.
И, тем не менее, несмотря на их безопасность, и очевидную перспективность, пока все АПЛ ходят на водо-водяных реакторах (за исключением выведенных из эксплуатации кораблей 645-го, 705-го и 705К проектов).
Ядерный реактор на промежуточных нейтронах с теплоносителем свинец-висмут разрабатывался в ОКБ «Гидропресс» и ОКБМ. Главным достоинством этой АЭУ является ее динамичность. Основная силовая сеть была создана на частоте 400 Гц, что позволило практически вдвое сократить массогабаритные показатели оборудования, однако в то же время эксплуатация этого оборудования усложнилась.
