Принципиальные схемы и особенности ядерных установок

Вскоре после создания в Советском Союзе в 1954 г. первой в мире атомной электростанции мощностью 5000 квт ядерные энергетические установки стали применять на судах. В 1959 г. в СССР вступило в эксплуатацию первое атомное надводное судно — ледокол «Ленин», в 1962 г. в США было построено грузопассажирское исследовательское судно «Саванна»; в 1968 г. в ФРГ закончен постройкой рудовоз «Отто Ган».

Стремительное развитие судовой ядерной энергетики объясняется преимуществами ядерного топлива перед другими видами топлива. Его энергетическая плотность превышает почти в 2-10⁶ энергетическую плотность нефти. Для его сжигания в реакторах не требуется кислорода. Суда с ядерными установками имеют практически неограниченную дальность плавания без пополнения запасов топлива. Вместе с тем применение на судах ядерных энергетических установок встречает специфические трудности, связанные с защитой от радиоактивного излучения, высокой концентрацией весов, влияющей на размещение установки на судне и на прочность судовых конструкций, сравнительно низкими экономическими показателями этих установок.

Состав ЯЭУ зависит от типа реактора, принципиальной схемы и количества рабочих тел. Наименьшее количество элементов имеют одноконтурная паротурбинная установка с ВВРК и газотурбинная установка с ГОхР. Наиболее сложное оборудование у многоконтурных установок, например у трехконтурной паротурбинной с ГрНР. В этой установке в состав основного оборудования первого контура входят реактор, циркуляционный насос для покачивания жидкого натрия (охладителя) и теплообменный аппарат; во втором контуре имеются циркуляционный насос для промежуточного теплоносителя и парогенератор; третий контур включает элементы паротурбинной установки. В газотурбинной установке с ГОхР реактор служит нагревателем рабочего тела, а оборудование ее зависит от топлива, замедлителя и рабочего тела.

На рисунке 5.9 показаны для примера схемы одноконтурной и двухконтурной ЯЭУ с кипящим реактором. Топливом в реакторе является обогащенный уран, функции замедлителя и теп­лоносителя выполняет вода. Давление в корпусе реактора при одноконтурной схеме соответствует начальным параметрам пара турбинной установки. Пар, образующийся в активной зоне реактора, радиоактивен, поэтому при одноконтурной схеме вся установка должна быть окружена биологической защитой.

Парогенератор производит нерадиоактивный пар; в схеме на рисунке 5.9, а такой пар используется только для общесудовых нужд, а в схемах на рисунке 5.9, б и в — для турбинной установки, которая в этом случае не нуждается в биологической защите. Применение парогенератора в двухконтурной установке влечет за собой снижение рабочих параметров пара по сравнению с его параметрами в первом контуре. Сепаратор 7 уменьшает влажность пара с целью снижения его радиоактивности и повышения к. п. д. турбины.

При двухпетлевой конструкции (рисунок 5.9, в) повышаются маневренность и надежность установки, в частности, упрощается расхолаживание реактора (его может обеспечить каждая петля). Трубопровод 4 предусмотрен для сброса излишков пара в конденсатор при маневрах и при остановке турбины.

Схема ЯЭУ с ВВРД на ледоколе «Ленин». Водоизмещение ледокола «Ленин» 16000 Т, установка — трехвальная (рисунок 5.10), ее мощность 44000 л. е., мощность электродвигателя среднего вала около 20000 л. е., бортовых — по 10000 л. с. Тепловая мощность каждого из трех ВВРД составляет 90 000 кет, из них один резервный. Тепловыделяющие элементы из двуокиси урана с 5%-ным обогащением включены в циркониевые оболочки. Горячая радиоактивная вода первого контура из каждого реактора поступает в два независимых парогенератора и передает тепло нерадиоактивной воде второго контура, образуя пар. Четыре паровые турбины приводят в действие восемь электрогенераторов.

