Судовая (корабельная) реакторная установка (РУ) – комплекс оборудования и систем, предназначенный для преобразования энергии деления ядра в тепловую, обеспечивающую получение механической энергии для движения судна (корабля) и электроэнергии (см. Рис. 1). В состав судовой РУ Атомного лихтеровоза “СевМорПуть”, входят системы и элементы, обеспечивающие совместно с системами Атомной Энергетической Установки (АЭУ) и судна нормальную эксплуатацию РУ и ее безопасность.
К важным для безопасности Системам и Элементам Нормальной Эксплуатации (СНЭВБ) относятся:
- Первый Контур (1К), как комплекс оборудования, включая реактор и трубопроводы, предназначенные для обеспечения циркуляции т/н, отводящего тепло от Активной Зоны (АЗ) реактора и передающей его в Парогенераторах (ПГ) Питательной Воде (ПВ), теплоносителю Второго Контура (2К) ЯЭУ
- трубопроводы 2К АЭУ, подводящие ПВ в ПГ и отводящие из него Перегреты Пар (ПЕ)
- оборудование и трубопроводы Третьего Контура (3К) АЭУ, обеспечивающие циркуляцию воды, отводящей тепло от ряда элементов РУ и передающей его за пределами РУ т/н Четвертого Контура (4К) АЭУ – забортной охлаждающей воде
- Биологическая Защита (БЗ), необходимая для снижения до допустимых уровней воздействия ионизирующих излучений на экипаж, технические средства судна и окружающую среду.
1К включает основной контур циркуляции т/н, Систему Компенсации Давления (СКД), Систему Очистки теплоносителя и Расхолаживания Реактора (СОРР).
Основной контур образуют реактор, четыре парогенератора, четыре двухскоростных Циркуляционных Насосов Первого Контура (ЦНПК), объединенных в Парогенерирующий Блок (ПГБ) с помощью коротких патрубков типа “труба в трубе”. Циркуляция теплоносителя может осуществляться тремя способами: при работе одного или двух ЦНПК на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания (ЦНР), а также за счет ЕЦ при расхолаживании реактора.
К системам безопасности (СБ) АЭУ относятся:
- СУЗ, являющаяся составной частью системы управления АЭУ, осуществляющей автоматическое и дистанционное управление энергоустановкой, ее централизованный контроль и диагностику, регулирование и защиту. СУЗ принимает и формирует сигналы Аварийной Защиты (а/з), реализует алгоритмы а/з, обеспечивающие экстренное снижение мощности, предупредительную защиту и аварийную остановку реактора, а также поддержание его в подкритическом состоянии. По функциям СНЭВБ система управления и защиты совместно со смежными системами осуществляет дистанционный и автоматический пуски реактора, его разогрев, контроль и поддержание требуемых параметров при работе, остановку реактора. В СУЗ входят первичные датчики, контролирующие изменения плотности потока нейтронов и размещаемые обычно вокруг корпуса реактора, комплекс аппаратуры, расположенный вне помещения РУ, перемещаемые рабочие органы изменения реактивности (внутри реактора) – поглощающие стержни, компенсирующие группы – с приводами, установленными на крышке реактора. Дополнительным, не относящимся к СУЗ, средством остановки реактора является жидкий поглотитель нейтронов (например, растворенная в воде Кадмиевая соль или соли Бора), ввод которого в т/н 1К осуществляется при необходимости из емкости с помощью высоконапорных насосов;
- Система аварийного охлаждения реактора, назначение которой – предотвратить осушение АЗ и разрушение одного из барьеров безопасности – оболочек ТВЭЛов, при проектной аварии с разгерметизацией трубопровода 1К максимального сечения. Подача воды в реактор осуществляется либо высоконапорными проливочными насосами, либо из гидробаллонов с последующим переходом на подачу насосами КПС ПТУ. В обоих вариантах заполнение ЯР, как правило, обеспечивается по двум независимым веткам. На случай длительной проливки возможен возврат в реактор насосом сливаемого в реакторное помещение теплоносителя 1К;
- Система защиты 1К от переопрессовки, которая должна удержать в допустимых пределах давление теплоносителя в случае прекращения отвода тепла от АЗ. Один из вариантов исполнения – последовательно установленные автоматическое предохранительное устройство (например, в виде разрывного элемента с ослабленным сечением) и предохранительный клапан между реактором и сбросной, размещаемой в цистерне емкостью. Сходной по назначению и устройству является и защитная система предотвращения переопрессовки ПГ. Ее срабатывание возможно при эксплуатации РУ с отключенной по 2К трубной системой одного из ПГ, имеющей микронеплотность;
