Содержание

Реакторы ядерных энергетических установок для атомных подводных лодок

9 сентября 1952 г. вышло подписанное И.В. Сталиным Постановление СМ СССР о создании атомной подводной лодки (ПЛА). Общее руководство научно-исследовательскими работами и работами по проектированию объекта возлагалось на ПГУ при СМ СССР (Б.Л. Ванников, А.П. Завенягин, И.В. Курчатов), а строительство и разработка корабельной части и вооружения — на Министерство судостроительной промышленности (В.А. Малышев, Б.Г. Чиликин). Научным руководителем работ по созданию комплексной ядерной энергетической установки (ЯЭУ) был назначен А.П. Александров, главным конструктором ЯЭУ – Н.А. Доллежаль, главным конструктором лодки — В.Н. Перегудов.

Для руководства работами и рассмотрения научных и конструкторских вопросов, связанных с постройкой подводной лодки, при Научно-техническом совете ПГУ была организована Секция № 8, которую возглавил В.А. Малышев. Выполнение основных работ по ЯЭУ наряду с Курчатовским институтом поручалось Лаборатории «В», а ее директор Д.И. Блохинцев был назначен заместителем научного руководителя. Постановлением Совмина на Лабораторию «В» было возложено выполнение расчетно-теоретических работ, разработка твэлов, сооружение и испытание опытного реактора подводной лодки.

Первой и важнейшей задачей стал выбор типа реактора в качестве основного источника энергии, а также общего облика энергетической установки. Сначала это были реакторы на графитовом и бериллиевом замедлителе с тепловыделяющими трубами, несущими давление, близкие по типу к строящейся тогда Первой АЭС. Несколько позднее возникли установки, у которых замедлителем была тяжелая вода. И только потом (а по тем темпам это был один месяц!) появился корпусной водо-водяной реактор.

В октябре 1952 г. Блохинцев уже докладывал Секции № 8 НТС ПГУ о проведенных в Лаборатории «В» первых предварительных расчетах и предложил для обсуждения два варианта:

а) Технологическую схему на основе реактора АМ с перегревом пара внутри реактора, разработанную в отделе тов. А.К. Красина и б) Схемы с применением металлического охлаждения, разработанные в отделе тов. Лейпунского А.И.»

Таким образом, уже с самого начала в Лаборатории «В» рассматривались два варианта ЯЭУ для подводных лодок: с водным теплоносителем и жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут. По инициативе А.И. Лейпунского работы по созданию транспортных ядерных установок были начаты в Лаборатории «В» еще в 1949 г.

К этому времени было известно, что в США ведутся работы по установкам двух типов: реакторы на тепловых нейтронах с водой под давлением и реакторы на промежуточных нейтронах с натриевым теплоносителем. Поэтому работы по созданию энергетических установок для атомных подводных лодок были развернуты в двух направлениях: водо-водяные реакторы и реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.

Выбор эвтектического сплава свинец-висмут как теплоносителя для ядерных реакторов был сделан А.И. Лейпунским еще до начала развертывания работ в СССР по атомным подводным лодкам. Как вспоминает главный конструктор ЯЭУ Н.А. Доллежаль: «Этот вариант особенно поддерживал Д.И. Блохинцев, в то время директор Лаборатории «В» в Обнинске, где академик Александр Ильич Лейпунский работал над вопросами использования техники быстрых нейтронов. Его идея заключалась в том, что можно создать ядерную энергетическую установку для подводной лодки, в реакторе которой в качестве теплоносителя использовался бы жидкий металл (например, сплав свинца и висмута), и он мог нагреваться до достаточно высокой температуры без создания давления. А.И. Лейпунский был выдающимся ученым, и сомневаться в серьезности его предложений оснований не было».

Научным руководителем работ по созданию реакторов с жидкометаллическим теплоносителем был назначен А.И. Лейпунский, а после его смерти в 1972 г. – Б.Ф. Громов. Проекты серийных реакторных установок для подводных лодок разрабатывали ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) и ОКБМ (г. Нижний Новгород), а проекты самих кораблей – Санкт-Петербургское морское бюро машиностроения (СПМБМ) «Малахит».

В отличие от американцев, А.И. Лейпунский предложил и обосновал в качестве теплоносителя эвтектический сплав свинец-висмут, несмотря на его худшие теплофизические свойства в сравнении с натрием. Последующий опыт развития этих конкурирующих направлений подтвердил правильность выбора, сделанного им. (После нескольких аварий на наземном стенде-прототипе и опытной подлодке работы в США по этому направлению были прекращены.)

Одна из первых проблем возникла в самом начале работ при обосновании нейтронно-физических характеристик реактора с промежуточным спектром нейтронов, который формировался в активной зоне, из-за большой утечки нейтронов, обусловленной малыми размерами реактора и использованием бериллиевого замедлителя. А.И Лейпунский поставил перед В.А. Кузнецовым задачу создать критическую сборку, на которой можно было бы проверить методы и константы для расчета промежуточного реактора. Такая критсборка в 1954 г. была создана. Но 11 марта 1954 г., во время набора критмассы, произошел разгон реактора на мгновенных нейтронах. А.И. Лейпунский и все физики, занятые в эксперименте, были срочно госпитализированы в Москве.

Задача могла быть решена только при наличии крупномасштабных экспериментальных стендов, на которых оборудование отрабатывалось бы в условиях, близких к натурным. Поэтому в 1953 г. на базе Лаборатории «В» приступили к строительству полномасштабных стендов-прототипов ЯЭУ с водяным охлаждением (стенд 27/ВМ) и жидкометаллическим охлаждением (стенд 27/ВТ), которые были введены в эксплуатацию соответственно в 1956 и 1959 гг. Эти стенды представляли собой реакторные и турбинные отсеки атомных подводных лодок. На длительный срок они стали основной экспериментальной базой ФЭИ и Курчатовского института для отработки реакторов новых типов, равно как и базой Обнинского учебного центра ВМФ по подготовке экипажей подводных лодок.

Крейсерская атомная подводная лодка К-27 (проект 645)

Первая советская крейсерская атомная подводная лодка К-27 (проект 645) с ЯЭУ, охлаждаемой жидким металлом, в 1963 г. успешно прошла государственные испытания. В 1964 г. она совершила дальний поход в экваториальную Атлантику, во время которого (впервые в советском ВМФ) без всплытия в надводное положение прошла 12 278 миль за 1240 ходовых часов (51 сутки). Командиру лодки И.И. Гуляеву было присвоено звание Героя Советского Союза. Моряки дали высокую оценку ядерной энергетической установке. От Лаборатории «В» в этом уникальном походе участвовал один из создателей ЯЭУ, главный инженер стенда 27/ВТ К.И. Карих. В 1965 г. К-27 совершила второй поход, став первой советской атомной подводной лодкой, скрытно проникшей в Средиземное море.

