Принцип действия атомного реактора в атомных судах

Обновлено: 19.04.2024

Ядерный ракетный двигатель — ракетный двигатель, принцип действия которого основан на ядерной реакции или радиоактивном распаде, при этом выделяется энергия, нагревающая рабочее тело, которым могут служить продукты реакций либо какое-то другое вещество, например водород.

Давайте разберем варианты и принципы из действия…

Существует несколько разновидностей ракетных двигателей, использующих вышеописанный принцип действия: ядерный, радиоизотопный, термоядерный. Используя ядерные ракетные двигатели, можно получить значения удельного импульса значительно выше тех, которые могут дать химические ракетные двигатели. Высокое значение удельного импульса объясняется большой скоростью истечения рабочего тела — порядка 8—50 км/с. Сила тяги ядерного двигателя сравнима с показателями химических двигателей, что позволит в будущем заменить все химические двигатели на ядерные.

Основным препятствием на пути полной замены является радиоактивное загрязнение окружающей среды, которое наносят ядерные ракетные двигатели.

Их разделяют на два типа — твердо-и газофазные. В первом типе двигателей делящееся вещество размещается в сборках-стержнях с развитой поверхностью. Это позволяет эффективно нагревать газообразное рабочее тело, обычно в качестве рабочего тела выступает водород. Скорость истечения ограничена максимальной температурой рабочего тела, которая, в свою очередь, напрямую зависит от максимально допустимой температуры элементов конструкции, а она не превышает 3000 К. В газофазных ядерных ракетных двигателях делящееся вещество находится в газообразном состоянии. Его удержание в рабочей зоне осуществляется посредством воздействия электромагнитного поля. Для этого типа ядерных ракетных двигателей элементы конструкции не являются сдерживающим фактором, поэтому скорость истечения рабочего тела может превышать 30 км/с. Могут быть использованы в качестве двигателей первой ступени, невзирая на утечку делящегося вещества.

В 70-х гг. XX в. в США и Советском Союзе активно испытывались ядерные ракетные двигатели с делящимся веществом в твердой фазе. В США разрабатывалась программа по созданию опытного ядерного ракетного двигателя в рамках программы NERVA.

Американцами был разработан графитовый реактор, охлаждаемый жидким водородом, который нагревался, испарялся и выбрасывался через ракетное сопло. Выбор графита был обусловлен его температурной стойкостью. По этому проекту удельный импульс полученного двигателя должен был вдвое превышать соответствующий показатель, характерный для химических двигателей, при тяге в 1100 кН. Реактор Nerva должен был работать в составе третьей ступени ракеты-носителя «Сатурн V», но в связи с закрытием лунной программы и отсутствием других задач для ракетных двигателей этого класса реактор так и не был опробован на практике.

В настоящее время в стадии теоретической разработки находится газофазный ядерный ракетный двигатель. В газофазном ядерном двигателе подразумевается использовать плутоний, медленно движущаяся газовая струя которого окружена более быстрым потоком охлаждающего водорода. На орбитальных космических станциях МИР и МКС проводились эксперименты, которые могут дать толчок к дальнейшему развитию газофазных двигателей.

На сегодняшний день можно сказать, что Россия немного «заморозила» свои исследования в области ядерных двигательных установок. Работа российских ученых больше ориентирована на разработку и совершенствование базовых узлов и агрегатов ядерных энергодвигательных установок, а также их унификацию. Приоритетным направлением дальнейших исследований в этой области является создание ядерных энергодвигательных установок, способных работать в двух режимах. Первым является режим ядерного ракетного двигателя, а вторым — режим установки генерирующей электроэнергии для питания аппаратуры, установленной на борту космического аппарата.

Атомную энергетическую установку, которая в основном является модификацией паротурбинной, начали применять на судах в конце 50-х гг. XX в. К энергетической установке судна с атомным двигателем относятся реактор, парогенератор и турбинная установка, приводящая в движение судовой движитель. Реактор - это установка для получения ядерных цепных реакций, во время которых возникает энергия, преобразуемая далее в механическую. В ядерном реакторе созданы такие условия, что число расщеплений ядра за единицу времени является величиной постоянной, т. е. цепная реакция происходит постоянно.

