Атомная энергетика

Конструкторская часть

Описание реакторной установки

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.

Принципиальная схема судовой реакторной установки

В состав судовой, как и всех других РУ, входят системы и элементы, обеспечивающие совместно с системами ЯЭУ и судна нормальную эксплуатацию РУ и ее безопасность.

К важным для безопасности системам и элементам нормальной эксплуатации (СНЭВБ) относятся:

первый контур, т.е. комплекс оборудования, включая сам реактор, и трубопроводов, предназначенный для обеспечения циркуляции воды, отводящей тепло от активной зоны реактора и передающей его в парогенераторах теплоносителю второго контура ЯЭУ;

трубопроводы второго контура ЯЭУ, подводящие питательную воду в ПГ и отводящие из него пар;

оборудование и трубопроводы третьего контура ЯЭУ, обеспечивающие циркуляцию воды, отводящей тепло от ряда элементов РУ и передающей его за пределами РУ теплоносителю четвертого контура ЯЭУ - забортной воде.

биологическая защита, необходимая для снижения до допустимых уровней воздействия ионизирующих излучений на экипаж, технические средства судна и окружающую среду.

Первый контур (рис. 3.1.1) включает основной контур циркуляции теплоносителя, систему компенсации давления, систему очистки теплоносителя и расхолаживания реактора.

Принципиальная схема реакторной установки КЛТ-40

Рис. 3.1.1 Принципиальная схема реакторной установки КЛТ-40:

1 – приводы органов управления и защиты реактора; 2 – реактор; 3 – парогенератор; 4 – насосы подачи жидкого поглотителя нейтронов; 5 – проливочные насосы; 6 – предохранительное устройство; 7, 8 – водяные емкости; 9 – емкость с раствором жидкого поглотителя нейтронов; 10 – барботажная цистерна; 11 – электропитательный насос; 12 – технологический конденсатор; 13 – предохранительные мембраны; 14 – трубопроводы второго контура; 15 – цистерна; 16 – холодильник фильтра с рекуператором; 17 – насос расхолаживания; 18 – фильтр теплоносителя первого контура; 19 – распылитель охлаждающей воды в защитной оболочке; 20 – гидробаллоны системы аварийного охлаждения реактора; 21 – ресиверные баллоны; 22 – насосы подачи воды внутрь защитной оболочки; 23 – водяная емкость; 24 – клапаны системы затопления защитной оболочки; 25 – насосы конденсатно-питательной системы паротурбинной установки; 26 – водяная цистерна; 27 – насос возврата теплоносителя первого контура; 28 – защитная оболочка РУ; 29 – металловодная защита реактора; 30 – компенсатор давления; 31, 32 – предохранительные устройства; 33 – циркуляционный насос первого контура; 34 – датчик системы управления и защиты реактора

Основной контур образуют реактор 2, четыре парогенератора 3, четыре двухскоростных циркуляционных насоса первого контура (ЦНПК) 33, объединенных в парогенерирующий блок с помощью коротких патрубков. Циркуляция теплоносителя может осуществляться тремя способами: при работе ЦНПК на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания (ЦНР) 17, а также за счет естественной конвекции при расхолаживании реактора.

Система компенсации давления теплоносителя - газовая, в нее входят параллельно соединенные сосуды компенсатора давления (КД) 30 и подключенные к ним ресиверные баллоны 21.

Система очистки теплоносителя и расхолаживания реактора состоит из фильтра 18, холодильника фильтра с рекуператором 16, насоса расхолаживания. Контур системы очистки замкнут.

Трубопроводы второго контура 14 подводятся к каждому парогенератору.

Вода третьего контура ЯЭУ подается на охлаждение стоек приводов СУЗ реактора, ЦНПК, ЦНР, в холодильник фильтра и бак металловодной защиты (МВЗ) 29.

Отвод остаточных тепловыделений в реакторе, т.е. его расхолаживание, в нормальных условиях и при ремонтах установки может производиться по двум независимым каналам через ПГ водой второго контура ЯЭУ и через холодильник фильтра водой третьего контура.

В первом случае используются либо штатная конденсатно-питательная система паротурбинной установки (ПТУ), либо две специальные петли расхолаживания, каждая из которых имеет в своем составе электропитательный насос 11 и технологический конденсатор 12. Для данной РУ, размещаемой на надводном судне, предусмотрена также возможность подачи воды в ПГ сжатым газом из цистерны 15 и сброса образующегося пара в атмосферу.

Во втором случае передача за борт тепла от воды первого контура, прокачиваемой через реактор или ЦНПК, или ЦНР, или подключаемым к контуру насосом ремонтного расхолаживания, осуществляется с помощью системы третьего контура.

К системам безопасности (СБ) относятся:

Система управления и защиты (СУЗ), являющаяся, как правило, составной частью системы управления ЯЭУ, осуществляющей автоматическое и дистанционное управление энергоустановкой, ее централизованный контроль и диагностику, регулирование и защиту. СУЗ принимает и формирует сигналы аварийной защиты (АЗ), реализует алгоритмы АЗ, 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 34, контролирующие изменения плотности потока нейтронов и размещаемые обычно вокруг корпуса реактора, комплекс аппаратуры, расположенный вне помещения РУ, рабочие органы изменения реактивности (внутри реактора) - поглощающие стержни, компенсирующие группы - с их приводами 1, установленными на крышке реактора. Дополнительным, не относящимся к СУЗ, средством остановки реактора является жидкий поглотитель нейтронов (например, растворенная в воде кадмиевая соль), ввод которого в теплоноситель первого контура осуществляется при необходимости из емкости 9 с помощью высоконапорных насосов 4;

Система аварийного охлаждения реактора, назначение которой - предотвратить осушение активной зоны и разрушение одного из барьеров безопасности - оболочек тепловыделяющих элементов - при проектной аварии с разгерметизацией трубопровода первого контура максимального сечения. Подача воды в реактор осуществляется либо высоконапорными проливочными насосами 5, либо из гидробаллонов 20 с последующим переходом на подачу насосами 25 конденсатно-питательной системы ПТУ. В обоих вариантах заполнение реактора, как правило, обеспечивается по двум независимым веткам. На случай длительной проливки возможен возврат в реактор насосом 27 сливаемого в реакторное помещение теплоносителя первого контура.

Система защиты первого контура от переопрессовки, которая должна удержать в допустимых пределах давление теплоносителя в случае прекращения отвода тепла от активной зоны. Один из вариантов исполнения - последовательно установленные автоматическое предохранительное устройство (например, в виде разрывного элемента с ослабленным сечением) 32 и предохранительный клапан 31 между реактором и сбросной, размещаемой в цистерне 26, емкостью. Сходной по назначению и устройству является и защитная система предотвращения переопрессовки ПГ. Ее срабатывание возможно при эксплуатации РУ с отключенной по второму контуру трубной системой одного из ПГ, имеющей микронеплотность.

Локализующая система - защитная оболочка (ЗО) 28 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 реакторного отсека (РО). Локализующая система рассчитывается на внутреннее давление, обусловленное аварийным выбросом теплоносителя первого контура.

Защитная система снижения аварийного давления в защитной оболочке, предназначенная для удержания в допустимых пределах давления парогазовой смеси внутри нее. В системе используется либо барботажная цистерна 10, либо устройство 19 для впрыска и распыления в ЗО охлаждающей воды, либо то и другое одновременно. Вода в устройство подается из емкости 23 насосами 22. Для перепуска при аварии парогазовой смеси в цистерну 10 предусматриваются специальные каналы с предохранительными мембранами 13.

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.

Атомная энергетика