В это время развернулось создание серии лодок второго поколения с ЯЭУ, использующей жидкометаллический теплоноситель свинец-висмут. В начале 1960-х годов в связи с созданием и выходом на боевое патрулирование в океан подводных ракетоносцев США, получивших название в западном мире «убийцы городов» (по типу выбора целей – их ракеты были нацелены на наши города), в СССР было принято решение о создании специальных противолодочных подводных лодок. Одним из пунктов программы стало задание на постройку малой скоростной автоматизированной лодки – истребителя подводных лодок, т.е. истребителя «убийц городов».

Проектирование атомной подводной лодки проекта 705 (советский шифр «Лира») началось после выхода Постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР летом 1960 г. Главная задача – создание высокоманевренной, скоростной, малого водоизмещения подводной лодки с ЯЭУ, с титановым корпусом, с резким сокращением численности экипажа, с внедрением новых образцов оружия и технических средств.

Важнейшим элементом паропроизводящей установки новой лодки был ядерный реактор с теплоносителем свинец-висмут, разработанный под научным руководством ФЭИ. Тяжелая биологическая защита и невысокие параметры пара ЯЭУ с водо-водяным реактором (на тот период) приводили к большому удельному весу реакторной установки. Новый реактор с жидкометаллическим теплоносителем позволял сократить водоизмещение, диаметр прочного корпуса и длину подводной лодки, увеличить скорость подводного хода. Благодаря этому принципиальным

отличием новой паропроизводящей установки являлись компактность, блочность компоновки, высокая степень автоматизации и маневренность, хорошие экономические и массогабаритные показатели.

Атомная подводная лодка проекта 705

Особое место в освоении реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем заняла проблема технологии этого теплоносителя. Под этим словосочетанием понимаются методы контроля и поддержания требуемого качества теплоносителя и чистоты первого контура в ходе эксплуатации реакторной установки. Важность этой проблемы была осознана после аварии реактора на лодке К-27 в мае 1968 года. Соответствующие методы и устройства поддержания качества теплоносителя были разработаны, когда завершалось строительство запланированной серии ПЛА проектов 705 и 705К.

Первая крейсерская подводная лодка нового типа К-64 в декабре 1971 года была принята в опытную эксплуатацию. И хотя в составе флота несли боевую службу только шесть кораблей этого типа, появление в океане новой советской противолодочной субмарины наделало много шума и стало для ВМС США неприятной неожиданностью. Американские подводные стратегические ракетоносцы были поставлены в трудное тактическое положение. Малые размеры подводных лодок проекта 705, значительный диапазон глубины погружения, высокая скорость полного хода позволяли ей осуществлять маневрирование на максимальной скорости, невозможное для всех других типов подводных лодок, и даже уходить от противолодочных торпед. Корабли этого проекта за свои скоростные и маневренные качества были занесены в «Книгу рекордов Гиннеса».

«Сейчас, оглядываясь назад, – пишет главный конструктор СПМБМ «Малахит» (где разрабатывался проект лодки) Р.А. Шмаков, – следует признать, что эта лодка была проектом XXI века. Она обогнала свое время на несколько десятилетий. Поэтому не удивительно, что для многих специалистов, испытателей, личного состава ВМФ она оказалась слишком трудной в освоении и эксплуатации».

«Идея создания такой лодки, какой стала ПЛА проекта 705, – отмечает заместитель главного конструктора проекта Б.В. Григорьев, – могла реализоваться только в 1960‑х годах, когда советское общество находилось на подъеме, открывались новые направления научных исследований и разработок, а оборона страны была важнейшим государственным приоритетом.» «Атомная подводная лодка проекта 705, – по определению секретаря ЦК КПСС и министра обороны СССР Д.Ф. Устинова, – стала общенациональной задачей, стала попыткой осуществить рывок для достижения военно-технического превосходства над западным блоком».

Командиры и офицеры подводных лодок с реакторными установками, разработанными в ФЭИ, давали очень высокую оценку самой лодке и её ядерной энергетической установке, называя ее «чудо-лодкой», сильно опередившей своё время.

Сегодня можно считать общепризнанным, что в ФЭИ под руководством А.И. Лейпунского заложены основы нового направления ядерной энергетики, а также в промышленном масштабе продемонстрирована уникальная реакторная технология. Это позволило обеспечить компактность реакторной установки, что важно при создании подводных лодок ограниченного водоизмещения, обеспечить высокие маневренные качества, повысить надёжность и безопасность реакторной установки.

Большой вклад в развитие этого направления внесли А.А. Бакулевский, Б.Ф. Громов, К.И. Карих, В.А. Кузнецов, И.М. Курбатов, В.А. Малых, Г.И. Марчук, Д.М. Овечкин, Ю.И. Орлов, Д.В. Панкратов, Ю.А. Прохоров, В.Н. Степанов, В.И. Субботин, Г.И. Тошинский, А.П. Трифонов, В.В. Чекунов и многие другие.

www.ippe.ru

принцип работы, устройство и схема

Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

Здесь используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) – это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

  • немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
  • американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской – через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству ядерного топлива в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D2O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и ​​используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. Ядерная энергетика дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи – это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом атомных ледоколов, на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства оружейного плутония-239 используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3H или T) – заряд для водородных бомб. Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.

fb.ru

Атомная энергетическая установка на морских судах

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

seaships.ru

Глава 15 Запускаем атомный реактор. Подводные лодки

Глава 15

Запускаем атомный реактор

В этой главе

• Нормальный или быстрый запуск.

• Тот, кого стоит бояться: помощник капитана.

• Называйте его «инженер».

• Прощаясь с берегом.

Есть два вида запуска реактора: нормальный и быстрый. Во время быстрого запуска происходит перезапуск реактора после того, как он был приостановлен. Это похоже на запуск двигателя вашего автомобиля после заправки. Все температурные показатели находятся в пределах нормы, механизм «привык» к работе, поэтому в какой-то степени быстрый запуск довольно прост. Он требует определенных навыков и опыта от подводников, но его проще произвести, чем нормальный запуск.