- Локализующая система – защитная оболочка (ЗО) совместно с окружающими ее конструкциями судна, внутри которой располагаются все системы и оборудование РУ, содержащие радиоактивные вещества. Удержание их в предусмотренных проектом границах в случае аварии и является назначением защитной оболочки. На АПЛ функции защитной оболочки могут выполнять корпус и переборки РО, аппаратной выгородки. Локализующая система рассчитывается на внутреннее давление, обусловленное аварийным выбросом теплоносителя первого контура;
- Защитная система снижения аварийного давления в ЗО, предназначенная для удержания в допустимых пределах давления парогазовой смеси внутри нее. В системе используется либо барботажная цистерна, либо устройство для впрыска и распыления в ЗО охлаждающей воды, либо то и другое одновременно. Вода в устройство подается из емкости насосами. Для перепуска при аварии парогазовой смеси в цистерну предусматриваются специальные каналы с предохранительными мембранами;
- Система затопления защитной оболочки, заполняющая ее забортной водой для сохранения целостности оболочки и охлаждения остановленного реактора в случае затопления судна. В систему входят клапаны 24, открывающие проход забортной воды внутрь защитной оболочки при погружении судна на определенную глубину. После выравнивания давлений внутри и снаружи защитной оболочки клапаны закрываются, оболочка вновь становится плотной.
Решение проблем обеспечения безопасности судовых установок основано на принципиальных положениях, принятых для стационарных АЭУ (например, энергоблоков АЭС). Вместе с тем требует учета специфика кораблей и судов с АЭУ, на которых работа ЯР – не только источник потенциальной опасности, но и возможность (зачастую единственная) спасения корабля в море и жизней членов его экипажа. В этом случае допустим выход параметров установки за эксплуатационные пределы, в отличие от АЭС, где в подобной ситуации реактор должен быть остановлен. В море возможна и работа РУ, по крайней мере до возвращения корабля на базу, при выходе из строя отдельных каналов безопасности или систем управления. Нельзя также запрещать пуск реактора при наличии лишь одного источника энергии на корабле.
1. Параметры реакторной установки
Выбор параметров первого и второго контуров АЭУ и, следовательно, параметров РУ обусловлен рядом факторов, среди которых наиболее важными являются теплофизические свойства воды как теплоносителя и замедлителя в реакторе:
- Температура т/н на входе в АЗ: 278 град. С
- Температура т/н на выходе из АЗ: 316 град С
- Давление 1К: 12.7 МПа
- Темпетарура насыщения при давлении 1К: 329 град С
Таблица 1: Основные технические характеристики РУ типа КЛТ-40:
| Тепловая мощность (МВт) | 150 |
| Паропроизводительность (т/ч) | 240 |
| Давление первого контура (МПа) | 12,7 |
| Давление пара за ПГ (МПа) | 3,8 |
| Температура перегретого пара (°С) | 290 |
| Температура питательной воды (°С) | 170 |
| Эксплуатационный предел изменения мощности (% Nном) | 10–100 |
| Кампания активной зоны (лет) | 12 |
2. Основное оборудование
Реализация требований по обеспечению надежной и безопасной работы судовой РУ в определяющей степени зависит как от регламентного функционирования всех ее систем, так и от качества конструкторских и технологических решений по оборудованию, входящему в эти системы, их расчетно-экспериментального обоснования, использования опыта эксплуатации аналогов, проверки опытных образцов оборудования при стендовых испытаниях в близких к штатным условиях, подбора основных конструкционных и сварочных материалов, технологий изготовления всех элементов оборудования, контроля за их соблюдением. За 45-летний период создания в стране большого числа различных реакторных установок для военного и гражданского флотов судовое реакторостроение превратилось в крупную отрасль техники со своими отвечающими специфике этой отрасли принципами конструирования установок и их оборудования и со своей системой регламентации процесса создания РУ. Система, будучи направленной на получение заданных эксплуатационных свойств установок, представляет собой совокупность норм и правил, определяющих требования по порядку и качеству выполнения всех этапов работ от проектирования и до снятия РУ с эксплуатации. Вместе с тем эта, весьма жесткая по условиям регламентации, система не препятствует прогрессу отрасли, поиску более совершенных технических решений.