Конструкция и принцип действия ядерного реактора

1 — стальной корпус; 2 — замедлитель; 3 — отражатель; 4 — защита; 5 — тепловыделяющие элементы; 6 — вход теплоносителя; 7 — выход теплоносителя; 8 — регулирующие стержни

Ядерное топливо содержит делящийся материал, как правило, уран или плутоний. При расщеплении ядер атомов, которые распадаются на так называемые фрагменты - или на свободные нейтроны высоких энергий, освобождается очень много энергии. Для уменьшения высокой энергии нейтронов служит замедлитель: графит, бериллий или вода. Для того чтобы свести к минимуму возможность потери нейтронов, устанавливают отражатель. Он состоит в основном из бериллия или графита. Во избежание слишком сильного потока нейтронов в реакторе на соответствующей глубине устанавливают регулирующие стержни из поглощающих нейтроны материалов (кадмия, бора, индия). Энергообмен в реакторе происходит с помощью теплоносителей, воды, органических жидкостей, сплавов из легкоплавких металлов и т. д. В настоящее время на судах применяют, как правило, реакторы, охлаждаемые водой под давлением. Схема машинного отделения судна с реактором такого типа дана на рисунке ниже.

Схема атомной энергетической установки с реактором, охлаждаемым водой под давлением

1 — реактор; 2 — первичная биологическая защита; 3 — вторичная биологическая защита; 4 — парогенератор; 5 — нагревательный змеевик первого контура; 6 — циркуляционный насос первого контура; 7 — турбина высокого давления; 8 — турбина низкого давления; 9 — редуктор; 10 — конденсатор; 11 — насос вторичного контура; 12 — вход морской воды; 13 — выход морской воды

Эта установка имеет два контура циркуляции. Первый контур - циркуляция воды под высоким давлением. Вода первого контура служит одновременно теплоносителем ядерного реактора и имеет давление приблизительно от 5,8 до 9,8 МПа. Она протекает через реактор и нагревается, например на судах «Отто Хан» (ФРГ) и «Мутсу» (Япония), до 278°С. При этом давление воды противодействует испарению. Горячая вода первого контура, протекая через нагревательный змеевик, отдает свое тепло парогенератору, затем она снова возвращается к реактору. К парогенератору из второго контура низкого давления подается конденсат. Нагреваемая в парогенераторе вода испаряется. Этот пар с относительно низким давлением (например, на американском судне «Саванна» оно составляет 3,14 МПа) служит для питания турбин, которые через редуктор приводят во вращение гребной винт. Ядерный реактор изолирован от окружающей среды защитным экраном, не пропускающим вредные радиоактивные лучи. Обычно применяются двойные экраны. Первый (первичный) экран окружает реактор и изготовляется из свинцовых пластин с полиэтиленовым покрытием и из бетона. Вторичный экран окружает парогенератор и заключает внутри себя весь первый контур высокого давления. Этот экран в основном изготовляют из бетона толщиной от 500 мм («Отто Хан») до 1095 мм («Мутсу»), а также из свинцовых пластин толщиной 200 мал и полиэтилена толщиной 100 мм. Оба экрана требуют много места и имеют очень большую массу. Например, первичный экран на судне «Саванна» весит 665 т, а вторичный — 2400 т. Наличие таких экранов является большим недостатком атомных энергетических установок. Другим, еще более существенным недостатком, является, несмотря на все защитные меры, опасность заражения окружающей среды как во время нормального функционирования энергетической установки вследствие отходов использованного топлива, выпуска трюмной воды из реакторного отсека и т. д., так и во время случайных аварий судна и атомной энергетической установки. К неоспоримым преимуществам относятся очень низкий расход топлива и практически неограниченная дальность плавания. Например, судно «Отто Хан» (ФРГ) за три года не израсходовало даже 20 кг урана, в то время как расход топлива обычной паротурбинной энергетической установкой на судне таких размеров составил 40 тыс. т. Дальность плавания японского судна «Мутсу» составляет 145 тыс. миль. Несмотря на эти преимущества, атомные энергетические установки широко применяются только на боевых кораблях. Особенно выгодно их использовать на крупных подводных лодках, которые долгое время могут находиться под водой, так как для получения тепловой энергии в реакторе воздуха не требуется. Кроме того, атомными энергетическими установками оснащаются мощные ледоколы, используемые в северных широтах земного шара.

Атомная энергетическая установка на морском судне

1 — машинное отделение; 2 — контейнер с реактором; 3 — отсек вспомогательных механизмов; 4 — хранилище отработавших ТВЭЛ

Подходят к завершению темы апрельского стола заказов, но нам еще есть чем там поживиться ! Не верите ? Вот вопрос от an10 zxman: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии . Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, — достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС ? :-)

Вспомните такую тему, как Передвижные АЭС (ПАЭС) и Есть ли перспективы у ПАТЭС ?

Бог проявил щедрость,
когда подарил миру такого человека.

Светлане Плачковой посвящается

Издание посвящается жене, другу и соратнику, автору идеи, инициатору и организатору написания этих книг Светлане Григорьевне Плачковой, что явилось её последним вкладом в свою любимую отрасль – энергетику.