Нормальный запуск — процедура, которая используется при запуске реактора после длительного перерыва в работе. Она производится в соответствии с Процедурой № 5 Руководства по эксплуатации атомного реактора и Операционной инструкции № 27. Процедура № 5 — это что-то вроде общего положения, в котором объясняется, почему те или иные вещи делаются именно таким образом. Она все равно имеет законную силу, по крайней мере, в подводном флоте, и её нарушение может привести в лучшем случае к «дисквалификации».

Операционная инструкция № 27 — очень детализированный список клапанов. Хотя он и расположен более чем на 30 страницах, операторы реактора знают его так хорошо, что могут процитировать отрывок любой длины. Один из старших офицеров-подводников знал эту Инструкцию настолько хорошо, что однажды они устроили что-то наподобие аттракциона: младший офицер открывал Инструкцию в любом месте, а старший цитировал любой абзац из нее. Он мог делать это часами, и, хотя пива хватало на небольшую вечеринку, он делал поразительно мало ошибок.

Нормальный запуск реактора «по книге»

Итак, как вам запустить атомный реактор? Во-первых, откройте глаза, когда вас спящего встряхнул старший вахтенный офицер. На часах 1:45. Вы заснули на столе в вахтенной комнате полчаса назад после того, как проработали над предстартовым списком весь день. Вы встаете, напяливаете свою гимнастерку и перешнуровываете морские ботинки. Затем вы насыпаете 2 ложки кофе в чашку, размешиваете и заглатываете его перед тем, как идти в хвостовую часть подлодки в машинное отделение.

Ваша смена закончится в 7:00, когда офицеров вызывают к помощнику капитана. Вахтенные в реакторном отсеке сменяются в 7:30, когда вы поднимаетесь в парус, занимаете позицию дежурного офицера и выводите подлодку из порта. К тому моменту, когда вы вернетесь на свое спальное место, подлодка уже погрузится под воду. Это будет после ужина.

Нормальный запуск реактора нужно делать только в предрассветные часы. Если все проходит хорошо, то к 6 часам утра, когда старший вахтенный инженер прибывает на судно, оно может отплывать.

ХО вовсе не означает «обнимаю и целую»[1]

Помощник капитана — второй по старшинству на подлодке. Он выполняет всю тяжелую работу за капитана, позволяя ему уделить больше внимания тактическим замыслам. Все обязанности, которые, как вы думали, выполняются капитаном, на самом деле выполняются помощником капитана. Капитан находится в своей каюте в глубоком раздумье, в то время как помощник капитана «тушит пожар». Капитан прибывает на борт подлодки в 10:00, обедает с офицерами и отправляется играть в гольф с адмиралом.

А помощник капитана просыпается рано, просматривает целую кипу бумаг и отчитывает по 5 офицеров к тому времени, как начинается совещание офицеров в 7:00. На совещании офицеров все главы подразделений (главный инженер, навигатор, офицер вооружений и офицер службы снабжения) и младшие офицеры подразделений, которые докладывают главам подразделений, садятся за стол в вахтенной комнате и просматривают список приказов помощника капитана. Если вам пришлось выбирать человека на роль помощника капитана, вы постараетесь вспомнить самого неприятного человека, которого вы только знаете, но вы наделяете его при этом большим авторитетом.

На одной подлодке помощника капитана ненавидели и боялись. Офицеры о нем очень плохо отзывались. В последний день пребывания на подлодке помощника капитана, в иностранном порту посреди очень напряженной операции, когда он сходил на берег, где его ждал автомобиль, офицеры едва сдерживали слёзы.

Наблюдая за этим молодым курсантом, я спросил одного из офицеров, что происходит.

«Вы ненавидели помощника капитана?» — спросил я.

«Он был моим вторым отцом», — фыркнул лейтенант и оттолкнул меня со своего пути. Человек никогда не забывает свою первую любовь и своего первого помощника капитана.

Помощник капитана — моряк на все руки. Будучи старшим офицером реакторного отсека, он, наверное, когда-то был и инженером, перед тем как стать помощников капитана. Он заставляет инженера «бегать и прыгать», чтобы все бумаги касательно реактора были в порядке. У него есть свои подчинённые, и каждый младший офицер докладывает помощнику капитана обо всем, что тот хочет знать. Каждая записка по пути к капитану корректируется помощником капитана.

Адмирал — командующий эскадрой подлодок и начальник капитана. Это верно только в порту, потому что в море капитан докладывает лишь старшему адмиралу, например, Командующему подлодками Атлантического флота, или командиру боевого подразделения.

Помощник капитана управляет работой на подлодке, он самый занятой человек на борту, он зачастую работает до поздней ночи или поднимается очень рано утром. Если вам нужно совершить невозможное, то помощник капитана — как раз тот, кто вам нужен. Если вас выбрали на должность помощника капитана, то вам сначала лучше взять отпуск. В течение следующих трех лет вы вряд ли увидите что-нибудь кроме работы и сна, а последний вовсе вам не гарантирован. И убедитесь, что ваша жена относится к независимому типу людей, потому что она не будет вас видеть подолгу.

Экскурсия перед вахтой

Вернёмся к реактору: вы находите старшего вахтенного офицера и просите его объявить по переговорному устройству 1МС и послать кого-нибудь, чтобы тот пробежал по спальным секциям вахтенных и собрал всех в задней части подлодки на запуск реактора.

Как только вы пошли в инженерные помещения, вы начали свою экскурсию перед вахтой. Вы практически живете в хвостовой части подлодки, поэтому любое из ряда выходящее событие вам сразу видно. Вы убеждаетесь в том, что вахтенные внимательно следят за работой систем. Они заняли спои позиции, все с заспанными глазами, и морщинах и небритые. На мгновение вас охватывает чувство восхищения моряками-атомщиками этой подлодки. Какие это люди, они встали посреди ночи, чтобы запустить реактор, и не было слышно ни одной жалобы. Все они уверенные в себе профессионалы.

Когда вы проходите мимо щелей и углов силовой установки на своем пути на нижний уровень машинного отделения, вы вспоминаете строку Хемингуэя, которую любил коверкать один из младших офицеров: «Спустился вниз посмотреть, как обстоят дела. Дела были плохи». Вы улыбаетесь про себя, поднимаясь по лестнице на верхний уровень машинного отделения, и оказываетесь в компании вахтенного контролёра машинного отделения и вахтенных верхнего уровня машинного отделения.

