Системы СЭУ. Конспект лекций для курсантов специальности 26. 05. 06 Эксплуатация судовых энергетических установок очной и заочной форм обучения Керчь, 2021
 Скачать 6.64 Mb.
|
|
8.2 Системы ядерных энергетических установок В ядерных энергетических установках (ЯЭУ) принципиальные особенности имеют системы, которые относятся к реактору, другие системы в принципе не отличаются от систем обычной паровой или газотурбинной установки. В двухконтурных ЯЭУ с водяным охлаждением имеются следующие специальные системы 1. Система очистки воды первого контура Она служит для удаления из воды первого контура продуктов коррозии и радиоактивных веществ. Для этой цели из первого контура через фильтр отбирается от 1 доводы, которая направляется в теплообменные аппараты, охлаждается в них приблизительно до С, пропускается через механические и ионообменные фильтры (ИОФ) и затем возвращается в первый контур. Для связывания кислорода, образующегося в результате разложения воды в активной зоне, первый контур подпитывается водородом. Пример принципиальной схемы системы очистки воды показан на рисунке 8.5. Рисунок 8.5 - Принципиальная схема системы очистки воды первого контура 1 - реактор 2 - охладитель 3 - дроссельное устройство 4 - механический фильтр 5 - ионообменный фильтр б - деаэратор; 7 - насос 8 - подпитка водородом 9 - циркуляционный насос 10 - парогенератор. 2. Система охлаждения активного оборудования первого контура Она служит для охлаждения циркуляционных насосов первичного теплоносителя, биологической защиты реактора, теплообменных аппаратов, фильтров системы очистки воды первого контура и 82 другого оборудования, требующего охлаждения и расположенного вблизи реактора. Система заполняется пресной водой и делается замкнутой, чтобы исключить распространение активности в случае повреждения теплообменных поверхностей. Контур этой системы располагается частично вне контейнера. Пресная вода, охлаждаемая забортной водой, является барьером между активной водой первого контура и забортной водой, поэтому активность пресной воды регулярно контролируют. Схема системы охлаждения активного оборудования показана на рисунке 8.6. 3. Система расхолаживания После остановки реактора внутри ТВЭЛ выделяется тепло в результате распада радиоактивных продуктов деления. Непосредственно после остановки остаточное тепловыделение составляет около 2% от тепловой мощности реактора, в конце первого дня — около 1%, через месяц — около 0,1%. Для предотвращения расплавления ТВЭЛ вследствие этого тепловыделения активная зона реактора должна охлаждаться. Для этой цели предназначена специальная вспомогательная система охлаждения, которая связана с основной и включается автоматически приостановке реактора ив случае аварии. В системе имеются свои насосы, теплообменные аппараты и трубопроводы. Рисунок 8.6 - Схема системы охлаждения активного оборудования 4. Система компенсации объема в ВВРД. Она служит для предотвращения вскипания воды в активной зоне, которое могло бы возникнуть при снижении давления в реакторе, вызванном увеличением расхода пара во втором контуре. Система компенсации объема обеспечивает поддержание стабильного давления в реакторе путем компенсации изменения объема теплоносителя при перемене температуры. Для этого имеется несколько резервуаров с водой под давлением (компенсаторы объема, в которых уровень жидкости меняется в зависимости от давления в реакторе. Система компенсации объема бывает газовой или паровой. В первом случае к компенсаторам объема подключают баллоны с газом, давление которого поддерживается постоянным. Во втором случаев компенсаторах объема над уровнем жидкости поддерживается постоянное давление пара путем периодического включения электрических нагревателей или впрыскивающих охладителей в соответствии с понижением или возрастанием давления в первом контуре. Уровень воды в компенсаторах объема регулируется продуванием избытка и подпиткой. Схема системы компенсации изображена на рисунке 8.7. 