3. Ядерный реактор
Принципиальное устройства ядерного реактора КЛТ-40 (см. Рис. 2). Основные части реактора:
- корпус
- крышка
- выемной блок с АЗ.
Корпус – цилиндрический сосуд из высокопрочной перлитной стали с и эллиптическим днищем, защищенный изнутри от коррозии нержавеющими (из аустенитных сталей) герметичной плакировкой. В верхней части корпуса расположены патрубки для соединения реактора с парогенераторами и трубопроводами систем СКД и СОРР. Внутри корпуса к нему крепятся: в верхней части – обечайки, служащие опорой для выемного блока, и разделяющие потоки поступающего в реактор и выходящего из него т/н; в нижней части – тепловые экраны, снижающие уровень воздействующего на корпус нейтронного и гамма-излучения из АЗ.
Крышка – плоская плита также с антикоррозионной защитой, на которой располагаются элементы тепловой и сухой биологической защиты, узлы и детали для крепления другого оборудования. Герметизация крышки в корпусе осуществляется при помощи медной клиновой самоуплотняющейся прокладки, усилия от давления воспринимаются шпильками с гайками через нажимной фланец.
Через крышку проходят чехлы для термодатчиков, стойки приводов СУЗ, внутри которых перемещаются тяговые элементы рабочих органов компенсации реактивности и стержней а/з.
В выемном блоке, состоящем из корпуса, верхней, средней и нижней перфорированных плит (материал, аустенитная сталь), размещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) АЗ. ТВС устанавливаются в ячейки плит и фиксируются от вертикальных перемещений крышкой реактора. Внутри корпуса выемного блока размещаются также рабочие органы компенсации реактивности – Компенсирующие Группы (КГ). В реакторе КЛТ-40 применена одноходовая схема движения теплоносителя через активную зону. КГ в целях повышения безопасности состоит из нескольких частей. КГ реактора КЛТ-40 состоит из стержней-поглотителей, перемещающиеся в защитных трубах при движении несущих плит КГ вместе со стержнями по направляющим. Как это движение происходит?
Рис. 2: Реактор установки КЛТ-40: 1 – защитные трубы; 2 – стержни-поглотители компенсирующих групп; 3 – несущие плиты компенсирующих групп; 4 – выемной блок; 5 – трубчатые направляющие; 6 – корпус реактора; 7, 11 – чехлы термопреобразователей; 8 – крышка реактора; 9 – гайка; 10 – шпилька; 12, 13 – стойки приводов органов управления и защиты; 14 – нажимной фланец; 15 – самоуплотняющаяся прокладка; 16 – опорная обечайка; 17 – разделительная обечайка; 18 – тепловыделяющие сборки; 19 – экраны.
АЗ – источник тепловой энергии, образующейся при делении ядер урана 235 включает: ТВС, а также ИМ СУЗ компенсации реактивности и а/з. Главная часть ТВС – кассета, представляющая собой набор ТВЭЛов, стержней выгорающего поглотителя, Рабочие Источники Нейтронов (РИН) и вытеснителей, заключенных в шестигранный чехол ТВС.