Книга 4. Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем

3.1. Ядерные реакторы на морских судах

Ядерно-энергетические установки (ЯЭУ) позволяют придать морским судам качества, недостижимые при использовании судовых энергетических установок, работающих на ископаемом топливе. Прежде всего это неограниченный район плавания при работе на большой мощности, более высокая скорость и длительная автономность. Применение ЯЭУ повышает общую производительность грузовых судов всех типов за счет снижения полной массы энергетической установки, которая включает в себя массу самой энергетической установки и массу топлива для нее. Запасаемое на рейс топливо составляет 15% массы перевозимого груза, что равнозначно 10000 тонн для грузового судна с мощностью на винтах 40–60 МВт.

На морских судах принципиально могут быть применены ЯЭУ с реактором любого освоенного типа с использованием паротурбинного или газотурбинного цикла. Наибольшее распространение получили двухконтурные ЯЭУ с водо-водяными реакторами под давлением, поскольку они наиболее отработаны, компактны, просты в управлении, характеризуются устойчивостью к качке и дифферентам. Такими установками оборудованы атомные ледоколы России «Ленин», «Арктика», «Сибирь», «Ямал», «Россия», «50 лет Победы» и зарубежные транспортные суда «Саванна» (США), «Отто Ган» (Германия), «Муцу» (Япония). На кораблях военно-морского флота высокоразвитых стран мира чаще всего используют ядерные энергетические реакторы на быстрых или промежуточных нейтронах (с энергией в интервале 1–1000 эВ), активная зона которых охлаждается жидким натрием или жидким свинцом (или его сплавами). Эти реакторы при равной с другими типами реакторов мощности имеют наименьшие габариты, а высокая температура жидкометаллического теплоносителя (~ 600°С) обеспечивает эффективность ЯЭУ порядка 40%. По данным зарубежной печати в составе ВМФ США действуют около 130 атомных подводных лодок и свыше 10 атомных надводных кораблей (рис. 3.1).

Американский атомный авианосец «Рональд Рейган» был спущен на воду 4 марта 2001 года и вошел в боевой состав флота 12 июля 2003 года. Мощность его четырехвальной ядерной энергетической установки 205,8 МВт (280000 л.с.) – два водо-водяных реактора A4W/A1G. Авианосец имеет такие основные тактико-технические характеристики: полное водоизмещение 98000 т, длина 334 м, ширина 40,8 м, осадка 11,9 м, наибольшая ширина полетной палубы 78 м, скорость полного хода его составляет более 54,5 км/ч (30 узлов).

Рис. 3.1. Американский атомный авианосец «Рональд Рейган»

Разработка высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) с температурой газа на выходе из активной зоны порядка 1000 К (по Кельвину) создает перспективы использования ядерно-энергетических установок, работающих по замкнутому или разомкнутому газотурбинному циклу. По сравнению с паротурбинными установками с ядерным реактором они обладают:

более высоким к.п.д. преобразования тепловой энергии в механическую;
меньшими массогабаритными параметрами;
возможностью использования в одноконтурных установках в качестве рабочего тела различных газов;
упрощенным регулированием мощности изменением давления в контуре с сохранением высокого к.п.д. в широком интервале нагрузок;
незначительной потребностью в охлаждающей воде и отсутствием специальной водоподготовки;
легкостью запуска турбоустановки при любой температуре и быстротой принятия нагрузки.

Таблица 3.1 Характеристики ядерного реактора МАРС-С

Тепловая мощность, МВт

Диаметр/высота активной зоны, м

Средняя плотность энерговыделения, МВт/м3

Температура расплавно-солевого теплоносителя, Твых/Твх, °С

максимальная температура, °С

глубина выгорания, ГВт·сут/т

кампания топлива, лет

число постоянно работающих

полное число (с учетом резервирования)

диаметр/высота (без учета коллекторов), м

передаваемая на один теплообменник мощность, МВт

расход расплавно-солевого теплоносителя, кг/с

расход воздуха, кг/с

ГТУ (открытый воздушный контур)

тепловая мощность, МВт

к.п.д. при входной температуре воздуха 50°С и –50 °С, %

расход воздуха, кг/с

степень сжатия воздуха в компрессоре

температура воздуха после компрессора, °С

температура воздуха перед турбиной, °С

габариты, длина/диаметр, м

Наиболее экономичны в тепловом отношении и безусловно перспективны для использования в мощных транспортных ядерно-энергетических установках термодинамические циклы газотурбинных установок с регенерацией и промежуточным охлаждением газа. Одним из важных преимуществ некоторых типов высокотемпературных реакторов является возможность загрузки топлива на весь период эксплуатации судна, т.е. примерно на 25 лет. Ядерный реактор с теплоносителем из расплава солей и топливными элементами на основе микротвэлов МАРС-С (табл. 3.1) в комбинации с газотурбинной установкой (ГТУ), использующей в качестве рабочего тела атмосферный воздух, обеспечивает безопасную высокоэкономичную эксплуатацию ледоколов и судов ледового плавания.

