Системы ядерной энергетической установки обеспечивают безопасную и надежную работу реактора на всех эксплуатационных и технологических режимах, предотвращение развития аварии, обеспечение безопасности обслуживающего персонала при повседневном обслуживании и в нештатных ситуациях.

В состав различных типов ЯЭУ (ядерная энергетическая установка) входят как системы, выполняющие сходные функции, так и системы, учитывающие специфику каждого конкретного типа ядерной установки. В основном состав и структура построения систем ЯЭУ в значительной степени зависит от вида теплоносителя, типа реактора и главного двигателя, а также примененной компоновочной схемы установки.

Система 1 контура

Система 1 контура является основной системой любой ЯЭУ и предназначена для обеспечения теплосъема с активной зоны реактора и передачи теплоты рабочему телу 2 контура в двухконтурных установках, или передачи энергии в виде рабочего тела главному двигателю в одноконтурных установках. Принцип построения системы 1 контура, а также состав оборудования и механизмов зависят от типа установки: одноконтурная или многоконтурная схема ЯЭУ; вид используемого теплоносителя; конструкция реактора (кипящий или некипящий, используемый спектр нейтронов и т.д.) и от многих других факторов. Надежная работа активной зоны реактора возможна только тогда, когда обеспечивается точное соответствие между количеством выделившейся теплоты в ходе реакции деления и отведенной теплоты из активной зоны. При превышении количества выделенной теплоты над отведенной происходит перегрев элементов активной зоны реактора, который может привести к расплавлению ТВЭЛ, разрушению конструкций активной зоны и образованию локальной критической массы, приводящей к ядерному взрыву. Условие равенства выделенной в активной зоне и отведенной от нее теплоты должно выполняться не только в нормальных, но и в аварийных режимах работы ЯЭУ.

Подробнее системы 1 контура будут рассмотрены при изучении особенностей каждого конкретного типа ЯЭУ.

Система 2 контура

Система 2 контура используется только в двухконтурных (многоконтурных) установках и предназначена для восприятия теплоты, передаваемой рабочему телу от системы первого контура, и передачи этой теплоты главному двигателю. Рабочее тело системы 2 контура обычно является и теплоносителем. В ЯЭУ, использующих в качестве главного двигателя паровую турбину, рабочей средой 2 контура и теплоносителем является вода и водяной пар. В газотурбинных ЯЭУ в качестве рабочей среды 2 контура и теплоносителя используется газ (воздух, гелий, CO₂ и др.). Принципы построения системы второго контура, а также состав оборудования и механизмов зависят от типа и особенностей каждой конкретной ЯЭУ: типа главного двигателя, теплообменников или парогенераторов, и их компоновочной схемы. Более подробно системы 2 контура будут рассмотрены в составе каждого конкретного типа ЯЭУ.

Системы 3 и 4 контура

Система 3 контура предназначена для охлаждения элементов ядерной установки пресной водой. В дополнение к этому вода 3 контура используется как биологическая защита, снижающая воздействие нейтронного излучения на обслуживающий персонал.

Состав оборудования, подлежащий охлаждению при работе ЯЭУ, индивидуален для каждого типа установки. Обычно обязательному охлаждению подлежат: первичная биологическая защита, которая подвергается нагреву за счет энергии поглощаемых нейтронов и γ -квантов; теплообменники системы очистки теплоносителя; электроприводы циркуляционных насосов первого контура установки (ЦНПК); приводы стержней регулирования, управления и защиты; ионообменные фильтры системы 1 контура и другое оборудование. Рабочим телом системы 3 контура является пресная вода.

Система 4 контура предназначена для охлаждения воды 3 контура и некоторого оборудования ЯЭУ забортной водой.

Примерная схема систем 3 и 4 контура показана на рис. 31. Из бака свинцово-водной (железо-водной) защиты насосы третьего контура забирают воду, и подают ее в теплообменник 3 – 4 контуров для охлаждения. В нормальном режиме в работе находится 2 насоса, третий насос пускается автоматически в случае выхода из строя одного из работающих. Охлажденная в теплообменнике вода подается в раздающий коллектор системы третьего контура, откуда распределяется по потребителям. Охладив потребители, вода собирается в смесительном коллекторе. Для контроля за активностью воды третьего контура обычно после смесительного коллектора устанавливается датчик γ -активности. Для очистки воды третьего контура от продуктов коррозии и радиоактивных нуклидов между раздающим и смесительным коллекторами устанавливается ионообменный фильтр третьего контура, через который циркулирует часть воды контура. В баке СВЗ вода охлаждает нижнюю часть корпуса реактора (вокруг активной зоны) и одновременно является биологической защитой, снижающей уровень нейтронного излучения из активной зоны. Расширительный бак служит для компенсации температурных изменений объема воды третьего контура при ее нагреве. Расширительный бак располагается выше всего оборудования контура и реактора. В него же из бака СВЗ поступают продукты радиолиза воды 3 контура (гремучая смесь –H₂+O₂ ), образующиеся при воздействии на воду ионизирующих излучений. Удаление и нейтрализация гремучей смеси производится с помощью специальной системы, оборудованной печами дожигания водорода.