Объединение твэлов в сборки с выделением межканальной воды позволяет поднять скорость движения теплоносителя вблизи тепловыделяющих поверхностей, уменьшить мощность ЦНПК за счет снижения общего расхода ТН через реактор и уменьшить выбеги реактивности при изменении циркуляции ТН. ТВЭЛ – обычно стержневой формы, основной компонент гетерогенной АЗ. Комплект ТВЭЛов содержит ядерное топливо в количестве, необходимом для работы судового ЯР до его перезарядки.
Компенсация начальной избыточной реактивности АЗ, наряду со стержнями КГ, осуществляется Стержнями Выгорающего Поглотителя (СВП), например, в виде естественной смеси изотопов Gd. РИН – также стержни, содержащие окись Be, генерирующую после первого пуска реактора фотонейтроны, что позволяет осуществлять контроль за мощностью АЗ при весьма низких ее уровнях в процессе последующих выводов реактора из подкритического состояния.
Для выравнивания полей энерговыделения по объему АЗ предусматривается ее физическое профилирование путем распределения ядерного топлива и ВП по сечениям АЗ. На основе данных по полям энерговыделений осуществляется гидравлическое профилирование комплекта ТВС с помощью введения дополнительного гидравлического сопротивления, дроссельной шайбы, на входе в каждую ТВС. Т.е. при помощи гидравлического профилирования, ТВС распределяются на несколько групп по величинам расхода теплоносителя через них, что позволяет выровнять величины подогревов воды в ТВС и увеличить запасы до критической тепловой нагрузки ТВС. Определяющим при выборе основных физических характеристик АЗ является реализация такого соотношения между запасом реактивности зоны и эффективностью рабочих органов управления и защиты, которое позволит надежно заглушить реактор в любой момент времени его работы.
Большую роль при этом играет применение ВП, снижающих общий запас реактивности АЗ. Свойства внутренней самозащищенности реактора достигаются за счет отрицательных ТКР и МКР во всем рабочем диапазоне параметров. При этом обеспечиваются саморегулируемость ЯР, стабильность поддержания ее мощности в нормальных и переходных режимах, безопасное протекание аварийных процессов.
4. Исполнительные Механизмы (ИМ) органов СУЗ
Приводы вместе с рабочими органами изменения реактивности являются ИМ СУЗ реактора. Наиболее распространены электромеханические приводы. На РУ КЛТ-40 ним относятся, четыре привода СУЗ и пять приводов КГ реактора.
Рис. 3. Привод компенсирующей группы: 1 – винтовой механизм; 2 – датчик реперных точек; 3 – шаговый электродвигатель; 4 – обгонная муфта; 5 – датчик перемещения; 6 – редуктор.
Привод КГ (см. Рис. 3) перемещает компенсирующие стержни в АЗ. Он состоит из винтового механизма, редуктора, Шагового Электродвигателя (ШЭД), датчика перемещения, датчика реперных точек. Вертикальные перемещения винта и соединенной с ним КГ осуществляются при повороте электродвигателем шариковой гайки.
Обгонная муфта “запирает” винт от перемещения при опрокидывании судна. ШЭД дублирован ручным приводом. Рабочие скорости перемещения КГ – 2-4 мм/с, при обесточивании электродвигателей КГ могут двигаться вниз под собственным весом со скоростью 30-60 мм/с. Привод КГ – “мокрый”, детали и узлы внутри него омываются т/н 1К.
Рис. 4. Исполнительный механизм аварийной защиты: 1 – речный механизм; 2 – концевые индуктивные выключатели; 3 – асинхронный электродвигатель; 4 – удерживающий электродвигатель; 5 – сервопривод; 6 – обгонная муфта.
Привод стержней а/з (см. Рис. 4) осуществляет их подъем и сброс в АЗ при поступлении сигналов а/з. Привод состоит из реечного механизма, сервопривода, асинхронного электродвигателя и концевых индуктивных выключателей.