Контур циркуляции расплавно-солевого теплоносителя включает активную зону реактора, боковой кольцевой и нижний торцевой отражатели, насосы, теплообменники соль–воздух. Материалом отражателя является циркулирующий расплавно-солевой теплоноситель (LiF–BeF 2 ). Активная зона реактора состоит из графитовых тепловыделяющих сборок (ТВС) гексагональной формы размером под ключ 36 см. В ТВС в гексагональной решетке с шагом 3,5 см размещены 60 каналов диаметром 1,7 см для топлива и 31 канал диаметром 4 см для теплоносителя. В каналах для топлива располагаются топливные компакты-микротвэлы в графитовой матрице, объемная доля микротвэлов в топливном компакте составляет 33%.

Рис. 3.2. Схема энергетической установки ледокола: 1 – активная зона реактора; 2 – теплообменник топливо–соль; 3 – теплообменник соль–воздух; 4 – электрогенератор; 5 – газовая турбина; 6 – компрессор; 7 – регенеративный подогреватель; 8 – циркуляционный насос

Энергетическая установка ледокола (рис. 3.2) состоит из двух реакторов типа МАРС-С, двух газотурбинных двигателей с генераторами мощностью по 45 МВт. Мощность двух ГТУ при температуре 50°С и –50°С составляет 72,90 и 108 МВт, к.п.д. при этом равен 24, 30 и 36%. Для повышения эффективности применен предварительный подогрев воздуха с помощью двух регенераторов, по одному на каждую ГТУ. Атмосферный воздух поступает на вход компрессора 6 газовой турбины, затем из компрессора в регенератор 7 , где происходит его предварительный нагрев, и далее из регенератора в теплообменник соль–воздух 3 реактора. Расплав соли температурой ~750°С циркулирует с помощью насоса 8 . В теплообменниках воздух нагревается до ~ 700°С. Нагретый воздух поступает на вход газовой турбины 5 , которая приводит во вращение электрогенератор 4 . С выхода газовой турбины горячий воздух температурой 550°С поступает в регенератор 7 , где нагревает поступающий от компрессора 5 воздух, и затем с более низкой температурой выбрасывается в атмосферу.

В ходовом режиме основным потребителем электроэнергии является гребная электрическая установка, в состав которой входят три гребных двухобмоточных трехфазных электродвигателя синхронного типа мощностью по 32 МВт с напряжением 10,5 кВ. Такие мощные ядерно-энергетические установки с газовыми турбинами находят применение не только на ледоколах и военных судах, но и на пассажирских лайнерах.

Тепловые схемы действующих и проектируемых судовых ЯЭУ подчинены главным образом условиям обеспечения различных режимов работы для маневрирования, необходимых ходовых качеств, надежности и безопасности работы.

В качестве главных судовых двигателей ЯЭУ используются многоступенчатые турбины. К судовым турбинам предъявляются жесткие требования по массогабаритным соотношениям. Они работают в более широком диапазоне возможного изменения нагрузок. Судовые турбины работают на электрический генератор, а далее привод винтовой группы осуществляется от электродвигателей; возможна передача вращения турбины через редуктор непосредственно на движитель – гребные винты. В первом случае, по существу, речь идет об электростанции и условия работы отличаются от стационарных частыми и значительными изменениями нагрузки. При механической передаче в системе турбина–редуктор–движитель один из элементов должен быть реверсивным для обеспечения заднего хода судна. На транспортных судах, находящихся в длительных рейсах, главная турбина с гребной установкой связана обычно механической передачей. На ледоколах и атомных подводных лодках в связи с большими динамическими нагрузками применяется электрическая передача. Например, на ледоколе «Арктика» переменный ток, вырабатываемый шестью генераторами, преобразуется кремниевыми выпрямителями в постоянный ток, который поступает на три гребных двигателя постоянного тока каждый мощностью 16000 кВт (22000 л.с.).

На всех построенных надводных судах в ЯЭУ применяется среднее (по корпусу судна) расположение судовой энергетической установки. Это приводит к лучшей устойчивости судна и меньшей уязвимости ЯЭУ при авариях. Кормовое расположение судовых энергетических установок встречается в проектах танкеров, рудовозов и т.д.

Для крупнотоннажных судов с большим радиусом действия перспективны энергетические установки, работающие на ядерном топливе. Создание и широкое использование таких судов радикально изменит всю организацию и экономику морских перевозок.