Рисунок 5.9 - Схемы ЯЭУ с кипящим реактором:

а - одноконтурная схема; б - двухконтурная однопетлевая схема; в - двухконтурная двухпетлевая схема. 1 - гребной винт; 2 - турбина: 3 - сепаратор; 4 - трубопровод для сброса пара 5 - турбогенератор; б - нерадиоактивный пар; 7 - сепаратор; 8 - реактор; 9 - к системе очистки; 10 - активная зона;

11 - насос принудительной циркуляции; 12 - биологическая защита; 13 - подогреватель;

14 - насос первого контура; 15 - ионообменный фильтр; ' 16 - конденсатный насос;

17 - конденсатор; 18 - парогенератор; 19 - подогреватель

В систему первого контура входят два парогенератора с поверхностью нагрева по 375 м², четыре главных циркуляционных насоса производительностью каждый по 500 м³/ч с напором 100 м и два резервных для расхолаживания реактора при остановке и для поддержания циркуляции при выходе из строя главных насосов, четыре паровых компенсатора объема, пред­ставляющих резервуары со свободным уровнем, снабженные электрогрелками и распылителями холодной воды для поддержания давления в первом контуре. Для очистки теплоносителя первого контура часть бидистиллята в количестве около 1 % направляется в теплообменный аппарат, где охлаждается приблизительно до 35° С, и затем, пройдя через ионообменный фильтр, поступает на охлаждение циркуляционных насосов.

Кроме того, имеются неуказанные в схеме платиновый катализатор для превращения в воду гремучей смеси, образующейся из Н₂О при ее облучении в активной зоне, два вспомогательных контура охлаждения дистиллятом защиты, статоров двигателей циркуляционных насосов и холодильников фильтров. Приборы систем дозиметрического и теплотехнического контроля и сигнализации размещены в ЦПУ.

Рисунок 5.10 - Расположение помещений ЯЭУ ледокола «Ленин»:

1 - кормовое турбогенераторное отделение; 2 - отделение среднего электродвигателя; 3 - отделение бортовых электродвигателей; 4 - кормовое отделение вспомогательных механизмов; 5 - паропроизводящая установка; 6 - носовое отделение вспомогательных механизмов; 7 - носовая электростанция; 8 - носовое турбогенераторное отделение

Защита выполнена из стали, воды и бетона. Дренажная система отводит радиоактивную жидкость в специальную цистерну. Воздух со следами радиоактивности из центрального отсека выбрасывается вверх через пустотелую мачту.

На рисунке 5.11 показана тепловая схема энергетической установки ледокола «Ленин». Вес установки с защитой около 130 кГ/л. е., защиты — около 40 кГ/л. с.

Схема ЯЭУ грузопассажирского судна «Саванна». Водоизмещение судна 22000 Т, мощность одновальной установки 20000 л. с., тепловая мощность реактора — около 70 Mem. Реак­тор с водой под давлением 123 ата. Топливом служит слабо обогащенная двуокись урана. Парогенератор каждой петли имеет поверхность нагрева 375 м², обслуживается двумя цирку­ляционными насосами производительностью по 1100 Т/ч каждый при напоре 50 м, он образует 55 Т/ч насыщенного пара с давлением 34 ата.

Все элементы первого контура заключены в необитаемый стальной контейнер длиной 16 м, рассчитанный на давление 13 кГ/см2, соответствующее мгновенному испарению воды при аварии, и имеющий целью локализовать радиоактивные выбросы.

На случай аварии реакторной установки предусмотрены два дизель-генератора мощностью по 750 квт каждый и вспомогательная котельная установка, дающая 4 Т/ч пара с давлением 10 кГ/см3.

На рисунке 5.12 показана тепловая схема грузопассажирского судна «Саванна».

В систему первого контура входят два парогенератора с поверхностью нагрева по 375 м , четыре главных циркуляционных насоса производительностью каждый по 500 м³/ч с напором

Рисунок 5.11 – Тепловая схема энергетической установки ледокола «Ленин»

1 - гребной электродвигатель; 2 - главный турбогенератор; 3 - дроссельно-увлажнительное устройство травления пара; 4 - 1 турбины вспомогательных механизмов; 5 - испаритель; 6 - охладитель фильтра; 7 - ионообменный фильтр; 8 - компенсатор объема; 9 - биологическая защита; 10 - реактор; 11 - парогенератор; 12 - главный циркуляционный насос первого контура; 13 - аварийный циркуляционный насос первого контура; 14 - подогреватель; 15 - вспомогательный конденсатор;

16 - конденсатный насос; 17 - питательный насос; 18 - деаэратор; 19 - подогреватель;

20 - конденсатный насос; 21 - главный конденсатор; 22 - вспомогательный турбогенератор;

23 - конденсатор; 24 - конденсатный насос; 25 - подогреватель.

Энергетическая установка с переохлаждаемым реактором. В установке с переохлаждаемым реактором замедлителем является тяжелая или легкая вода, которая циркулирует в реакторе и отдает воспринимаемое ею тепло питательной воде турбинной установки. Охлаждение реактора производится насыщенным или слегка перегретым паром при высоком давлении. В реакторе пар перегревается до высокой температуры. Меньшая часть его (около 20%) поступает в турбину, остальная часть направляется в теплообменный аппарат, где образуется насыщенный или слегка перегретый пар из предварительно подогретой питательной воды. Этот пар для дальнейшего нагрева поступает в реактор с первичным паром через нагнетатель, который компенсирует потери давления первичного пара в реакторе, трубопроводах и в теплообменном аппарате.

Рисунок 5.12 - Тепловая схема энергетической установки судна «Саванна».

1 - гребной винт; 2 - ГТЗА; 3 - парогенератор; 4 - компенсатор объема плавления; 5 - реактор; 6 - циркуляционный насос первого контура; 7 - охладитель; 8 - насосы забортной воды; 9 - насосы;

10 - бак питательной воды; 11 - подпиточные насосы; 12 - запасный бак; 13 - ионообменные фильтры; 14 - охладители фильтров, 15 - расширительный бак; 16 - питательный насос;

17 - подогреватель конденсата; 18 - конденсатный насос; 19 - главный конденсатор

На рисунке 5.13 показана принципиальная схема ЯЭУ с ПОР.

Рисунок 5.13 – Тепловая схема ЯЭУ с ПОР

1 - реактор; 2 - подогреватель питательной воды; 3 - циркуляционный насос;

4 - питательный насос; 5 - испаритель; 6 - пароперегреватель; 7 - парогенератор первого контура; 8 - парогенератор второго контура; 9 - нагнетатель; 10 - ТВД; 11 - ТНД;

12 - редуктор; 13 - конденсатор

Энергетическая установка с ГОхР. Наиболее подходящими теплоносителями для газоохлаждаемых реакторов являются водород и гелий. Водород эффективнее гелия, но он может вступать во взаимодействие с ТВЭЛ. Гелий в чистом виде не активируется в реакторе и не вызывает коррозии в турбине.

Вследствие плохих замедляющих свойств газа в ГОхР применяют твердые или жидкие замедлители (графит, вода и др.). Значительная скорость газа в реакторе приводит к эрозии оболочек ТВЭЛ и захвату частиц пыли, окалины и других примесей из внутренней полости газового тракта, в поток газа могут попадать также осколки деления путем диффузии через горячие оболочки ТВЭЛ. Нужно учесть к тому же, что промышленный гелий содержит некоторую примесь водорода, воздуха, азота, СО2 и паров воды, причем эти включения могут активироваться в реакторе. Поэтому необходимо предусматривать тщательную очистку газа. Газовые теплоносители могут применяться в одноконтурных схемах (реактор — газовая турбина), а также в двухконтурной схеме с газовым или паровым циклом во втором контуре.

Особенности ядерных установок. ЯЭУ имеют большую топливную автономность. Увеличение их тепловой мощности сопровождается умеренным увеличением их габаритов и веса. Благодаря этому создается возможность повышения скорости хода судов.

Вес Оя. у ядерной установки больше веса G установки обычного типа без запасов топлива. Разница в весе обусловлена

Установки с ГОхР отличаются большим расходом мощности (около 10% от тепловой мощности реактора) на газонагнетатели, большими размерами активной зоны и газонагнетателей.

Экономичность газотурбинных установок увеличивается при возрастании температуры. Можно полагать, что с усовершенствованием ГОхР и газовых турбин будут созданы условия для широкого применения ядерных ГТУ на судах.