Сброс стержней а/з происходит при обесточивании удерживающего электромагнита под действием разгоняющих тарельчатых пружин реечного механизма. Время сброса регламентировано – 0,4… 0,6 с. Обгонная муфта, обеспечивает надежное удержание стержней в АЗ при любом положении судна, включая опрокидывание. Привод – “сухой”, т.е. находящиеся внутри него детали и узлы работают в воздухе. Контроль за положением стержней в АЗ реактора осуществляется с помощью Концевых Выключателей (КВ).
5. Парогенератор
ПГ РУ обеспечивает выработку пара на всех режимах работы АЭУ, а также используется для отвода остаточных тепловыделений от АЗ при расхолаживании. ПГ установки КЛТ-40 змеевиковый, с незначительным перегревом пара. Он представляет собой рекуперативный т/о аппарат вертикального исполнения (см. Рис. 5). Генерация пара осуществляется за счет теплообмена между средой 1К, движущейся в межтрубном пространстве, и средой 2К -ПВ, поступающей противотоком в трубную систему и выходящей из нее в виде ПЕ.
Рис. 5. Парогенератор: 1 – корпус; 2 – трубная система; 3 – крышка; 4 – сборный паровой коллектор; 5 – патрубок перегретого пара; 6 – съемная крышка; 7 – опорная цапфа ПГ (состоящая из корпуса 1, крышки 3 и трубной системы 2).
Корпус ПГ – цилиндрический сосуд из перлитной стали с эллиптическим днищем, защищенный изнутри антикоррозионной наплавкой и соединенный патрубком с корпусом реактора. С помощью цапфы парогенератор опирается на бак защиты.
Крышка – плоская с отверстиями на периферии для прохождения перегретого пара из труб в сборный коллектор и далее в выходной патрубок. Материал трубок ПГ – коррозионно-стойкий титановый сплав.
Трубная система ПГ выполнена в виде набора цилиндрических пространственных спиральных змеевиков, объединенных в самостоятельные секции по подводу ПВ и отводу ПЕ. Доступ к секциям осуществляется при снятии крышки. В случае возникновения межконтурной неплотности любая из подводящих труб может быть выявлена и заглушена. При выходе из строя возможна замена всей трубной системы.
6. Циркуляционный насос первого контура
ЦНПК обеспечиваюет циркуляцию воды по первому контуру. Насос цетробежный, консольного типа с гидростатическими подшипниками. Циркуляционный насос (см. Рис. 6) представляет собой единый агрегат, состоящий из центробежного насоса и герметичного электродвигателя. В конструкции агрегата отсутствуют сальниковые уплотнения, что позволяет исключить связанные с работой этих узлов возможные протечки воды из контура в окружающую среду.
Электродвигатель насоса – асинхронный с короткозамкнутым ротором, омываемым водой первого контура (“погружной”). Статор электродвигателя имеет две независимые обмотки, обеспечивающие работу ЦНПК на большой и малой скоростях. Магнитопровод статора с обмотками защищен от коррозионного воздействия воды герметичной гильзой (нихромовой рубашкой-мембраной). Прочноплотный корпус статора с герметичными электро-вводами воспринимает давление воды 1К и исключает ее протечку наружу даже в случае нарушения плотности герметичной гильзы.
Ротор электродвигателя вращается в подшипниках скольжения, а действующее на него осевое усилие воспринимается упорными подшипниками. Материалы пар трения – хромоникелевый сплав высокой твердости и графитопласт.
Смазка и охлаждение трущихся поверхностей подшипников, а также охлаждение ротора, герметичной гильзы и статора, осуществляется т/н 1К, прокачиваемой импеллером по автономному, встроенному в насос, контуру, тепло от которого отводится в холодильнике водой 3К РУ. Растворенный в воде и скапливающийся под крышкой насоса газ, постоянно удаляется ко входу в рабочее колесо через вертикальный канал в роторе.