«50 лет Победы» – крупнейший в мире атомный ледокол

Этот атомный ледокол заложен 4 октября 1989 года под названием «Урал», а в 1995-м, уже спущенный на воду, он получил имя «50 лет Победы». После успешного проведения государственных ходовых испытаний атомоход был введен в эксплуатацию и 23 марта 2007 года на нем подняли российский флаг. Атомоход «50 лет Победы» стал уникальным кораблем не только российского, но и мирового ледокольного флота. Длина – 159 метров, ширина – 30, водоизмещение – 25 тысяч тонн, скорость – 32,7 км/ч (18 узлов). Наибольшая толщина ледяных полей, которую он может одолеть, – 2,8 метра (это высота современной квартиры от пола до потолка). Ледокол оснащен двумя атомными энергетическими установками, имеет систему защиты «Антитеррор», снабжен экологическим отсеком с новейшим оборудованием для сбора и утилизации отходов, образующихся при работе судна. Мощность трех валов – 75000 л. с. (55,2 МВт).

Бог проявил щедрость,
когда подарил миру такого человека.

Светлане Плачковой посвящается

Книга 4. Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем

4.4. Ядерный реактор

В ядерном реакторе типа ВВЭР (PWR) обычная некипящая вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем и находится под высоким давлением ( ~ 16 МПа). Реактор работает в системе двухконтурной ядерноэнергетической установки (ЯЭУ). Высокое давление теплоносителя вынуждает помещать активную зону с ядерным топливом и системами регулирования внутрь толстостенного стального корпуса, который изготавливается на специализированных заводах (например НПО «Ижорские заводы» в России).

Корпус реактора (рис. 4.8) является центральным компонентом первого контура, содержащего компенсатор давления, четыре петли теплопередачи, каждая из которых состоит из парогенератора и главного циркуляционного насоса, и соединительные трубопроводы. Первый контур служит оболочкой для поддержания рабочей температуры и давления теплоносителя, отводящего тепло из реактора. Эта система выполняет три основные функции: передает тепло из активной зоны реактора к парогенераторам; регулирует реактивность путем изменения концентрации бора и использования регулирующих сборок; регулирует давление с помощью компенсатора давления. Рис. 4.8. Корпус реактора ВВЭР-1000/В-320

Корпус реактора предназначен: служить опорой и удерживать в заданном положении активную зону, внутрикорпусные устройства и приводы органов регулирования; обеспечивать полную герметичность и сопротивление внутреннему давлению; служить защитой от радиоактивных излучений активной зоны.

Корпус реактора представляет собой сварную конструкцию, выполненную полностью в заводских условиях и состоящую из двух компонентов – корпуса и крышки. Корпус имеет два ряда по четыре патрубка (D у =850 мм), на уровне верхнего и нижнего ряда этих патрубков выполнено по два патрубка (D у =300 мм) для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Корпус изготовляется из перлитной стали 15Х2НМФА и плакирован изнутри слоем нержавеющей стали.

Крышка корпуса сферической формы представляет собой кованую горяче-прессованную деталь, приваренную к кольцевому фланцу с 54 резьбовыми отверстиями для уплотняющих втулок. В крышке имеются 77 отверстий, к которым приварены переходники: 73 – для приводов органов регулирования и 4 – для термопар. Герметичность между крышкой и корпусом обеспечивается с помощью двух концентрических металлических прокладок круглого сечения. Корпус реактора опирается на сварные конструкции, закрепленные в бетоне шахты реактора. Корпус реактора, находящийся под воздействием потока нейтронов, требует наибольшего внимания. Ресурс работы корпуса в отечественных и зарубежных реакторах составляет 30 лет. Условия работы корпуса сложны. Материал корпуса реактора подвергается одновременному воздействию высоких давлений и температур, потоков нейтронов и γ -квантов, которые приводят к повышению твердости и охрупчиванию металла. Кроме того, существует опасность охрупчивания металла корпуса при насыщении его водородом, который образуется в процессе радиолиза воды под действием ионизирующего излучения и в реакции коррозии железа.

Рис. 4.9. Сухая защита корпуса реактора, выполненная с доступом для осмотра корпуса реактора: 1 – обычный бетон; 2 – несущая часть опоры реакторного корпуса; 3 – подача воздуха (тепловой барьер между обычным и серпентинитовым бетоном); 4 – труба для передвижения противовеса приводов ионизационной камеры; 5 – кольцевое сечение для прохода воздуха, охлаждающего серпентинитовый бетон; 6 – труба для опускания привода ионизационной камеры; 7 – опора реакторного корпуса

В современных конструкциях шахты реактора предусмотрена возможность периодического контроля металла корпуса (рис. 4.9): между сухой защитой и корпусом реактора имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм. Сухая защита из серпентинитового бетона хорошо удерживает влагу (и, следовательно, водород), уменьшает утечку нейтронов за пределы шахты реактора. От возможных повышений температуры корпус реактора защищает воздушное охлаждение. Кроме того, учитывая различия в коэффициентах расширения, на границе между обычным и серпентинитовым бетоном создается тепловой барьер (3) за счет системы воздухоохлаждаемых труб.