Биологическая защита. Под действием потока элементарных частиц или квантов энергии молекулы веществ претерпевают различные превращения: образуются осколки молекул или молекулы в возбужденном состоянии, способные реагировать со всеми веществами, находящимися в зоне их возникновения, и вызывать цепь радиационно-химических превращений в живом организме и гибель клеток. Облучение человеческого организма представляет опасность при систематическом накоплении доз облучения на протяжении длительного времени, опасно также кратковременное, но интенсивное облучение.

Средством ограждения от облучения является биологическая защита, а распространение радиоактивных веществ контролируется радиационной проверкой после окончания работ в реак­торном отсеке.

Различают внешнее облучение, интенсивность которого зависит от расстояния до источника излучения и измеряется в бэрах, и внутреннее загрязнение, возникающее вследствие вдыхания или заглатывания радиоактивных веществ и измеряемое в кюри (кюри — радиоактивность вещества, в котором происходит 3,7•10¹⁰ распадов в секунду, что эквивалентно радиоактивности 1 г радия).

В каждом акте деления ядра урана испускается в среднем около 2, 5 нейтронов и 10 гамма- квантов. Нейтроны образуются при делении, а гамма-кванты — как в процессе деления, так и при радиоактивном распаде продуктов деления или в результате неупругого соударения или захвата нейтронов ядрами материалов.

При неупругом соударении энергия, которую теряет нейтрон, испускается в виде гамма- лучей с энергией около 1 МэВ; при полном захвате нейтрона образуется новое радиоактивное ядро, испускающее мгновенное захватное гамма- излучение высоких энергий — до 10 МэВ и гамма-излучение радиоактивных ядер. Суммарная средняя энергия нейтронов, образующихся при делении ядра урана, составляет около 5 МэВ, а гамма-квантов— около 15 МэВ. Если учесть поглощение части нейтронов в активной зоне, то можно сделать вывод, что энергия гамма- излучения из активной зоны в несколько раз больше энергии нейтронного излучения.

Вне активной зоны гамма-излучение образуется вследствие захвата нейтронов ядрами материалов (захватное гамма-излучение). При конструировании защиты стремятся ослабить как гамма-излучение, так и поток нейтронов. Обычно предусматривают первичную и вторичную защиту. Первичная защита реактора служит для ослабления потока нейтронов и гамма-излучения, выходящих из реактора, до уровня, обеспечивающего кратковременный доступ к оборудованию, расположенному между первичной и вторичной защитой. Вторичная защита служит для снижения потока нейтронов и гамма-излучения, проникших через первичный экран и возникших при активации охладителя и конструкций, до уровня, безопасного для обслуживающего персонала. Во время работы реактора на полной мощности на поверхности его корпуса поток нейтронов превышает допустимый биологический уровень примерно в 10¹² раз, а гамма-квантов — в 10¹⁰ раз.

В настоящее время неизвестны материалы, защищающие в одинаковой степени от нейтронного и гамма-излучения, так как механизм этих видов излучения различен. Хорошими защитными свойствами обладает бетон, который благодаря содержащемуся в нем водороду сильно ослабляет быстрые нейтроны и одновременно ослабляет захватное гамма-излучение. Нейтроны легко проходят через свинец, но задерживаются водой и соединениями, в которые входят атомы водорода; при столкновении с ядром свинца нейтрон теряет около 1/50 части своей энергии, а при столкновении с ядром атома водорода он может потерять всю энергию. Хорошо задерживая нейтроны, вода плохо защищает от гамма-излучения. Свинец, наоборот, хорошо защищает от гамма-излучения, но плохо ослабляет поток нейтронов. Защита состоит из нескольких компонентов.

Размеры и вес защиты зависят от конструкций и объемов, которые они окружают, и чем больше габариты реактора, тем больше размеры и вес защиты. Для ориентировочной оценки веса защиты в зависимости от диаметра реактора могут послужить данные по композитной защите из стали, свинца и воды для ВВРД ГОхР:

Диаметр реактора, м 2,0 2,5 3,0 3,5 4,0

Вес защиты, Г 600 900 1200 1400 1500

Вопросы для самопроверки:

1. Атомные судовые энергетические установки, принцип действия.

2. Атомные судовые энергетические установки, принципиальные схемы.

3. Преимущества и недостатки ЯСЭУ.

Литература: [7, с. 15...48].