Электронасос имеет два разъема, уплотняемые с помощью линзовых прокладок 7 и 10, компенсирующих температурные деформации сопрягаемых поверхностей. Контроль за состоянием и работой насоса осуществляется по ряду параметров – силе потребляемого тока, сопротивлению изоляции обмоток статора, частоте вращения ротора (по тахогенератору), температурам воды первого контура под крышкой и воды третьего контура на входе и выходе из холодильника.
7. Компенсатор давления
Предназначен для компенсации температурных изменений объема воды в контуре и поддержания давления в нем в допустимых пределах. В РУ КЛТ-40С применяется газовый компенсатор, наиболее простой по принципу действия и в эксплуатации. Он представляет собой группу сосудов, в которую истекает вода из основного контура при повышении ее температуры и из которого она возвращается в контур, когда температура снижается. При этом происходит сжатие/расширение газа, находящегося в соединенных с сосудом ресиверных газовых баллонах. Обычно таким газом является химически чистый и довольно инертный азот.
Рис. 7. Газовый компенсатор давления: 1 – корпус; 2 – труба для установки уровнемера; 3 – труба подвода и отвода теплоносителя; 4 – патрубок подвода и отвода теплоносителя; 5 – патрубок подвода и отвода газа.
Для уменьшения растворимости газа в воде и переноса его в основной контур, что могло бы отрицательно сказаться на работе ряда оборудования РУ, температуру теплоносителя в компенсаторе желательно иметь наименьшей по контуру.
Типичная конструкция газового единичного баллона КД показана на рис. 7. В цилиндрическом корпусе 1 с эллиптическими днищами размещаются трубы с патрубком для установки уровнемера и подвода-отвода воды из основного контура. С помощью патрубка корпус соединяется с трубопроводом группы ресиверных баллонов. Баллоны СКД размещены в баке МВЗ, являющейся биологической защитой РУ.
8. Компоновка реакторной установки
Типичная блочная компоновка судовой РУ показана на рис. 8 и 9. Корпуса реактора, парогенераторов и ЦНПК соединены между собой патрубками в жесткую конструкцию – ПГБ. Он, а также компенсаторы давления, холодильник фильтра, фильтр размещены в кессонах бака МВЗ. Блок крепится на крышке бака опорными лапами. Бак с установленным в нем оборудованием и стальными плитами образует основу первичной защиты от излучений за пределами реактора.
Рис. 8 и 9. Компоновка РУ типа КЛТ-40 (разрезы по диаметральной плоскости и параллельно мидель-шпангоуту): 1 – ЯР; 2 – РО; 3, 6 – трубопроводы систем охлаждения; 4 – стальные плиты бака МВЗ; 5 – опорные лапы ПГБ; 7 – ЦНПК; 8 – арматура; 9 – приводы органов управления и защиты; 10 – аппаратная выгородка; 11 – защитная оболочка; 12 – ресиверные баллоны; 13 – ПГ; 14 – баллоны КД; 15 – конструкции вторичной защиты; 16 – бак МВЗ; 17 – ХФ; 18 – ИОФ.
Над баком и в пространстве между ним и судовыми переборками размещаются трубопроводы систем 1К и 3К. Вторичная защита выполнена из серпентенитового бетона, стальных плит и полиэтилена. Пространство под ней – Реакторный Отсек (РО) помещение, герметично.
Также герметично и помещение над вторичной защитой, в нем располагаются электродвигатели насосов, приводы органов СУЗ, арматура систем, ресиверные баллоны и др оборудование. В этом помещении нет постоянной вахты, но оно доступно для посещения. В обоих помещениях поддерживается разрежение, исключающее возможность выхода радиоактивных веществ за их пределы, а сами они заключены в защитную оболочку, окруженную защитным ограждением. Последнее вместе с судовыми конструкциями предохраняет РУ от внешних воздействий и является дополнительным барьером от радиоактивного загрязнения окружающей среды.
