Чем ближе знаменательная дата - 50-летие атомного флота России, тем больше возрастает интерес к его истории и ко всему тому, с чего это начиналось. Начало атомной истории флота связывают с Постановлением от 12.09.1952, подписанного И.В. Сталиным, с именами Адмирала Флота Советского Союза Кузнецова Н.Г. и академика Александрова А.П., а также с жизненным путем двух кораблей: "К-3"- головной атомной подводной лодки (ПЛА) проекта 627 с водо-водяной атомной энергетической установкой (АЭУ) и "К-27"- головной ПЛА проекта 645 с качественно новой АЭУ, использующей в 1-м контуре жидкометаллический теплоноситель (ЖМТ), которые олицетворяют собою два направления технического развития флотской атомной энергетики. Согласно этому Постановлению оба направления получили право на существование и претворялись в жизнь в соответствии с разработанными программами. Первое направление развивалось в русле мирового опыта, использующего в 1-м контуре в качестве теплоносителя воду при высоком давлении и температурах, близких к кипению. Второе направление развивалось вопреки мировому опыту, применяющему легкие металлические сплавы на основе натрия и калия. Отечественные ученые во главе с академиком Лейпунским А.И. использовали в паропроизводящей установке (ППУ) расплав тяжелых металлов свинец-висмут при давлениях на порядок ниже, чем на воде, и при температурах выше точки плавления эвтектики этих металлов.

Во всем этом проявилась мудрость тогдашнего руководства страны, которое, выделяя средства, и немалые, создавало равные соревновательные условия для обеих программ. Общим руководителем подводного ядерного проекта стал выдающийся ученый и организатор академик Александров Анатолий Петрович - директор Курчатовского института, которому одновременно вменялось в обязанность научное руководство водо-водяным направлением. Руководить ЖМТ-направлением стал известный советский физик академик Лейпунский Александр Ильич - научный руководитель Физико-энергетического института (ФЭИ), носящего ныне его имя. Это предопределило некую приоритетность "К-3" и всего водо-водяного направления, которое позднее вылилось во временной интервал нескольким более 4-х лет. Планировалось сравнить тактико-технические характеристики АЭУ с ЖМТ этого типа с водо-водяной установкой. В пользу ЖМТ говорило то, что при той же мощности реакторов - 70 МВт, которые вырабатывали одинаковое количество пара в единицу времени, переход из тепловой зоны в диапазон промежуточного спектра нейтронов (1-10 5 эВ) давал определенный выигрыш в ряде нейтронно-физических и тепло-энергетических характеристик. Отравление ксеноном в реакторе на промежуточных нейтронах представляет сравнительно меньшую опасность, чем в тепловом, что практически исключает "йодную яму", увеличивает оперативность и маневренность установки при пусковых режимах и существенно влияет на тактико-технические характеристики ПЛА. Один пример: ввод установки с жидкометаллическим теплоносителем составляет несколько минут, тогда как на ввод водо-водяной установки требуется несколько часов. Замедление нейтронов в промежуточном реакторе не должно быть таким интенсивным как в тепловом, чему полностью соответствуют жидкие металлы, обладающие слабыми свойствами замедления нейтронов. В промежуточном реакторе поглощение нейтронов продуктами деления является весьма существенным фактором и должно строго учитываться при расчетах компании реактора.

Так как жидкие металлы имеют малую величину давления насыщенных паров, то максимальное давление в системе с ЖМТ определяется только потерей напора в контуре, которое обычно не превышает 7-8 атм. и поддерживается при работе ППУ не выше 20 атм. Для воды давление на порядок больше. Низкое давление существенно упрощает конструкцию и эксплуатацию, как самого реактора, так и вспомогательного оборудования и повышает их эффективность в работе. Большее, чем в 1-ом контуре, давление 2-го контура исключает возможность попадания протечек сплава во 2-ой контур. При одинаковых габаритах реакторов энергоемкость жидкометаллического существенно выше, чем водо-водяного, так же выше температура 1-го контура и, как следствие, температура пара во втором.
Низкая температура плавления (125°С) и высокая температура кипения (1670°С) создают условия, исключающие тепловой взрыв в активной зоне реактора, как показал опыт, даже в случае запроектной аварии (например, полное обесточивание АЭУ).

Использование в схеме ППУ парогенераторов (ПГ) многократной принудительной циркуляции обеспечивает устойчивую работу ПГ во всем диапазоне мощности от 0 до 100 % N ном.
Примененная система каналов расхолаживания позволяла проводить расхолаживание при естественной циркуляции в пределах реакторов, а схемно-компоновочное решение и впервые использованное в составе ППУ оборудование обеспечивали возможность работы на мощности во всем ее диапазоне при наличии межконтурной неплотности в парогенераторах (течах ПГ).

Вместе с вышеуказанными преимуществами АЭУ с ЖМТ обладает рядом недостатков по сравнению с водо-водяными установками, реакторы которых можно выводить из работы в море или в базе кратковременно или на длительный срок. На установках с ЖМТ во избежание замерзания сплава при снижении температуры ниже 125°С, необходима работа реактора на минимально контролируемом уровне мощности (МКУМ) в море, и то же самое в базе, или подключение ППУ к резервному источнику тепла. Вахта на пульте управления АЭУ несется постоянно. Вторым недостатком является способность теплоносителя свинец-висмут образовывать окислы при контакте с кислородом воздуха или паром (при течах ПГ) и накапливать их в парогенераторах (под трубными досками), в буферных емкостях и холодных зонах 1-го контура. Для борьбы с окислами использовалась в базовых условиях высокотемпературная регенерация сплава, которая для эксплуатации ППУ с ЖМТ приобрела характер необходимой технологической операции.
Конечно, правильно организованная эксплуатация и соблюдение всех мер безопасности позволяли в полной мере использовать преимущества и сводить к минимуму недостатки ЯЭУ с ЖМТ, что на протяжении нескольких лет блестяще демонстрировал экипаж первый экипаж Гуляева.

ПЛА "К-27" отработкой и экспериментальной проверкой многих проектных, конструкторских и эксплуатационных вопросов АЭУ позволила усовершенствовать не только водо-водяные проекты АЭУ 1-го поколения ПЛА, но явилась основой для создания целой серии высокоскоростных, комплексно-автоматизированных ПЛА проектов 705 и 705К, оснащенных усовершенствованными энергетическими установками с ЖМТ. Она внесла неоценимый вклад в развитие нового направления ядерной энергетики, ее внедрения в отечественную науку, промышленность и оборону государства. Труд создателей, проектировщиков, строителей, военных и гражданских, был удостоен высшего государственного признания - 11 человек стали лауреатами Ленинской премии в области науки и техники за 1964 г. Участники двух автономных походов - испытатели корабля и его энергетической установки были удостоены государственных наград, а командир ПЛА капитан 1 ранга Гуляев Иван Иванович - звания Героя Советского Союза.

Ядерно-радиационная авария на ПЛА в мае 1968г. унесла 6 молодых жизней. Экипаж и сотни ликвидаторов боролись за устранение последствий аварии, создание нормальной радиационной обстановки, возвращение энергетической установки к жизни. Это удалось. Установка "замороженного" неаварийного борта была выведена на мощность. Встал вопрос о возвращении корабля в боевой строй. Но это требовало больших средств и длительного времени. Было принято решение на правительственном уровне затопить ПЛА в специальном полигоне. Экипаж по приказу командования осознанно подготовил корабль к этой операции, обеспечив максимальную безопасность ее хранения под водой, и затопил ПЛА. Сам корабль на годы стал себе подводным памятником.