Вахтенный контролёр машинного отделения — начальник, который является высокопрофессиональным моряком-атомщиком. Он может управляться с вахтой и без вас, но ему, скорее всего, не захочется этого делать. Вы стоите между бортовыми турбинными генераторами и обсуждаете запуск реактора и его состояние. Он отвечает, что все номинально и готово к запуску. Вы говорите, что встретитесь с ним через 5 минут в комнате управления реактором.

Вы подходите к двери в комнату управления реактором. Это священное место, но оно непохоже на обиталище высших священников во дворце. Здесь люди не повышают голоса. Никто не входит сюда без разрешения офицера-атомщика этой комнаты, если только он не главный инженер, помощник капитана, капитан или старший вахтенный офицер.

Имя ему «инж.»

Инж. — универсальное сокращенное наименование главного инженера, или инженера, в ВМФ. Офицеров на посту инженера за все три года плавания называют не иначе как «инж.».

Иногда кажется, что люди даже забывают настоящее имя инженера. Если позвоните ему домой и ответит его жена, то вы все равно попросите к телефону «инжа». Она поймёт. Никого не удивит, что даже его дети называют его так. На борту некоторых подлодок, если инженер чересчур надоедлив, его могут называть «динж» (долбаный инженер).

Инженер — высокое звание среди моряков-атомщиков. Он всемогущ, он бог на борту подлодки. Вот почему, когда его отчитывает помощник капитана на собрании офицеров, это выглядит, как будто Бог-отец ругает Иисуса. И если помощник капитана — это небесное создание, которое дергает за ниточки, управляя божеством, то капитан обладает неимоверной властью.

Вахтенный инженер

Он является своего рода представителем инженера и осуществляет управление реактором. Когда работа реактора и парового генератора приостановлена, то инженер реакторного отсека становится дежурным инженером. Когда происходит запуск реактора или реактор достиг критической массы, то назначают вахтенного инженера, и он обычно несет вахту в хвостовой части подлодки. Вахтенный инженер никогда не покинет машинного отделения.

Вахтенный инженер несёт ответственность за безопасность реактора и за общую безопасность в хвостовой части подлодки. Из всего, что он делает, обязанности вахтенного инженера во время затопления являются одними из самых важных, потому что умелое обращение с аварийными выключателями может спасти подлодку от того, чтобы повторить судьбу «Трэшера».

Кто-то обязательно должен заменить вахтенного инженера на его посту, когда он отлучается в туалет. Хотя в хвостовом отсеке и есть туалеты, они не оборудованы надлежащим образом.

Входим в комнату управления реактором

Перед дверью в комнату управления реактором висит цепь на уровне пояса. Вы снимаете цепь, но не входите внутрь, пока не скажете: «Вхожу в комнату управления реактором».

Ваш любимый оператор реактора отзовётся: «Понял вас, входите». Он держит руку в воздухе и смотрит на панель управления реактором. Вы «даете ему пять», встаёте перед панелью управления реактором и смотрите на показания приборов. Не говоря ни слова, он протягивает вам через плечо большой блокнот, Вы просматриваете записи показаний температуры, давления и уровня мощности. После нескольких лет вы можете читать эти записи с такой же легкостью, как выражение лица вашей подружки. Состояние реактора оценивается как номинальное.

Номинальный уровень

Когда говорят, что что-то находится в номинальном состоянии, это значит, что:

• для этих показателей существует определенный безопасный диапазон,

• данный показатель находится внутри данного диапазона.

Номинальный и нормальный — не одно и то же, на подлодки нет ничего нормального. В конце концов, какой нормальный человек запрет себя в железной трубе со 120 другими потеющими моряками, будет погружаться на глубину нескольких сот метров на месяцы и добровольно находиться в опасной близости от ядерного оружия?

Наступило время рассмотреть приборы панели управления паровой установкой, располагающиеся слева. Вы бросаете взгляд на приборы и киваете офицеру, обеспечивающему движение судна. Справа от панели расположена панель управления электроустановкой. Оператор электроустановки выглядит сонным, поэтому вы толкаете его и просите кого-нибудь принести кофе. Он вам очень благодарен. Вы снова смотрите на приборы и проверяете записи оператора электроустановки. Установка внутри и снаружи комнаты управления реактором находится в номинальном состоянии. Вы подходите к креслу вахтенного инженера, которое представляет собой стул на длинных ножках (такие вы можете увидеть у стойки бара), расположенный около стола/книжной полки. Над столом висит огромный схематический чертёж расположения трубопроводов реактора. С помощью чёрного карандаша обозначены клапаны, которые закрыты или открыты в процессе выполнения той или иной инструкции. Красным обозначены клапаны с надписью «опасность», обычно они закрыты. Вы просматриваете опасные клапаны в журнале записей вахтенного инженера. А сейчас мы рассмотрим предполагаемую критическую позицию.

Ещё несколько слов о номинальном состоянии: например, вы можете спросить: «Как дела у твоей подруги?» Вам могут ответить: «Её состояние номинально». Это значит, что её состояние находится в предполагаемых границах, но также это подразумевает, что она не обязательно в лучшей части этого диапазона. Теоретически, ваша подружка может быть и ангелом, и бесом, поэтому все, что укладывается а этот диапазон, считается номинальным. Если значение приходится на лучшую часть спектра, то ответ мог быть и другим.

Расчётное критическое состояние

Расчётное критическое состояние — вычисление объема негативной реактивности в активной зоне реактора из-за наличия ксенона, образовавшегося за время последней приостановки реактора. Вы обращаетесь к графикам, которые показывают ресурс реактора (использованное количество часов работы на полную мощность), количество часов работы с момента последней приостановки, а также «биографию» реактора до приостановки. Всё это сказывается на объеме ксенона, содержащегося в активной зоне реактора. Вы также принимаете во внимание температуру реактора. График даст вам информацию о том, насколько нужно вынуть контрольные тяги из активной зоны реактора, чтобы создать критическую массу внутри него. Если реактор не достиг критической массы, то Инструкция по выполнению операций № 27 требует от вас проверки вычислений расчетного критического состояния или исправности ядерного оборудования. Если ядерное оборудование неисправно, а вы продолжаете вынимать контрольные тяги из активной зоны реактора, то вы можете сделать так, что реактор в мгновение достигнет критической массы (см. Главу 6, в которой описаны другие виды аварий реактора).

Группа контрольных тяг — несколько тяг, которые соединены с инвертором. Например, внешнее кольцо контрольных тяг — группа 3. Среднее кольцо — группа 2, а 6 центральных контрольных тяг составляют 1-ю группу.

На определенном этапе жизни активной зоны реактора вы начинаете поднимать вверх группу 3. Вы оставляете группу 2 на дне реактора, а 1-ю вы вытягиваете до достижения критической массы. Фраза «я контролирую реактор с помощью группы 1» означает, что вы контролируете температуру активной зоны реактора с помощью группы 1. В дальнейшем группы 2 и 3 меняются местами — группа 2 наверху, а 3-я группа на дне активной зоны реактора. Таким образом топливо в реакторе сжигается равномерно.

Инвертор — электронное устройство, которое, подобно большому реостату, использует резисторы, чтобы снизить напряжение постоянного тока. В результате он создает ступенчатую волновую функцию напряжения, чтобы создать переменный ток. Он преобразует постоянный ток в переменный. В инверторе контроля реактора используется трехступенчатый переменный ток, инвертор «замораживает» волну в определённый момент.

Звоним инженеру домой

Вы проверяете расчётное критическое состояние и отмечаете его в журнале. Если бы инженер находился на борту, он бы тоже её отметил. Иногда инженер просит присылать ему домой по факсу распечатку расчетного критического состояния, но так как вы опытный офицер-инженер, он просто просит позвонить ему и рассказать, как обстоят дела. Вы смотрите на часы: часы подводника показывают 2:15. Вы поднимаете трубку телефона и набираете домашний номер инженера. Вы докладываете обстановку, и заспанный инженер говорит, что он рекомендует запускать реактор.

Рядом с вами звонит телефон. «Вахтенный инженер», — произносите вы.

«Дежурный офицер», — доносится из трубки. Это ваш сосед по комнате и по рабочей комнате Кит, который в стельку напивается в портах, когда команда сходит на берег, но всегда такой же собранный, как адмирал. Когда-нибудь он дослужится до высокого звания. «Время звонить капитану. Ты получил разрешение?»

«Инженер рекомендует запускать реактор. Вахтенные секции три заступили на вахту в хвостовой части судна. Запроси разрешение на запуск реактора».

«Есть, запросить разрешение на запуск реактора», — отвечает он, соблюдая все формальности.

Кит может быть вашим соседом по комнате на борту и на суше, и вы знаете, что он думает, прежде чем сделает что-либо, но вы должны соблюсти все формальности.

Просматривая инструкции

Пока вы ждёте, вы просматриваете инструкции. Это книга толщиной 12 сантиметров. Бумага — произведение инженерного искусства, она похожа на материал, из которою делаются конверты для доставки документов на большие расстояния. Вы открываете Инструкцию № 27 и просматриваете несколько абзацев. Слова знакомы вам так же, как слова Библии знакомы священнику.

Телефон звонит снова. «Вахтенный инженер».

«Это дежурный офицер. Запускайте реактор».

«Есть, запустить реактор», — отвечаете вы и кладёте трубку.

Вы берёте микрофон системы внутренней коммуникации 2МС с подставки, нажимаете кнопку и слушаете, как ваш голос, подобно гласу Бога, разносится по машинному отделению. Вы прибавляете громкость, чтобы вас было слышно сквозь шум турбин. Ваш голос звучит громче, потому что подлодка похожа на могилу, все отверстия закрыты. «Вахтенный контролёр машинного отделения, зайдите в комнату управления реактором».

Вы встаете и снимаете с шеи цепочку с ключом безопасности реактора. С его помощью вы открываете ящик под книжной полкой. Внутри него находятся три предохранителя, каждый размером с фонарик. Вы закрываете ящик и вешаете ключ обратно себе на шею. Вахтенный контролёр машинного отделения стоит перед дверью в комнату управления реактором вместе с офицером, отвечающим за движение судна.

«Разрешите войти в комнату управления реактором».

«Разрешаю». Вы передаете предохранители вахтенному контролёру машинного отделения и обращаетесь к нему формально.

«Вахтенный контролёр машинного отделения, вставьте предохранители в разъемы А, Б и В инвертора и отключите прерыватели, приостанавливающие работу реактора».

«Есть, поместить предохранители в разъемы А, Б и В инвертора и отключить прерыватели, приостанавливающие работу реактора». Он исчезает в передней части комнаты на несколько минут. Вы делаете запись в журнале вахтенного инженера и поднимаете глаза от бумаги, как только вахтенный контролёр машинного отделения возвращается. «Разрешите войти в комнату управления реактором».

«Разрешаю».

«Сэр, предохранители вставлены в разъёмы А, Б и В. Прерыватели А, Б и В, приостанавливающие работу реактора, выключены».

«Понял вас, спасибо, и удачного вам запуска».

Он хлопает оператора реактора по голове. «Следите за этим парнем, сэр. Никаких неполадок не должно быть за мою вахту».

Оператор реактора изрыгнул ругательство, не отрывая глаз от панели управления реактором. Вы занимаете позицию позади оператора реактора, откуда можете видеть всю панель. Вы делаете ещё одну запись в журнале вахтенного инженера: начинаем нормальный запуск реактора.

«Оператор реактора, начать нормальный запуск реактора».

«Есть, начать нормальный запуск реактора».

Вы берёте микрофон системы внутренней коммуникации 2МС и объявляете: «Начать нормальный запуск реактора».

Запускаем насосы

Оператор реактора встаёт и берёт в руку рычаг запуска основных охлаждающих насосов. «Запуск основного насоса № 4 на малой скорости». Он поднимает вверх Т-образный рычаг, и насос запускается. Загорается сигнальная лампочка, и индикатор давления подскакивает. «Запуск основного насоса № 3 на малой скорости». Он запускает следующий насос. Теперь 2 насоса работают на малой скорости в каждой из охлаждающих петель, раньше в каждой петле работало по одному насосу. «Работают два насоса на малой скорости».

«Понял вас».

«Контрольные тяги группы 3 зафиксированы», — объявляет оператор реактора. Он перемещает рычаг с надписью «инвертер» в позицию В. Затем он перемещает ручку переключателя управления тягами в центре нижней наклонной секции из положения «12 часов» в положение «9 часов». Одновременно он вытягивает ручку из панели примерно на 5 сантиметров. «Подключаю напряжение фиксатора к инвертору В».

Вы смотрите на дисплей напряжения фиксатора. Оно удваивается, когда ток с фиксатора из инвертора В течёт по направлению к держателю контрольных тяг группы 3. Перед этим держатели находились и открытом положении, но как только на них подали напряжение, когда ручка выключателя была выдвинута из панели, электромагниты каждого держателя зарядились и держатель надавил на резьбовую часть контрольной тяги. Чтобы убедиться в том, что держатели зафиксировались на резьбе, оператор вводит тяги внутрь реактора. Тяги в это время уже находятся на дне, но он вращает держатели до тех пор, пока они «поймают» резьбу.

«Тяги группы 3 зафиксированы».

«Понял вас».

«Поднимаю тяги в верхнюю часть активной зоны реактора», — объявляет он. Он встаёт и поворачивает ручку вправо.

Вы не сможете создать критическую массу в реакторе с помощью тяг группы 3. если только не произойдёт какой-нибудь серьёзной аварии, но вы всё равно смотрите на панель управления реактором, как ястреб.

«Лампочка, сигнализирующая, что тяги группы 3 оторвались от дна реактора, погасла», — сообщает оператор реактора.

Лампочка внешнего кольца нижних контрольных тяг гаснет, как только тяги перестают касаться дна реактора.

Показатели цифрового датчика повышаются, когда тяга поднимается вверх, когда группа тяг находится на высоте 60, 75, 87 сантиметров, пока, наконец, тяги не достигают вершины реактора. Одновременно вы наблюдаете за показателями уровня нейтронов и уровнем запуска реактора. Ничего особенного не происходит ни с одной из этих шкал. Если реактор был приостановлен в течение долгого времени, то уровень нейтронов будет настолько низок, что вам придется проводить запуск реактора по принципу «вытянуть и ждать». Вместо того, чтобы вытянуть тяги из активной зоны реактора, оператор вытягивает тяги на 3 секунды, а потом смотрит на показатели приборов остальные 57 секунд. Вы повторяете эту процедуру в течение следующих 5 часов, пока уровень реактора не возвратится в обычный диапазон.

Оператор реактора отпускает рычаг управления, только когда группа тяг достигает вершины активной зоны реактора. «Фиксирую группу 2», — говорит оператор реактора. Он переключает инвертор в положение Б и переводит переключатель в позицию «9 часов», вынимая его из панели. «Подаю напряжение на группу 2. Группа 2 зафиксирована».

«Понял вас». Группа 2 останется на дне активной зоны реактора, и она зафиксирована, чтобы в случае встряски они не подпрыгнули и не спровоцировали скачок мощности.

«Фиксирую группу 1». Он переводит переключатель инвертора в положение А и повторяет процедуру фиксации. «Вывожу группу 1 для достижения критической массы».

Вы в напряжении вглядываетесь в шкалу уровня нейтронов и шкалу уровня запуска.

«Лампа, показывающая, что группа 1 оторвалась от дна реактора, погасла».

Требуется немалое усилие, чтобы вынуть контрольные тяги из активной зоны реактора, но чтобы ввести внутрь, не нужно много силы. Это сделано умышленно: адмирал Риковер хотел, чтобы оператор реактора знал, когда он увеличивает мощность реактора. Во время долгого запуска руки оператора трясутся, когда он вынимает контрольные тяги из активной зоны. Рычаг управления контрольными тягами всегда возвращается в нейтральное положение, когда оператор убирает с него руку.

Первое покачивание стрелки уровня запуска реактора

Как только группа 1 выйдет за пределы активной зоны реактора, стрелка датчика уровня запуска реактора сдвинется с нулевой отметки и установится на уровне 0,2 декады в минуту. Оператор продолжает вытягивать тягу, пока стрелка не остановится на отметке 1 декада в минуту, и потом отпускает рычаг. Уровень запуска опускается до 0. Он вытягивает тягу снова, и уровень повышается до 1 декады в минуту. Стрелка на приборе, показывающем уровень нейтронов, постепенно поднимается, каждые несколько минут показывая изменения уровня на порядок (сначала 10–9, 10–8, 10–7 и так далее). Наконец, когда уровень запуска реактора достиг значения 10–1 в минуту, оператор переводит переключатель контрольных тяг в нейтральное положение. Уровень запуска реактора стабилизируется в районе 0,3 декады в минуту.

«Реактор достиг критической массы», — объявляет он, делая пометку в своем журнале. Расчетное значение критического состояния показало, что критическая масса будет достигнута на расстоянии 60 сантиметров. На самом деле это произошло на высоте 56,88 сантиметра. Совсем неплохо.

Вы берёте микрофон системы коммуникации 1МС, который расположен рядом с микрофоном 2МС. Теперь ваше объявление слышно во всех помещениях на борту подлодки.

«Реактор, — здесь вы делаете театральную паузу, — достиг критической массы!» Вы делаете ещё одну запись, и запуск продолжается.

«Вывожу группу 1 для перехода в рабочий режим», — говорит оператор реактора. Он опять хватает рычаг управления контрольными тягами и доводит уровень запуска до 1 декады в минуту. Уровень содержания нейтронов в активной зоне реактора медленно достигает рабочего уровня. Стрелка промежуточного режима тоже начинает подниматься, два режима совпадают на второй декаде. «Селекторный канальный переключатель уровня источника в стартовом режиме, приостановка отключена», — говорит он, вращая большой переключатель на панели.

«Понял вас», — подтверждаете вы. На этом этапе атомное оборудование снабжается энергией от селекторного канального переключателя уровня источника. Если бы на чувствительный детектор нейтронов питание подавалось значительно дольше, то он бы отказал из-за бомбардировки нейтронами. На этом этапе уже не может поступить сигнал на автоматическую приостановку реактора от датчика уровня начального запуска. Теперь защита осуществляется датчиком уровня промежуточного запуска. Если уровень превысит 9 декад в минуту, то реактор автоматически приостановится.

Теперь радиоактивности в реакторе достаточно, так что оператор мог вынуть контрольные тяги и установить уровень на отметке 1,5 декады в минуту. Когда он отпускает рычаг, то уровень падает до 1 декады в минуту. Теперь реактор начнет «просыпаться» сам, а вы просто наблюдаете за тем, как его уровень постепенно перейдет из стартового в промежуточный. В конце промежуточного режима находится рабочий режим. В рабочем режиме реактор способен повышать температуру охлаждающей жидкости.

Ближе к концу промежуточного режима уровень разогрева падает до 0. Оператор реактора вытягивает контрольные тяги и смотрит за показаниями приборов.

«Реактор вошёл в рабочий режим», — говорит он. Вы повторяете эти слова по системе коммуникации 2МС. «Нагрев основной охлаждающей жидкости до температуры зелёной зоны», — объявляет он.