83 Рисунок 8.7 - Принципиальные схемы компенсации давления и объема а - паровой компенсации б - газовой компенсации 1 - реактор 2 - водяной резервуар 3 - электрогрелки; 4 - газовый баллон 5 - запас газа 5. Система удаления отходов, которая служит для сбора и удаления радиоактивных газов, жидкостей и твердых отходов. Воздух, ржавчина и пыль активируются вблизи реакторов радиоактивные продукты собираются в механических фильтрах, в смолах ионообменных фильтров загрязняются также инструменты, защитная одежда, перчатки, ветошь. Элементами системы являются сборные и сливные баки, оборудование для очистки скрубберы, механические и ионообменные фильтры, испарители и др, инвентарь для мойки, устройства для разбавления радиоактивных газов и жидкостей до безопасного уровня радиоактивности и, наконец, приспособления для удаления с судна радиоактивных отходов. Жидкости, нерастворимые твердые вещества и смолы из ионообменных фильтров с высоким уровнем радиоактивности подготовляют для упаковки и захоронения в море. Отходы с низким уровнем радиоактивности, неопасным для живых организмов, могут быть выброшены в воздух, например, через пустотелую мачту, или в море. 6. Система дренажа и хранения активных вод Она предназначена для сбора и хранения активного теплоносителя первого контура при его замене, охлаждающего тела системы охлаждения активного оборудования первого контура, а также сбора вод от возможных протечек и вод дезактивации. Система состоит из сборных и дренажных цистерн и насосов. На рисунке 8.8 показана принципиальная схема системы дренажа и хранения активных вод. 84 Рисунок 8.8 - Принципиальная схема системы дренажа и хранения активных вод 1 - сборная цистерна 2 - дренажная цистерна 3 - дренажный В состав ЯЭУ, кроме перечисленных систем, входят также система подпитки первого и второго контура, система отбора проб для проверки качества рабочих тел и особенно их радиоактивности, система забортной воды, система управления и защиты реактора (СУЗ), служащая для поддержания заданного уровня мощности реактора и автоматического прекращения цепной реакции при аварийных отклонениях от нормы (чрезмерное увеличение потока нейтронов, прекращение циркуляции охладителя недопустимое изменение параметров в первом контуре и др. Для наблюдения за работой установки служат системы дозиметрического и теплотехнического контроля и сигнализации. Приборы последних систем находятся в ЦПУ и размещены на пультах и щитах контроля. 8.3 Принципиальные схемы и особенности ядерных установок Вскоре после создания в Советском Союзе в 1954 г. первой в мире атомной электростанции мощностью 5000 квт ядерные энергетические установки стали применять на судах. В 1959 г. в СССР вступило в эксплуатацию первое атомное надводное судно — ледокол Ленин, в 1962 г. в США было построено грузопассажирское исследовательское судно Саванна в 1968 г. в ФРГ закончен постройкой рудовоз Отто Ган». Стремительное развитие судовой ядерной энергетики объясняется преимуществами ядерного топлива перед другими видами топлива. Его энергетическая плотность превышает почтив энергетическую плотность нефти. Для его сжигания в реакторах не требуется кислорода. Суда с ядерными установками имеют практически неограниченную дальность плавания без пополнения запасов топлива. Вместе стем применение на судах ядерных энергетических установок встречает специфические трудности, связанные с защитой от радиоактивного излучения, высокой концентрацией весов, влияющей на размещение установки на судне и на прочность судовых конструкций, сравнительно низкими экономическими показателями этих установок. 85 Состав ЯЭУ зависит от типа реактора, принципиальной схемы и количества рабочих тел. Наименьшее количество элементов имеют одноконтурная паротурбинная установка с ВВРК и газотурбинная установка с ГОхР. Наиболее сложное оборудование у многоконтурных установок, например у трехконтурной паротурбинной с ГрНР. В этой установке в состав основного оборудования первого контура входят реактор, циркуляционный насос для покачивания жидкого натрия (охладителя) и теплообменный аппарат во втором контуре имеются циркуляционный насос для промежуточного теплоносителя и парогенератор третий контур включает элементы паротурбинной установки. В газотурбинной установке с ГОхР реактор служит нагревателем рабочего тела, а оборудование ее зависит от топлива, замедлителя и рабочего тела. На рисунке 8.9 показаны для примера схемы одноконтурной и двухконтурной ЯЭУ с кипящим реактором. Топливом в реакторе является обогащенный уран, функции замедлителя и теплоносителя выполняет вода. Давление в корпусе реактора при одноконтурной схеме соответствует начальным параметрам пара турбинной установки. Пар, образующийся в активной зоне реактора, радиоактивен, поэтому при одноконтурной схеме вся установка должна быть окружена биологической защитой. Парогенератор