Забортная вода четвертого контура забирается через приемный кингстон, и после очистки в фильтре подается насосами в теплообменник. В теплообменнике она охлаждает пресную воду третьего контура и сливается за борт через отливной кингстон. Нормально в работе находятся два насоса четвертого контура из трех. Резервный насос пускается автоматически при выходе из строя одного из работающих или вручную. Часто при проектировании системы четвертого контура приемный и отливной кингстоны, а также трубопроводы и другое оборудование системы располагают таким образом, чтобы при скоростях хода 10 ÷ 12 узлов обеспечивался режим самопротока теплообменника забортной водой за счет энергии набегающего потока (движения судна) без включенных насосов четвертого контура.

Системы обеспечения безопасности ЯЭУ

Система расхолаживания предназначена для обеспечения теплосъема с активной зоны после нормальной и экстренной остановки реактора, а также в аварийных случаях. После остановки реактора в активной зоне в течение продолжительного периода времени продолжается выделение тепла. Если при этом не производить охлаждения активной зоны за счет прокачки через нее теплоносителя, возможно расплавление или разрушение элементов активной зоны. Расхолаживание реактора в первые несколько часов после остановки производится за счет работы циркуляционных насосов первого контура. После снижения интенсивности тепловыделений в активной зоне в работу включается специальная система расхолаживания, имеющая свой отдельный контур циркуляции теплоносителя и теплообменник для отвода тепла. В некоторых типах ЯЭУ дополнительно предусматриваются системы аварийного расхолаживания реактора. Схема построения системы расхолаживания зависит от вида теплоносителя, типа реактора и активной зоны, компоновочной схемы ЯЭУ.

Система аварийной проливки активной зоны предназначена для охлаждения активной зоны реактора в аварийных случаях, связанных с невозможностью его расхолаживания штатной системой (например, при разрыве трубопровода первого контура). В систему аварийной проливки обычно входят резервные емкости для хранения воды и насосы аварийной проливки активной зоны. Принцип построения системы также зависит от компоновочной схемы ЯЭУ и типа реактора.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора

Система управления и защиты реактора выполняет следующие функции:

• измерение и контроль нейтронной мощности реактора;
• измерение и контроль реактивности и периода удвоения мощности реактора;
• автоматический вывод реактора из подкритического состояния при пусках ЯЭУ;
• автоматическое регулирование мощности реактора;
• автоматическое ограничение и снижение мощности реактора в зависимости от уровня циркуляции теплоносителя и при неисправностях оборудования;
• автоматическое прекращение цепной реакции деления в аварийных ситуациях;
• дистанционное управление органами регулирования реактора и контроль их положения в активной зоне;
• вычисление тепловой мощности реактора;
• регулирование распределения энерговыделения по активной зоне реактора;
• выдачу на пульт управления аварийной, предупредительной и технологической сигнализации;
• обмен сигналами и информацией с другими системами регулирования ЯЭУ;
• контроль исправности устройств СУЗ, сигнализацию их неисправности и автоматическое включение резерва.

Для наилучшего удовлетворения требований, предъявляемых к системе управления и защиты, все органы и системы управления реактором делятся на три функциональные группы:

Система автоматического регулирования (АР) осуществляет изменение и поддержание мощности реактора как при ручном дистанционном, так и при автоматическом управлении. Эта система должна обеспечивать малые, но быстрые изменения реактивности, заданную точность поддержания мощности реактора и исключать недопустимое перерегулирование в переходных процессах.

Система компенсации запаса реактивности (КР) применяется для компенсации больших и медленных изменений реактивности. Эта система работает в комплексе с системой АР, обеспечивая постепенное высвобождение реактивности по мере выгорания ядерного топлива. Перемещение стержней компенсации реактивности производится при достижении регулирующим стержнем верхней зоны регулирования, после чего компенсирующая решетка поднимается на один шаг вверх, а регулирующий стержень опускается обратно в рабочее положение.

Система аварийной защиты (АЗ) обеспечивает экстренную остановку реактора путем быстрого введения в активную зону стержней поглотителей. Время введения органов АЗ в активную зону после возникновения аварийного сигнала обычно составляет 0,4 ÷ 0,6 сек. Система АЗ совместно с системами КР и АР должна обеспечивать аварийную остановку реактора и поддержание холодного разотравленного реактора в подкритическом состоянии в любом положении судна вплоть до его опрокидывания и затопления.

В соответствии с требованиями, предъявляемыми к системам управления ЯЭУ, системы АР и АЗ должны иметь не менее двух каналов измерения нейтронной мощности реактора и не менее двух каналов измерения скорости нарастания мощности (периода). Существует несколько способов измерения мощности реактора. Наиболее распространенным является способ, предусматривающий размещение детекторов нейтронного потока – ионизационных камер (ИК) – вокруг корпуса реактора с целью измерения средней плотности потока нейтронов утечки, пропорционального средней плотности потока нейтронов в активной зоне реактора. Сигналы от ионизационных камер обрабатываются и передаются в системы АР и АЗ.

Все сигналы, возникающие при отклонениях параметров реактора за допустимые пределы, и превышение которых может привести к аварии, делятся на две группы:

• сигналы первого рода (АЗ первого рода) – по которым должна производиться полная экстренная остановка реактора путем сброса стержней АЗ;
• сигналы второго рода – по которым должно осуществляться экстренное снижение мощности до некоторого безопасного предела путем ускоренного ввода стержней АР или КР (КС) (АЗ второго рода или режим быстрого снижения мощности – БСМ).

Необходимость использования сигналов АЗ второго рода определяется тем, что каждый случай срабатывания АЗ первого рода, приводящий к полной остановке реактора, неблагоприятно влияет на конструктивные элементы активной зоны и может создать потенциальную угрозу самому судну (например, срабатывание АЗ при проходе узкостей). В то же время, в большинстве случаев для предотвращения аварии достаточно произвести быстрое снижение мощности по специальной программе без сброса стержней АЗ.

Принципиальная схема управления для одного из типов судовых ЯЭУ показана на рис. 32. Управление работой установки осуществляется регулированием следующих основных процессов: тепловыделения в активной зоне реактора; теплопередачи между теплоносителем и рабочим телом в парогенераторе; подачи пара на главную турбину в соответствии с требуемым режимом хода судна.

В ВВРД, обладающих отрицательным температурным коэффициентом реактивности, снижение средней температуры теплоносителя в активной зоне можно использовать для небольших изменений тепловой мощности реактора без воздействия на регулирующие органы. Так, увеличение отбора тепловой энергии в парогенераторе приводит к снижению температуры Т₁ и, следовательно, уменьшению Т_СР . Вследствие этого возрастает реактивность реактора, увеличивая его мощность. Это вызывает повышение температуры теплоносителя на выходе из реактора Т₂ и последующее повышение Т_СР. В конечном итоге восстанавливается первоначальное значение Т_СР, но уже при большем значении тепловой мощности, равной новой тепловой мощности парогенератора. Более значительные изменения мощности достигаются воздействием на стержни автоматических регуляторов. У судовой ЯЭУ маневренность должна быть не хуже, чем у установок, работающих на органическом топливе. Однако из-за наличия больших масс теплоносителя и металла, ядерные реакторы обладают значительной тепловой инерцией, не позволяющей быстро изменять паропроизводительность ПГ. Поэтому при изменениях мощности главной турбины возникает дисбаланс между расходом пара, потребляемым турбиной, и паропроизводительностью ПГ. Для увеличения маневренных характеристик ЯЭУ реактор всегда производит большее количество пара, чем нужно для обеспечения требуемой мощности паровой турбины. Излишек пара (запас по паропроизводительности) сбрасывается в главный конденсатор через дроссельно-увлажнительное устройство, в котором происходит снижение давления пара и его температуры за счет впрыскивания в пар некоторого количества питательной воды. Наличие ДУУ позволяет сохранять постоянной мощность ядерного реактора при маневрировании судна, создавая более простые и легкие условия работы элементов активной зоны, но в ущерб экономичности установки.

Литература

Судовые энергетические установки. Комбинированные и ядерные установки. Болдырев О.Н. [2007]

• Схема дизельной установки: механизмы и устройства
• Требования к судовым дизелям: конструкции деталей
• Дейдвудное устройство: подшипники, трубы, сальник
• Системы дизельных энергетических установок
• Конструкция основных элементов паровых турбин