Теперь, когда реактор вошел в рабочий режим, поднятие контрольных тяг повышает мощность реактора, вследствие чего происходит нагревание охлаждающей жидкости. Средняя температура охлаждающей жидкости или Тср сейчас составляет 182 °C.

«Стабилизирую уровень разогрева реактора», — говорит он и кладет график поверх журнала записей.

Пока температура основной охлаждающей жидкости не установится в зеленой зоне, температура реактора при запуске может увеличиваться быстрее. Так как стартовая температура достаточно высока — 182 °C, мы можем разогреть реактор быстро. Если бы изначальная температура реактора была ниже, то его разогрев был бы ограничен несколькими сотыми градуса в минуту, а запуск занял бы гораздо больше времени.

Тср — средняя температура основной охлаждающей жидкости, которая входит в реактор и покидает его. Если Твх = 238 °C и Твых = 260 °C, то Тср = 249 °C. Тср всегда должна находиться в зелёной зоне между 246 °C и 251,5 °C. Все исследования безопасности реактора велись из расчёта того, что Тср находится в зелёной зоне. Если температура реактора будет при работе выходить из этого диапазона, то никто не даст вам никаких гарантий, что не произойдет аварии. Когда Тср выходит из допустимого интервала, то оператор реактора вытягивает и снова вводит контрольные тяги для понижения или повышения Тср. (В рабочем режиме мощность реактора зависит от притока пара. Оператор дросселей регулирует мощность реактора с помощью степени открытия дросселей, а контрольные тяги в данном случае лишь добавляют мощности в активную зону реактора, чтобы изменить Тср.)

Разогреваем активную зону реактора

В течение следующих 30 минут, оператор разогревает активную зону реактора. Стрелка Тср постепенно поднимается. Датчик уровня мощности реактора показывает между 0 и 5 % по мере того, как реактор разогревается.

«Тср находится в зелёной зоне, сэр», — докладывает он.

«Понял вас. — Вы берёте переговорное устройство 2МС. — Вахтенный контролёр машинного отделения, зайдите в комнату управления реактором».

Вахтенный контролёр машинного отделения спрашивает разрешения зайти в комнату управления реактором. Вы знаком разрешаете ему войти, и вместе с ним смотрите на панель управления реактором. Затем отдаете ему приказ на запуск паровой установки: «Вахтенный контролёр машинного отделения, запустить основные паровые установки 1 и 2. Впустить пар в машинное отделение, разогреть основные паровые колодки, создать вакуум в основных конденсаторах по правому и левому борту, запустить турбины по правому и левому борту и прогреть основные двигатели по правому и левому борту».

Единственный раз вахтенный контролёр машинного отделения не повторяет приказ. Это исключение стало традицией.

Он исчезает, чтобы направиться в переднюю часть подлодки. Пока вы ждете, вы знаете, что он и вахтенные верхнего уровня машинного отделения открывают клапаны, через которые пар из паровых котлов сможет пройти и достигнуть больших перегородок перекрывающих клапаны MS-1 и MS-2. Это понизит перепад давления в клапанах, и их будет легче открыть. Когда разница в давлении становится менее 3,3 атм, вахтенный контролёр машинного отделения и вахтенные верхнего уровня машинного отделения начнут открывать клапана MS-1 и MS-2. Открытие каждого клапана займёт добрых 5 минут.

«Датчик показывает открытие клапана MS-2», — говорит оператор реактора. Лампочка на его панели сменила форму с продолговатой на круглую. Через несколько минут он объявляет об открытии клапана MS-1.

Поднимается шум. Паровая колодка начинает нагреваться, и вода в ней, образовавшаяся в результате конденсации, выдувается наружу давлением пара. Шум, который вы слышите, это вахтенный контролёр машинного отделения, и вахтенные верхнего уровня машинного отделения продувают паровые сифоны, устройства, которые не допускают конденсат — капли воды — в паровые колодки. После 10 минут продувания колодок вахтенный контролёр машинного отделения и вахтенные нижнего уровня машинного отделения создают вакуум в конденсаторах.

Они запускают основные насосы системы подачи морской воды по правому и левому борту, а потом используют давление пара вспомогательной паровой системы, чтобы выкачать воздух из конденсаторов. Конденсация пара вызывает вакуум: пар занимает гораздо больший объем, чем жидкость, поэтому в конденсаторах и возникает ваккум. Но в начале цикла в трубах содержится очень много воздуха, а воздух не конденсируется. С помощью специальных устройств с вентиляционными трубами, выдувателей воздуха, пар пропускается через эти трубы для создания низкого давления. Вследствие этого воздух высасывается из конденсаторов и поступает в машинное отделение. Как раз эти выдуватели воздуха и сделают машинное отделение радиоактивным, как если бы вы использовали реактор, в котором вода находится в кипящем состоянии, или если бы у вас произошла утечка охлаждающей жидкости из первичной во вторичную петлю охлаждения.

Скоро вахтенный контролёр машинного отделения возвращается на верхний уровень машинного отделения и начинает раскручивать турбинный генератор по левому борту. Вы услышите, когда турбина начинает вращаться. Сначала она громыхает. Затем рычит, стонет и кричит, как реактивный самолет, Звук поднимается до оглушительного визга и, наконец, превращается в вой, пока частота не поднимается до пронзительного свиста.

Вахтенный контролёр машинного отделения появляется в дверном проёме и говорит: «Турбинный генератор по левому борту запущен и готов принять нагрузку».

Переключаем электроустановку

Время переключить электроустановку. «Электрооператор, — говорите вы, — переключить электроустановку на половинную мощность от турбинного генератора». Оператор подтверждает получение приказа и затем подключает свой синхроскоп к прерывателю турбинного генератора. Он будет манипулировать напряжением и частотой в прерывателе вспомогательного турбинного генератора на его внешней шине питания. Две шины питания должны быть синхронизированы. Это значит, что переменный ток, напряжение которого то падает, то возрастает, должен иметь одинаковое значение с обеих сторон прерывателя. Измеритель сравнивает частоту переменного тока с обеих сторон прерывателя, а стрелка медленно поворачивается в сторону указателя «быстро». Если частота вспомогательного турбинного генератора будет выше, то генератор замедлится, когда примет на себя нагрузку. Когда стрелка становится в положение «12 часов», оператор электроустановки поворачивает ручку управления прерывателем, и прерыватель вспомогательного турбинного генератора закрывается. Он делает так, чтобы перераспределить нагрузку основного генератора на вспомогательный.