производит нерадиоактивный пар в схеме на рисунке 8.9, атакой пар используется только для общесудовых нужда в схемах на рисунке 8.9, б ив для турбинной установки, которая в этом случае не нуждается в биологической защите. Применение парогенератора в двухконтурной установке влечет за собой снижение рабочих параметров пара по сравнению сего параметрами в первом контуре. Сепаратор 7 уменьшает влажность пара с целью снижения его радиоактивности и повышения кпд. турбины. При двухпетлевой конструкции (рисунок 8.9, в) повышаются маневренность и надежность установки, в частности, упрощается расхолаживание реактора (его может обеспечить каждая петля. Трубопровод 4 предусмотрен для сброса излишков пара в конденсатор при маневрах и приостановке турбины. Схема ЯЭУ с ВВРД на ледоколе Ленин. Водоизмещение ледокола Ленин 16000 Т, установка — трехвальная (рисунок 8.10), ее мощность 44000 л. е, мощность электродвигателя среднего вала около 20000 л. е, бортовых — пол. с. Тепловая мощность каждого из трех ВВРД составляет 90 000 кет, из них один резервный. Тепловыделяющие элементы из двуокиси урана с 5%-ным обогащением включены в циркониевые оболочки. Горячая радиоактивная вода первого контура из каждого реактора поступает в два независимых парогенератора и передает тепло нерадиоактивной воде второго контура, образуя пар. Четыре паровые турбины приводят в действие восемь электрогенераторов. В систему первого контура входят два парогенератора с поверхностью нагрева пом, четыре главных циркуляционных насоса производительностью каждый по 500 м 3 /ч с напором 100 ми два резервных для расхолаживания реактора приостановке и для поддержания циркуляции при выходе из строя главных насосов, четыре паровых компенсатора объема, представляющих резервуары со свободным уровнем, снабженные электрогрелками и распылителями холодной воды для поддержания давления в первом контуре. Для очистки теплоносителя первого контура часть бидистиллята в количестве около 1 % направляется в теплообменный аппарат, где охлаждается приблизительно до 35° Си затем, пройдя через ионообменный фильтр, поступает на охлаждение циркуляционных насосов. Кроме того, имеются неуказанные в схеме платиновый катализатор для превращения вводу гремучей смеси, образующейся из НО при ее облучении в активной зоне, два вспомогательных контура охлаждения дистиллятом защиты, статоров двигателей 86 циркуляционных насосов и холодильников фильтров. Приборы систем дозиметрического и теплотехнического контроля и сигнализации размещены в ЦПУ. Рисунок 8.9 - Схемы ЯЭУ с кипящим реактором а - одноконтурная схема б - двухконтурная однопетлевая схема в - двухконтурная двухпетлевая схема 1 - гребной винт 2 – турбина 3 - сепаратор 4 - трубопровод для сброса пара 5 - турбогенератор 6 - нерадиоактивный пар 7 - сепаратор 8 - реактор 9 - к системе очистки 10 - активная зона 11 - насос принудительной циркуляции 12 - биологическая защита 13 - подогреватель 14 - насос первого контура 15 - ионообменный фильтр 16 - конденсатный насос 17 - конденсатор 18 - парогенератор 19 - подогреватель На рисунке 8.10 показано расположение помещений ЯЭУ ледокола Ленин. 87 Рисунок 8.10 - Расположение помещений ЯЭУ ледокола Ленин 1 - кормовое турбогенераторное отделение 2 - отделение среднего электродвигателя 3 - отделение бортовых электродвигателей 4 - кормовое отделение вспомогательных механизмов 5 - паропроизводящая установка 6 - носовое отделение вспомогательных механизмов 7 - носовая электростанция 8 - носовое турбогенераторное отделение Защита выполнена из стали, воды и бетона. Дренажная система отводит радиоактивную жидкость в специальную цистерну. Воздух со следами радиоактивности из центрального отсека выбрасывается вверх через пустотелую мачту. На рисунке 8.11 показана тепловая схема энергетической установки ледокола Ленин. Вес установки с защитой около 130 кГ/л. е, защиты — около 40 кГ/л. с. Схема ЯЭУ грузопассажирского судна Саванна Водоизмещение судна 22000 Т, мощность одновальной установки 20000 л. с, тепловая мощность реактора — около 70 Mem. Реактор с водой под давлением 123 ата. Топливом служит слабо обогащенная двуокись урана. Парогенератор каждой петли имеет поверхность нагрева 375 м, обслуживается двумя циркуляционными насосами производительностью по 1100 Т/ч каждый при напорем, он образует 55 Т/ч насыщенного пара с давлением 34 ата. Все элементы первого контура заключены в необитаемый стальной контейнер