Внутрикорпусные устройства (ВКУ) служат опорой активной зоны, обеспечивают заданное расположение тепловыделяющих сборок и ограничивают возможности их перемещения. Они обеспечивают заданное положение направляющих каналов органов регулирования между тепловыделяющими сборками и приводом органов регулирования. Внутрикорпусные устройства направляют поток теплоносителя, обеспечивают защиту от нейтронного и γ -излучения, служат направляющими для датчиков внутриреакторных измерений, поддерживают гирлянды капсул с контрольными образцами.

ВКУ спроектированы с таким расчетом, чтобы выдержать напряжения, возникающие при любых условиях работы реактора, включая землетрясения и усталостные нагрузки от вибрации. Они изготавливаются из аустенитной нержавеющей стали с учетом межкристаллитной коррозии.

Основные внутрикорпусные устройства ядерного реактора типа ВВЭР/PWR показаны на рис. 4.10.

Нижняя опорная конструкция активной зоны состоит из:

шахты активной зоны, имеющей цилиндрическую форму; вертикальные силы передаются на фланец корпуса реактора через верхний фланец шахты активной зоны; соединения на шипах служат опорой нижней части шахты;
нижней опорной плиты, которая несет на себе нагрузку всей массы активной зоны;
выгородки, которая является оболочкой активной зоны, разграничивающей потоки поступающей воды теплоносителя от нагретой в активной зоне.

Верхняя опорная конструкция активной зоны, расположенная над ней, состоит из:

верхней плиты, лежащей на тепловыделяющих сборках;
опорных колонн, которые служат соединительным элементом между опорной плитой направляющих каналов и верхней плитой активной зоны и обеспечивают сохранение заданного расстояния между ними;
опорной плиты направляющих каналов, служащей для передачи вертикальных сил на фланец корпуса реактора;
направляющих каналов органов регулирования.

Активная зона реактора ВВЭР-1000 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), имеющих одинаковые геометрические и механические характеристики. Их местоположение в активной зоне обеспечивается за счет опорных конструкций. Активная зона охлаждается обессоленной водой под давлением 15,7 МПа, служащей также замедлителем нейтронов. Изменяя концентрацию бора в теплоносителе/замедлителе (впрыскивая в систему борную кислоту Н 3 ВО 3 до 13,5 г/кг), управляют процессом медленных изменений реактивности, включая выгорание ядерного топлива. Остальные процессы изменения реактивности регулируются с помощью кластеров стержней поглощения нейтронов.

Рис. 4.11. Тепловыделяющие сборки энергетических водоводяных реакторов: слева – ВВЭР-1000 (Россия), справа – PWR-1300 (EDF, Франция)

Рис. 4.10. Корпус и внутрикорпусные элементы конструкций энергетического ядерного реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Первая загрузка активной зоны ядерным топливом делится на три зоны его обогащения изотопом урана-235. Тепловыделяющие сборки с самым высоким процентом обогащения размещаются по периферии, а сборки с наименее обогащенным топливом размещаются в шахматном порядке в центральной зоне. При каждой остановке реактора на перегрузку топлива заменяется третья часть его в активной зоне. Максимально выгоревшее топливо выгружается, свежее топливо загружается в периферийную зону, а остальные сборки переставляются в центральной зоне так, чтобы получить максимально однородное энерговыделение. Равновесие достигается после третьей перегрузки.

Тепловыделяющие сборки (ТВС) нового поколения для реактора ВВЭР-1000 шести гранной формы с жестким каркасом, образованным из 15 дистанционирующих решеток, центральной трубы, 18 направляющих каналов и нижней опорной решетки, содержат 311 твэлов (рис. 4.11).

Рис. 4.12. Таблетка ядерного топлива

Нижняя решетка является опорной для твэлов и обеспечивает их разъемное соединение. Дистанционирующая решетка сохраняет определенный интервал между твэлами и состоит из ячеек, изготовленных из тонкостенных труб, сваренных точечной сваркой между собой и центральной втулкой, которая закрепляется на центральной трубе сборки. Нижний хвостовик ТВС обеспечивает распределение расхода теплоносителя в сборке и может быть снабжен фильтром для улавливания частиц. Головка ТВС является частью верхней опорной конструкции сборки и одновременно обеспечивает частичную защиту регулирующих органов.