«Электроустановка работает на 50 % мощности и соединена с вспомогательным турбинным генератором».

Вы делаете такое же объявление по системе 2МС. Вахтенный контролёр машинного отделения исчез на нижнем уровне машинного отделения, чтобы запустить основной подающий насос. Уровень мощности парового генератора понижается с тех пор, как он открыл клапаны MS-1 и MS-2. Вы слышите, как запускают насос, и индикаторы уровня воды в паровом генераторе на панели управления паровым генератором опять вернулись в нормальное положение.

Вскоре вахтенный контролёр машинного отделения запускает турбину по правому борту и докладывает, что она готова принять нагрузку. После проделывания той же операции на панели управления электроустановкой оператор докладывает, что установка готова к работе на полную мощность.

Вы командуете оператору электроустановки открыть прерыватель берегового электропитания.

«Оператор электроустановки, — командуете вы, — отсоединить кабели берегового питания». Они электрик забираются в люк доступа к кабелям и отсоединяют их. Когда они закончили, вы связываетесь с дежурным офицером и докладываете, что береговое питание отключено. Затем вы спрашиваете разрешения на то, чтобы раскрутить вал для разогрева основных двигателей. Он разрешает.

Кабели слишком тяжёлые, чтобы поднимать их вручную. Для того, чтобы выгрузить их с борта подлодки, приходится использовать кран.

Открываем дроссели

Вахтенный контролёр машинного отделения запускает турбины основных двигателей и передает управление ими офицеру, отвечающему за движение судна. В течение следующих 8 часов он будет открывать дроссели каждые несколько минут, чтобы поддерживать основные двигатели прогретыми. Так как в этом процессе задействовано сцепление, вал проворачивает винт на полоборота, но это допустимо, потому что большой нагрузки на швартовочные канаты при этом не возникает.

Вы закончили. Теперь реактор работает примерно на 18 % своей мощности, а Тср находится в зеленой зоне около 249 °C. Теперь вам остается только ждать, пока вас сменят, и вы сможете отправиться на собрание офицеров, а потом на мостик, чтобы вести подлодку в море. Вы зеваете и принимаете чашку кофе от вахтенных верхнего уровня машинного отделения.

Минимум того, что вам нужно знать:

• Помощник капитана — самый занятой человек на борту подлодки.

• Главный инженер несёт ответственность за работу ядерного реактора.

• Номинальный и нормальный — не одно и то же, на подлодке нет ничего нормального.

• Вахтенный инженер полностью несёт ответственность за безопасность реактора и за общую безопасность в хвостовой части подлодки.

• Отсоединение кабелей берегового питания — последний шаг перед тем, как подлодка становится полностью независимой от берега.

Поделитесь на страничке

Следующая глава >

tech.wikireading.ru

Все слышали но ни кто не знает . Как работает ядерный (атомный) реактор: pastuh83 — LiveJournal

Содержание
1 История создания атомного реактора
2 Принцип работы ядерного (атомного) реактора
3 Как запускают ядерный реактор?

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

как работает реакторГрадирни АЭС
Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

схема работы ядерного реактораСхема ядерного реактора на АЭС

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

Ядерное топливоЯдерное топливо

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

Вам понравится: Математические штучки-фокусы для студентов-гуманитариев и не очень (Часть 1)
В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/

pastuh83.livejournal.com

Как работает двигатель атомной подводной лодки, пожалуйста, объясните по пунктам.

Двигателем является паровая турбина, по принципам и характеристикам значительно отличается от обычного парового двигателя, который долго работал и после начала атомной эры, и очень сходен с самыми распространёнными автомобильными двигателями Движителем является винт. А атомный реактор — энергетической установкой, дающей тепло для нагрева воды и получения пара — рабочего тела в турбине. Турбина похожа на многоступенчатый вентилятор, только не он крутится и гонит воздух, а пар, направленный на лопатки турбины под большим давлением раскручивает турбину. Побывав в первой секции турбины пар немного теряет в энергии, его температура и давление понижаются, но он ещё может использоваться для давления на лопатки второй секции. Также на вторую секцию можно подать и немного свежего пара. Турбина высокоскоростная, поэтому она крутит редуктор, понижающий обороты, а редуктор крутит гребной вал с винтом со скоростью несколько оборотов в секунду. Сам реактор может иметь разные конструкции, урановые стержни чередуются в котле с графитовыми стержнями-поглотителями нейтронов, часть стрежней подвижна и может подниматься и опускаться, регулируя скорость реакции и температуру Если урановые стержни не все вместе на одной высоте, или вместе, но разделены большим количеством графита, то реакция затухает. Регуляторы не дают цепной ядерной реакции развиться до взрыва. уран испускает нейтроны, уголь — поглощает и нагревается, нагревает воду или жидкий металл (натрий или литий) наполняющие котел. Этот теплоноситель перекачивается к теплообменнику, нагревает воду в теплообменнике, получаем пар. Очень важно охлаждать котел, чтобы стержни урана не расплавились Уточнения и подробности можно найти в Википедии.

а какой там двигатель ?

Электродвигатели .

,,,,(( ☺☺ТадЪжики☺☺

топливные стержни нагревают воду, получившийся пар крутит паровую турбину, она вырабатывает электричество, которое в свою очередь питает электродвигатели крутящие винты

Как обычный ПАРОВОЙ двигатель. Какая разница, чем воду кипятить-то? на принцип работы ДВИГАТЕЛЯ это не влияет))))

touch.otvet.mail.ru

3.1. Ядерные реакторы на морских судах

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

150

Диаметр/высота активной зоны, м

3,6/4

Средняя плотность энерговыделения, МВт/м3

6,2

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

750/550

Топливо

 

максимальная температура, °С

1200

глубина выгорания, ГВт·сут/т

480

кампания топлива, лет

25

Теплообменники соль–воздух:

 

число постоянно работающих

6

полное число (с учетом резервирования)

12

диаметр/высота (без учета коллекторов), м

1,42/2,64

передаваемая на один теплообменник мощность, МВт

25

расход расплавно-солевого теплоносителя, кг/с

46

расход воздуха, кг/с

67

ГТУ (открытый воздушный контур)

 

тепловая мощность, МВт

150

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

24,30,36

расход воздуха, кг/с

402

степень сжатия воздуха в компрессоре

14

температура воздуха после компрессора, °С

360

температура воздуха перед турбиной, °С

700

габариты, длина/диаметр, м

~7,9/3,9

Масса, т

~100

 

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–BeF2). 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).

energetika.in.ua

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован.