Ядерные энергетические установки подлодок

Ядерные энергетические установки (ЯЭУ) в наибольшей степени удовлетворяют высоким требованиям, предъявляемым к энергетическим установкам подводных лодок. Ядерное топливо обладает огромным тепловым потенциалом. Достаточно отметить, что при полном делении 1 кг урана-235 (U) выделяется энергия, эквивалентная энергии, содержащейся в 1600 т дизельного топлива [16].

Важнейшее преимущество таких энергетических установок — возможность работы ядерного реактора без потребления атмосферного воздуха или другого вида окислителя, что особенно важно для подводных лодок. При этом резко возрастает дальность плавания и автономность в подводном положении, которые ограничиваются, в основном, только надежностью оборудования и выносливостью экипажа.

Эксплуатация ЯЭУ на ПЛ началась с 1954 года, когда вступила в строй первая атомная подводная лодка «Наутилус» ВМС США. В СССР первая АПЛ «Ленинский Комсомол» была введена в строй в 1958 году. В настоящее время ЯЭУ имеются только на кораблях ВМС стран, обладающих ядерным оружием (России, США, Великобритании, Франции и КНР).

Под ядерной энергетической установкой понимают комплекс оборудования, предназначенный для преобразования ядерной энергии в механическую энергию для движения корабля, а также в тепловую и электрическую, необходимые для работы оборудования и систем общекорабельного и вспомогательного назначения [40]. В этом смысле ЯЭУ ничем не отличаются от обычных энергетических установок на органическом топливе и должны отвечать всем требованиям, вытекающим из назначения и условий эксплуатации корабельных установок.

Процесс получения тепла в ядерных реакторах сопровождается мощным ионизирующим излучением и образованием радиоактивных продуктов деления ядерного топлива. Поэтому при создании ЯЭУ специфичной проблемой становится обеспечение радиационной безопасности установки для экипажа ПЛ, как при нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах. С этой целью предусматривается необходимая биологическая защита и специальная система контроля радиационной обстановки, принимаются меры для обеспечения возможности дезактивации оборудования.

Ядерные энергетические установки с использованием паротурбинного цикла преобразования тепловой энергии в механическую или электрическую состоят из паропроизводящей (ППУ) и паротурбинной (ПТУ) установок.

Корабельные ЯЭУ, создаваемые для ПЛ, могут быть классифицированы по различным признакам, прежде всего, по конструктив-ным особенностям, тепловой схеме и способу передачи мощности на гребной вал.

По числу реакторов на ПЛ применяются одно- и двухреакторные ЯЭУ.

По типу ядерного реактора ЯЭУ ПЛ классифицируют как установки с водо-водяным и жидкометаллическим реактором.

На современных подводных лодках широко применяются водо-водяные реакторы, в которых в качестве теплоносителя используется обычная вода. Из-за низкой надежности не нашли широкого применения установки с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ), позволяющие при низком давлении в 1-м контуре, сравнительно малых габаритах и массе реакторной установки иметь высокие параметры пара и, как следствие, высокое значение КПД цикла.

Весьма перспективным считается применение реакторов с газовым (в основном, гелиевым) теплоносителем, которые имеют удельную массу, значительно меньшую, чем установки с водо-водяным

реактором. Однако для того чтобы стало возможным их применение, необходимо решить ряд проблем конструктивного и технологического характера.

По компоновке основного оборудования паропроизводящей установки (ППУ) ЯЭУ подразделяются на блочные (рис. 10.1) [77] и моноблочные (рис. 10.2) [30].

Моноблочные установки позволяют несколько сократить массу и габариты установки, снизить вероятность разгерметизации трубопроводов 1-го контура, улучшить условия для естественной циркуляции теплоносителя, а также снизить поток излучения на корпус реактора благодаря увеличению расстояния между активной зоной и корпусом. В то же время при моноблочной компоновке оборудования затруднен ремонт элементов установки.

Следует отметить, что приведенные на рис. 10.1 и 10.2 схемы не исчерпывают всего многообразия компоновочных решений ППУ.

По числу контуров, с помощью которых происходит передача энергии от активной зоны реактора к рабочему телу, корабельные ППУ подразделяются на одноконтурные и двухконтурные. Одно-контурными называются ЯЭУ, в которых теплоноситель, получающий тепло в активной зоне, одновременно является рабочим телом (паром или газом), приводящим в действие турбины установки (рис. 10.3) [30].

При прочих равных условиях одноконтурные установки наиболее просты по составу оборудования и более экономичны. С другой стороны, все оборудование одноконтурных ЯЭУ в процессе работы становится в той или иной мере радиоактивным, поэтому требуется установка развитой биологической защиты, предъявляются повышенные требования к надежности оборудования, существенно усложняются условия его обслуживания и ремонта. Поэтому такой тип установок применяется только на атомных электростанциях.

В двухконтурных установках теплоноситель, охлаждающий активную зону и отводящий от нее тепло, переносит его в парогенератор (ПГ). В парогенераторе за счет полученного тепла вода превращается в пар, который подается на паровую турбину, вращающую гребной винт (рис. 10.4) [30].

Наличие парогенераторов усложняет установку и уменьшает ее экономичность, но зато обеспечивает доступ к оборудованию второго контура. В двухконтурных установках контур, по которому движется теплоноситель, называют первым, а контур рабочего тела — вторым. Биологическая защита в этом случае необходима только для оборудования, непосредственно связанного с первым контуром. В корабельных установках применяются ЯЭУ двухконтурного типа.

По способу передачи мощности на гребной вал применяют ЯЭУ турборедукторные, турбоэлектрические и с прямодействующей турбиной. В зависимости от вида рабочего тела, могут применяться паровые (ПТУ) или газовые турбины (ГТУ). На современных АПЛ в подавляющем большинстве в качестве преобразователя тепловой энергии, полученной в ядерном реакторе, в механическую применяется турборедукторная схема. В установке с электродвижением турбина используется для вращения электрического генератора, питающего гребной электродвигатель.

На сегодня основным типом ядерной энергетической установки для подводных лодок является двухконтурная пароэнергетическая установка водо-водяного типа.

Принцип работы такой установки следующий: тепловая энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю, прокачиваемому через нее циркуляционными насосами первого контура по трубопроводам. Теплоноситель поступает в парогенератор и передает энергию во второй контур рабочему телу. Водяной пар, полученный в парогенераторе, по трубопроводу направляется к турбине, где часть заключенной в нем тепловой энергии преобразуется в механическую энергию, подводимую затем к гребному винту. Отработанный в турбине пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат поступает в конденсатно-питательную систему, где очищается от примесей, а затем направляется в парогенератор. Радиоактивное оборудование первого контура размещено под биологической защитой, которая снижает радиоактивность излучения до безопасного для экипажа уровня, предусмотренного нормами предельно допустимых излучений.

Основные элементы реактора водо-водяного типа: корпус с крышкой; активная зона, устанавливаемая в специальной корзине, которая крепится к корпусу реактора; экраны тепловой защиты (рис. 10.5).

Корзина активной зоны должна крепиться к корпусу реактора таким образом, чтобы исключить ее всплытие под действием восходящего потока теплоносителя, а также радиальное перемещение при кренах и дифферентах ПЛ.

Экраны цилиндрической формы, окружающие корзину активной зоны, называются тепловой защитой, или тепловыми экранами и, как правило, выполняются из стальных листов. Они уменьшают поток излучений, выходящих из активной зоны, и, тем самым, снижают тепловыделение в металле корпуса, а также радиационные нарушения в металле корпуса под воздействием нейтронов.

В активной зоне водо-водяных реакторов размещаются: ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель, компенсирующие решетки (стержни) автоматического регулирования и аварийной защиты.

Ядерное топливо размещается в многочисленных тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Поэтому для удобства загрузки и перегрузки активной зоны ТВЭЛы компонуются в группы, которые конструктивно оформляют в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), называемых также топливными кассетами. В одной сборке может быть размещено до нескольких десятков ТВЭЛов.

ТВЭЛ состоит из топливного сердечника, оболочки и наконечников, герметизирующих внутреннюю полость и служащих также для крепления его в сборках. Тепловая энергия, выделяемая в сердечнике, посредством теплопроводности распространяется от центра ТВЭЛа к его поверхности.

Теплоноситель, движущийся через активную зону, опускается по кольцевым зазорам между корпусом, тепловыми экранами и корзиной активной зоны через щелевой фильтр, проходит через ТВС и охлаждает ТВЭЛы. Движение теплоносителя через активную зону осуществляется либо принудительно, с помощью циркуляционных насосов, либо путем естественной циркуляции. Способ циркуляции теплоносителя влияет на габариты и параметры зоны.

Передача тепловой энергии, выделяемой в активной зоне реактора, рабочему телу осуществляется комплексом оборудования, объединяемым общим понятием: первый контур ППУ.

В состав первого контура, помимо реактора, входят:

— парогенераторы;

— циркуляционные насосы первого контура;

— системы, обеспечивающие работу ППУ;

— трубопроводы.

Вследствие радиоактивности теплоносителя утечки воды из первого контура недопустимы, поэтому все соединения трубопроводов выполняются, как правило, сварными, а клапаны — бессальниковыми;

Парогенератором называется агрегат, в котором за счет теплоты, переносимой теплоносителем из реактора, осуществляется генерация пара, который представляет собой рабочее тело паротурбинной установки. Парогенераторы ЯЭУ различаются по нескольким признакам.

По способу циркуляции рабочего тела ПГ подразделяются на парогенераторы с многократной циркуляцией (естественной или принудительной) и прямоточные (рис. 10.6) [134].

По типу теплоносителя различают ПГ, обогреваемые водой, жидким металлом или газами, что определяется типом применяемого реактора. Такие свойства теплоносителей как теплоемкость, вязкость, теплопроводность определяют их давление и влияют на параметры пара, получаемого в ПГ, а также его массу, габариты и применяемые материалы.

По способу омывания поверхности теплообмена теплоносителем и рабочим телом возможны два варианта ПГ: теплоноситель движется внутри трубок, а рабочее тело омывает трубки снаружи — это прямая схема; теплоноситель движется в межтрубном пространстве, а рабочее тело — внутри трубок, это обратная схема. Опыт эксплуатации показал, что предпочтительнее применение прямоточного ПГ, работающего по обратной схеме. В этом случае трубы испытывают напряжения сжатия, так как давление теплоносителя выше давления во втором контуре, что препятствует возникновению и развитию трещин в стенках труб. Кроме того, появляется возможность отключения секций парогенератора при разгерметизации трубок.

По размещению корпуса ПГ делятся на вертикальные и горизонтальные. Вертикальные занимают меньше места и позволяют создать более компактную установку ППУ. При этом их размещают вокруг вертикально установленного реактора.

Циркуляционные насосы первого контура (ЦНПК) должны прокачивать радиоактивный теплоноситель и поэтому располагаются в зоне биологической защиты, что делает их недоступными для непосредственного обслуживания. Основное требование к конструкции ЦНПК и всей системы циркуляции теплоносителя — высокая надежность на всех эксплуатационных режимах, включая пуск и расхолаживание реактора, так как даже кратковременное прекращение подачи теплоносителя в работающий реактор повлечет за собой опасное отклонение важнейших параметров ППУ — таких как температура тепловыделяющих элементов реактора и давление теплоносителя первого контура.

Конструкция насосов, прокачивающих радиоактивный теплоноситель при давлениях до 20 МПа и значениях температуры до 300 °С, должна полностью исключать утечку или сводить ее к некоторому минимальному и контролируемому значению, иметь минимальное число подвижных элементов и трущихся пар, обеспечивать простоту отладки и дистанционного управления насосом. В таких условиях наиболее широко применяются двух-трехскоростные погружные центробежные бессальниковые электроприводные насосы с герметичным ротором и статором (рис. 10.7), не требующие специального уплотнения вращающихся частей и использующие для смазки подшипников перекачиваемую воду [77].