Разработанный корпорацией ТВЭЛ (Россия) тепловыделяющий элемент нового поколения состоит из таблеток спеченого диоксида урана наружным диаметром 7,8 мм с обогащением ураном-235 до 4,95%, помещенных в трубку из холоднодеформированного сплава циркония (Zr – 1,2 Sn – 1,0 Nb – 0,3 Fe), уплотненную и герметично запаянную с обоих концов.

Топливные таблетки имеют цилиндрическую форму (рис. 4.12) и состоят из порошка, который подвергается холодному прессованию с последующим спеканием до требуемой плотности. Торцы таблеток имеют небольшие углубления, что обеспечивает более значительное расширение в центре таблетки. Спиральная пружина из нержавеющей стали, прижимающая топливные таблетки сверху, препятствует их перемещению внутри оболочки во время погрузочно-разгрузочных работ и транспортировке перед загрузкой в активную зону реактора. В процессе изготовления все твэлы герметизируются гелием под давлением ~3 МПа, чтобы сократить усилия и деформации и повысить таким образом усталостную прочность.

Регулирующие кассеты представляют собой пучок стержней, материал которых поглощает нейтроны. Верхние концы этих стержней закреплены в систему, представляющую собой кластерную траверсу. Стержни поглотителей нейтронов размещаются в направляющих каналах тепловыделяющих сборок. Поглотитель нейтронов заложен в трубку из холоднодеформированной нержавеющей стали и уплотнен концевыми заглушками. Материалом, поглощающим нейтроны, в верхней части стержней является карбид бора В 4 С, в нижней части стержней – титанат диспрозия или гафния (рис. 4.13).

Линия для производства твэлов на МСЗ «Электросталь» (Россия)

Регулирующие кассеты с поглощающими нейтроны стержнями представляют собой систему управления и защиты (СУЗ), которая обеспечивает: контроль и управление мощностью реактора; пуск реактора и вывод его на заданный уровень мощности; перевод реактора с одного уровня мощности на другой; быстрое прекращение цепной реакции деления; необходимое энергораспределение в объеме активной зоны; безопасность реактора, исключая ядерные аварии.

Кассеты поглощающих нейтроны стержней объединяются в разные функциональные системы: автоматического регулирования (САР); ручного регулирования (СРР); компенсации реактивности (СКР); аварийной защиты (САЗ).

а Рис. 4.13. Кассета и поглощающая сборка СУЗ энергетического ядреного реактора ВВЭР-1000 нового поколения б

Рис. 4.14. Парогенератор: а – вариант вертикального парогенератора для ВВЭР-1000: 1 – выход пара; 2 – люк для обслуживания; 3 – вход питательной воды; 4 – вход теплоносителя; 5 – периодическая продувка; 6 – непрерывная продувка; 7 – сепарационные устройства; б – парогенератор PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Мал. 4.15. Парогенератор горизонтального типу енергетичного ядерного реактора ВВЕР 1000

Рис. 4.16. Горизонтальный парогенератор с водным теплоносителем для ВВЭР-1000: 1 – входной коллектор теплоносителя; 2 – теплообменная поверхность; 3 – коллектор раздачи питательной воды; 4 – дырчатый погруженный щит; 5 – ввод питательной воды; 6 – жалюзийный сепаратор; 7 – пароотводящие трубы; 8 – паросборный коллектор; 9 – воздушники; 10 – отвод отсепарированной влаги; 11 – выходной коллектор теплоносителя

Рис. 4.17. Взаимное расположение узлов ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) энергетического ядерного реактора ВВЭР-1000. Вид снизу. ГЦН – главный циркуляционный насос; ГЕ – емкость с борной кислотой; ПГ – парогенератор; ББ – барботер; КД – компенсатор давления

Рис. 4.18. Теплотехническая схема парогенераторных установок двухконтурных АЭС с ядерными реакторами ВВЭР: 1 – реактор; 2 – главный циркуляционный насос; 3 – парогенератор; t ′ T – температура теплоносителя на выходе из реактора; t ′′ T – температура теплоносителя на выходе парогенератора; t n B – температура питательной воды; t H – температура насыщения; h – энтальпия

Часто одни и те же стержни входят в несколько систем.

Парогенератор является связующим звеном между первым и вторым контурами.