длиной 16 м, рассчитанный на давление 13 кг/см 2 , соответствующее мгновенному испарению воды при аварии, и имеющий целью локализовать радиоактивные выбросы. На случай аварии реакторной установки предусмотрены два дизель-генератора мощностью по 750 квт каждый и вспомогательная котельная установка, дающая 4 Т/ч пара с давлением 10 кГ/см 3 На рисунке 8.12 показана тепловая схема грузопассажирского судна Саванна. В систему первого контура входят два парогенератора с поверхностью нагрева пом, четыре главных циркуляционных насоса производительностью каждый по 500 м 3 /ч с напором 88 Рисунок 8.11 – Тепловая схема энергетической установки ледокола Ленин 1 - гребной электродвигатель 2 - главный турбогенератор 3 - дроссельно-увлажнительное устройство травления пара 4 - 1 турбины вспомогательных механизмов 5 - испаритель 6 - охладитель фильтра 7 - ионообменный фильтр 8 - компенсатор объема 9 - биологическая защита 10 - реактор 11 - парогенератор 12 - главный циркуляционный насос первого контура 13 - аварийный циркуляционный насос первого контура 14 - подогреватель 15 - вспомогательный конденсатор 16 - конденсатный насос 17 - питательный насос 18 - деаэратор; 19 - подогреватель 20 - конденсатный насос 21 - главный конденсатор 22 - вспомогательный турбогенератор 23 - конденсатор 24 - конденсатный насос 25 - подогреватель. Энергетическая установка с переохлаждаемым реактором В установке с переохлаждаемым реактором замедлителем является тяжелая или легкая вода, которая циркулирует в реакторе и отдает воспринимаемое ею тепло питательной воде турбинной установки. Охлаждение реактора производится насыщенным или слегка перегретым паром при высоком давлении. В реакторе пар перегревается до высокой температуры. Меньшая часть его (около 20%) поступает в турбину, остальная часть направляется в теплообменный аппарат, где образуется насыщенный или слегка перегретый пар из предварительно 89 подогретой питательной воды. Этот пар для дальнейшего нагрева поступает в реактор с первичным паром через нагнетатель, который компенсирует потери давления первичного пара в реакторе, трубопроводах ив теплообменном аппарате (рисунок 8.12) Рисунок 8.12 - Тепловая схема энергетической установки судна Саванна 1 - гребной винт 2 - ГТЗА; 3 - парогенератор 4 - компенсатор объема плавления 5 - реактор 6 - циркуляционный насос первого контура 7 - охладитель 8 - насосы забортной воды 9 - насосы 10 - бак питательной воды 11 - подпиточные насосы 12 - запасный бак 13 - ионообменные фильтры 14 - охладители фильтров, 15 - расширительный бак 16 - питательный насос 17 - подогреватель конденсата 18 - конденсатный насос 19 - главный конденсатор На рисунке 8.13 показана принципиальная схема ЯЭУ с ПОР. 90 Рисунок 8.13 – Тепловая схема ЯЭУ с ПОР 1 - реактор 2 - подогреватель питательной воды 3 - циркуляционный насос 4 - питательный насос 5 - испаритель 6 - пароперегреватель; 7 - парогенератор первого контура 8 - парогенератор второго контура 9 - нагнетатель 10 - ТВД; 11 - ТНД; 12 - редуктор 13 - конденсатор Энергетическая установка с ГОхР. Наиболее подходящими теплоносителями для газоохлаждаемых реакторов являются водород и гелий. Водород эффективнее гелия, но он может вступать во взаимодействие с ТВЭЛ. Гелий в чистом виде не активируется в реакторе и не вызывает коррозии в турбине. Вследствие плохих замедляющих свойств газа в ГОхР применяют твердые или жидкие замедлители (графит, вода и др. Значительная скорость газа в реакторе приводит к эрозии оболочек ТВЭЛ и захвату частиц пыли, окалины и других примесей из внутренней полости газового тракта, в поток газа могут попадать также осколки деления путем диффузии через горячие оболочки ТВЭЛ. Нужно учесть к тому же, что промышленный гелий содержит некоторую примесь водорода, воздуха, азота, СО и паров воды, причем эти включения могут активироваться в реакторе. Поэтому необходимо предусматривать тщательную очистку газа. Газовые теплоносители могут применяться в одноконтурных схемах (реактор — газовая турбина, а также в двухконтурной схеме с газовым или паровым циклом во втором контуре. Особенности ядерных установок ЯЭУ имеют большую топливную автономность. Увеличение их тепловой мощности сопровождается умеренным увеличением их габаритов и веса. Благодаря этому создается возможность повышения скорости хода судов. 91 Весу ядерной установки больше веса установки обычного типа без запасов топлива. Установки с ГОхР отличаются большим расходом мощности (около 10% от тепловой мощности реактора) на газонагнетатели, большими размерами активной зоны и газонагнетателей. Экономичность газотурбинных установок увеличивается при возрастании температуры. Можно полагать, что с усовершенствованием ГОхР и газовых турбин будут созданы условия для широкого применения ядерных ГТУ на судах. Биологическая защита Под действием потока элементарных частиц или квантов энергии молекулы веществ претерпевают различные превращения образуются осколки молекул или молекулы в возбужденном состоянии, способные реагировать со всеми веществами, находящимися в зоне их возникновения, и вызывать цепь радиационно-химических превращений в живом организме и гибель клеток. Облучение человеческого организма представляет опасность при систематическом накоплении доз облучения на протяжении длительного времени, опасно также кратковременное, но интенсивное облучение. Средством ограждения от облучения является биологическая защита, а распространение радиоактивных веществ контролируется радиационной проверкой после окончания работ в реакторном отсеке. Различают внешнее облучение, интенсивность которого зависит от расстояния до источника излучения и измеряется в бэрах, и внутреннее загрязнение, возникающее вследствие вдыхания или заглатывания радиоактивных веществ и измеряемое в кюри (кюри — радиоактивность вещества, в котором происходит 3,7•10 10 распадов в секунду, что эквивалентно радиоактивности 1 г радия. В каждом акте деления ядра урана испускается в среднем около 2, 5 нейтронов и 10 гамма- квантов. Нейтроны образуются при делении, а гамма-кванты — как в процессе деления, таки при радиоактивном распаде продуктов деления или в результате неупругого соударения или захвата нейтронов ядрами материалов. При неупругом соударении энергия, которую теряет нейтрон, испускается в виде гамма- лучей с энергией около 1 МэВ при полном захвате нейтрона образуется новое радиоактивное ядро, испускающее мгновенное захватное гамма- излучение высоких энергий — до 10 МэВ и гамма-излучение радиоактивных ядер. Суммарная средняя энергия нейтронов, образующихся при делении ядра урана, составляет около 5 МэВ, а гамма-квантов— около 15 МэВ. Если учесть поглощение части нейтронов в активной зоне, то можно сделать вывод, что энергия гамма- излучения из активной зоны в несколько раз больше энергии нейтронного излучения. Вне активной зоны гамма-излучение образуется вследствие захвата нейтронов ядрами материалов (захватное гамма-излучение). При конструировании защиты стремятся ослабить как гамма-излучение, таки поток нейтронов. Обычно предусматривают первичную и вторичную защиту. Первичная защита реактора служит для ослабления потока нейтронов и гамма-излучения, выходящих из реактора, до уровня, обеспечивающего кратковременный доступ к оборудованию, расположенному между первичной и вторичной защитой. Вторичная защита служит для снижения потока нейтронов и гамма-излучения, проникших через первичный экран и возникших при активации охладителя и конструкций, до уровня, безопасного для обслуживающего персонала. Вовремя работы реактора на полной мощности на поверхности его корпуса поток нейтронов превышает допустимый биологический уровень примерно враз, а гамма-квантов — враз. В настоящее время неизвестны материалы, защищающие в одинаковой степени от нейтронного и гамма-излучения, так как механизм этих видов излучения различен. Хорошими 92 защитными свойствами обладает бетон, который благодаря содержащемуся в нем водороду сильно ослабляет быстрые нейтроны и одновременно ослабляет захватное гамма-излучение. Нейтроны легко проходят через свинец, но задерживаются водой и соединениями, в которые входят атомы водорода при столкновении с ядром свинца нейтрон теряет около 1/50 части своей энергии, а при столкновении с ядром атома водорода он может потерять всю энергию. Хорошо задерживая нейтроны, вода плохо защищает от гамма-излучения. Свинец, наоборот, хорошо защищает от гамма-излучения, но плохо ослабляет поток нейтронов. Защита состоит из нескольких компонентов. Размеры и вес защиты зависят от конструкций и объемов, которые они окружают, и чем больше габариты реактора, тем больше размеры и вес защиты. Для ориентировочной оценки веса защиты в зависимости от диаметра реактора могут послужить данные по композитной защите из стали, свинца и воды для ВВРД ГОхР: Диаметр реакторам Вес защиты, Г 600 900 1200 1400 1500 |