К системам, обслуживающим работу первого контура, относятся: система компенсации объема; система очистки теплоносителя; система подпитки; система дренажа, хранения и удаления жидких радиоактивных отходов; система охлаждения; система создания разрежения в отсеке ЯЭУ; система автономного (безбатарейного) расхолаживания.

Система компенсации объема предназначена для создания и поддержания давления в первом контуре в установленных пределах и компенсации температурных изменений объема теплоносителя (рис. 10.8) [30].

Чрезмерное снижение давления может привести к вскипанию теплоносителя, а повышенное давление противопоказано по условиям прочности оборудования. Кроме того, колебание давления в первом контуре нежелательно для обеспечения устойчивой работы реактора.

Основной элемент системы — компенсаторы объема, представляющие собой один или несколько баллонов высокого давления, нижняя часть которых соединена с первым контуром и заполнена теплоносителем, а верхняя часть — газом или паром, в зависимости от типа системы.

Газовая система компенсации может быть использована для реакторов с любым жидким теплоносителем. В этом случае над уровнем жидкости в компенсаторах объема находится газ (азот или гелий) под давлением, равным рабочему давлению первого контура.

В паровой системе компенсации, возможной только для реакторов с водяным теплоносителем, над уровнем воды в компенсаторах объема находится пар под давлением первого контура.

Система очистки теплоносителя предназначена для удаления из воды первого контура взвешенных и растворенных примесей с целью снижения ее радиоактивности, а также может использоваться для длительного расхолаживания реактора (рис. 10.9) [106].

Основными причинами загрязнения теплоносителя являются процессы коррозии и эрозии материалов первого контура, примеси в подпиточной воде, а также газовые и другие продукты деления ядерного топлива. Количество и состав примесей определяют уровень радиоактивности теплоносителя. Система очистки включает в себя механические фильтры, предназначенные для удаления взвешенных частиц, и ионообменные — для удаления растворенных примесей. Нормальная работа ионообменных фильтров возможна при температуре не более 60 °С, поэтому в качестве обязательного элемента системы очистки служит холодильник, в котором теплоноситель предварительно охлаждается. 

Система подпитки предназначена для пополнения первого контура теплоносителем (рис. 10.10).

Количество теплоносителя в контуре контролируется по показаниям уровнемеров в компенсаторах объема. Система подпитки обычно состоит из двух подпиточных насосов небольшой производительности, создающих напор, превышающий рабочее давление в первом контуре, и емкостей с запасом дистиллята высокой чистоты с соответствующими трубопроводами и арматурой.

Система дренаэюа, хранения и удаления жидких радиоактивных отходов показана на рис. 10.11.

При эксплуатации реакторных установок любого типа образование активных вод возможно при сливе радиоактивных теплоносителей первого контура, дезактивации оборудования и помещений, защитной одежды, а также в санпропускнике реакторного отсека.

Состав этой системы зависит от типа реактора. Слив воды, в зависимости от ее активности, производится в разные емкости, имеющие соответствующую биологическую защиту. Удаление радиоактивной воды в базе производится специальными насосами или сжатым воздухом через специальные фильтры, которые снижают ее активность.

Система охлаждения активного оборудования (третий контур). Из-за распада радиоактивных продуктов деления в активной зоне реактора длительное время после его остановки (после прекращения реакции деления) наблюдается выделение тепла — остаточное тепловыделение. Данная система предназначена для отвода тепла от активного оборудования ППУ в целях обеспечения температурных условий, необходимых для ее нормальной работы. Охлаждению подлежат: первичная защита реактора, бак металловодной защиты, холодильник системы очистки теплоносителя, электродвигатели циркуляционных насосов первого контура, приводы стержней регулирования и защиты реактора и т.п.

Система охлаждения выполняется в виде замкнутого контура, по которому циркулирует вода высокой чистоты. Применение воды высокой чистоты в качестве охлаждающей среды обеспечивает снижение скорости коррозии, низкую наведенную активность и необходимую чистоту этого контура. Обычно в системе охлаждения устанавливают рабочие и резервные циркуляционные насосы, которые подают воду ко всем потребителям и затем в теплообменник, прокачиваемый забортной водой. Он устанавливается либо на всасывающем, либо на напорном патрубке циркуляционного насоса третьего контура. Для пополнения утечек предусматривается подпиточный бак.

Система создания разрежения в отсеке ЯЭУ предназначена для создания разрежения в помещениях, где размещено оборудование паропроизводящей установки. Газы и мелкие взвешенные частицы (аэрозоли) в воздухе, окружающем реактор, становятся радиоактивными вследствие нейтронного облучения. Система вентиляции обеспечивает их удаление и поддержание температуры и влажности в помещениях реакторного отсека. При размещении оборудования первого контура в газоплотном отсеке используется разомкнутая система вдувной и вытяжной вентиляции. Для предотвращения распространения радиоактивных газов и аэрозолей эта система поддерживает разное разрежение в различных помещениях реакторного отсека, тем большее, чем выше возможная радиоактивность воздуха в помещении. В итоге обеспечивается постоянное движение воздуха только в одном направлении — из обслуживаемых помещений в необслуживаемые.

Для очистки воздуха с повышенным содержанием радиоактивных газов и аэрозолей устанавливаются специальные фильтры с биологической защитой.

Система автономного (безбатарейного) расхолаживания предназначена для снятия остаточных тепловыделений в активной зоне реактора в случае обесточивания ППУ. Как правило, работа системы основана на принципе естественной циркуляции теплоносителей. Простейшая схема предусматривает циркуляцию теплоносителя первого контура через забортный теплообменник (рис. 10.12), который должен снимать определенный процент полной тепловой мощности реактора [16].

Недостаток приведенной схемы заключается в невозможности запуска ППУ без работы циркуляционных насосов первого контура, которые имеют значительную мощность даже на частичных режимах работы. В блочных установках циркуляция по первому контуру на режимах расхолаживания и разогрева вполне возможна без использования циркуляционных насосов, на естественной циркуляции. В таких установках в системах автономного расхолаживания можно установить конденсационные теплообменные аппараты по второму контуру.

Вторая составляющая атомной энергетической установки — паротурбинная установка (ПТУ), основным элементом которой является главный турбозубчатый агрегат (ГТЗА). В нем энергия пара превращается в механическую, и он содержит планетарный редуктор для снижения оборотов гребного винта.

В паротурбинной установке (ПТУ) рабочее тело непрерывно циркулирует по замкнутому контуру, претерпевая циклическое изменение своего состояния (вода – пар - вода). Главные элементы простейшей ПТУ представлены на рис. 10.13 [30].

В парогенераторе энергия теплоносителя первого контура превращается в потенциальную энергию водяного пара с заданными параметрами. Паровая турбина преобразует потенциальную энергию водяного пара в механическую энергию, которая передается потребителю.

Главный конденсатор обеспечивает отвод теплоты от отработавшего в турбине пара к забортной воде. Трубки с забортной водой должны выдерживать давление, соответствующее расчетной глубине погружения ПЛ.

Циркуляционный насос главного конденсатора с электрическим или паровым приводом подает забортную воду в конденсатор. Конденсатный насос служит для подпора конденсата (питательной воды) перед питательным насосом.

Ионообменный фильтр предназначен для химической обработки питательной воды перед подачей в парогенератор.

Питательный насос, как правило, с паровым приводом, нагнетает воду (конденсат) в парогенератор с необходимым давлением.

Дроссельно-увлажнительное устройство предназначено для сброса избытков пара на конденсатор, так как мощность ППУ, как правило, поддерживается постоянной.

Помимо перечисленного выше, в состав паротурбинной установки входят многочисленные виды оборудования, выполняющего вспомогательные функции. Это оборудование объединено в ряд систем, например, систему охлаждения конденсатора, систему поддержания разрежения в конденсаторе, систему смазки турбозубчатого агрегата и др.