в в

Рис. 4.19. Главный циркуляционный насос: а – установка циркуляционного насоса большой производительности с маховиком – ГЦН-195 для АЭС с ВВЭР: 1 – вал электродвигателя; 2 – маховик; 3 – электродвигатель; 4 – соединительная муфта; 5 – радиально-упорный подшипник; 6 – узел уплотнения; 7 – корпус; 8 – опорные лапы; б – уплотнения циркуляционного насоса ГЦН-195: 1, 2 – отвод и подвод воды промконтура; 3 – отвод и дроссель; 4, 5 – сливы утечек воды и масла; 6, 7 – отвод и подвод масла; 8 – подвод запирающей воды; в – главный циркуляционный насос реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Это трубчатый испаритель естественной циркуляции с механической сушкой пара. Теплоноситель первого контура (охлаждающий реактор) циркулирует по трубам и отдает свое тепло теплоносителю второго контура (питательной воде) с внешней стороны трубчатки парогенератора, производя при этом пар.

Парогенератор ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) с реактором ВВЭР1000 представляет собой двухконтурный теплообменный аппарат с погруженной поверхностью теплообмена (трубчатым пучком), встроенными сепарационными устройствами и естественной циркуляцией рабочего тела. Поверхность нагрева парогенераторов всегда представляет собой систему змеевиков малого диаметра, внутри которых течет теплоноситель под высоким давлением. Парогенераторы могут быть горизонтальными и вертикальными (рис. 4.14, 4.15). В обоих случаях по стороне второго контура используется естественная циркуляция.

Исходя из расчета теплового баланса парогенератора с учетом начальной температуры теплоносителя, определяемой условиями работы реактора, перепад температур теплоносителя в парогенераторе (вход/выход) для ЯППУ с ВВЭР-1000 составляет t ′ T – t ′′ T = Δ t = 30°C. Эта величина Δ t теплового напора приводит для очень мощных АЭС с водо-водяными ядерными реакторами к таким большим поверхностям нагрева парогенератора, что изготовление его в виде одного агрегата оказывается невозможным. Для ЯППУ с ВВЭР-1000 принята горизонтальная конструкция парогенератора и количество агрегатов, равное четырем (рис. 4.15–4.17).

При выбранных параметрах теплоносителя на выходе из ядерного реактора, параметрах пара, подаваемого на турбину, теплотехническая схема парогенераторной установки с ВВЭР-1000 достаточно проста (рис. 4.18). Питательная вода, поступающая в парогенератор из сепараторов влаги, смешивается с водой, находящейся внутри его корпуса, нагревается до температуры насыщения и испаряется. Над трубным пучком имеется ряд центробежных сепараторов, отделяющих большую часть влаги от пара. После этого используются сухопарники, доводящие насыщенность пара, как минимум, до 99,75%.

Главный циркуляционный насос (ГЦН). В системе мощных АЭС любого типа циркуляция теплоносителя в реакторном контуре при нормальной эксплуатации принудительная. Для отвода тепла из активной зоны реактора служат главные циркуляционные насосы. Они обеспечивают циркуляцию теплоносителя первого контура от корпуса реактора к парогенератору, чтобы передать ему тепло, и возвращают теплоноситель обратно в корпус реактора для нагрева. Каждая петля имеет один ГЦН, который устанавливается на холодной нитке, т.е. между выходом из парогенератора и корпусом реактора. Протяженность циркуляции контура для каждой петли реактора ВВЭР-1000 составляет 46 м. ГЦН обеспечивает расход теплоносителя, который необходим для охлаждения активной зоны, и теплоотвод, достаточный для поддержания коэффициента запаса до кризиса кипения (выше 1,3). Маховик, соединенный с колесом и двигателем (рис. 4.19), создает необходимую инерцию, которая обеспечивает достаточный расход теплоносителя и продолжительность работы насоса при прекращении электропитания (при выбеге ГЦН) более одной минуты. Гидравлическая часть насоса состоит из эллиптического корпуса, проточной части со всасывающим и нагнетательным патрубками, одностороннего рабочего колеса, консольно расположенного на валу ротора, направляющего аппарата и узлов уплотнения. Механические уплотнения обеспечивают ограниченные утечки, контролируемые при эксплуатации. Для запирания теплоносителя первого контура в зоне уплотнения вала насоса существует система подпитки путем подачи в камеру уплотнения очищенного и дегазированного теплоносителя с давлением, превышающем давление в контуре. При этом часть уплотняющей воды через уплотнение поступает в контур, не допуская выхода наружу радиоактивной воды, а остальная часть сбрасывается в деаэратор подпитки контура. Подача теплоносителя ГЦН-195 в ЯППУ с ВВЭР-1000 составляет 20 тыс. м 3 /ч, протечка 0,3–3,0 м 3 /ч. Большой диаметр трубопровода и большая подача ГЦН каждой петли исключают установку резервного ГЦН.

Автор статьи

Куприянов Денис Юрьевич

Юрист частного права

Страница автора

Читайте также: