В судовых установках с водяным теплоносителем наибольшее предпочтение отдается ЯЭУ с водо-водяными реакторами, работающими под давлением (ВВРД). Для предотвращения вскипания теплоносителя в активной зоне давление в первом контуре таких установок поддерживается в интервале от 10 до 20 МПа (100 ÷ 200 кгс/см2). Поддержание высокого давления в первом контуре позволяет достичь температуры теплоносителя на выходе из активной зоны 330 ÷ 350 °C, и параметров пара, вырабатываемого в парогенераторах = tпе 310 °C, = pпе 3,1 МПа. Схема ядерной энергетической установки с ВВРД показана на рис. 35.
Специфической для установки с ВВРД является система поддержания давления первого контура и компенсации тепловых расширений, состоящая из компенсаторов объема и баллонов газа высокого давления. Необходимое давление в системе первого контура поддерживается за счет давления инертного газа (азота, гелия) в газовых баллонах. Газ также создает инертную атмосферу над поверхностью воды в компенсаторе объема. При увеличении температуры первого контура за счет теплового расширения часть теплоносителя перетекает в компенсатор объема, при снижении температуры – поступает из компенсатора объема обратно в контур. Для предотвращения повышения давления теплоносителя выше допустимого и разрыва трубопроводов первого контура на компенсаторах объема устанавливаются предохранительные клапаны или устройства, перепускающие часть жидкости в специальные емкости через охлаждающие и барботирующие устройства.
Главный циркуляционный контур рассматриваемой ЯЭУ состоит из ядерного реактора, парогенераторов, циркуляционных насосов первого контура и трубопроводов. ЦНПК забирают воду из парогенератора и прокачивают ее через активную зону реактора, в которой теплота реакции деления передается теплоносителю. Из реактора нагретый теплоноситель поступает в парогенератор, в котором через трубную поверхность нагрева происходит передача теплоты от теплоносителя воде второго контура. В парогенераторе из воды второго контура образуется пар, подаваемый в главную турбину. Отработавший пар после главной турбины сбрасывается в главный конденсатор, конденсируется, и образовавшийся конденсат подается питательным насосом обратно в парогенератор.
Помимо главного циркуляционного контура в состав первого контура входят вспомогательные системы: система очистки теплоносителя и система расхолаживания реактора.
Система очистки теплоносителя предназначена для очистки воды первого контура от примесей, возникающих в результате эрозионных и коррозионных процессов. При прохождении через активную зону примеси, содержащиеся в теплоносителе, становятся радиоактивными. Для обеспечения очистки теплоносителя первого контура, некоторая часть воды пропускается через ионообменный фильтр. Так как ионообменные смолы, загружаемые в фильтр, могут работать только при температурах среды не выше 70 ÷ 80 °C, перед фильтром всегда устанавливается охладитель, прокачиваемый охлаждающей водой третьего контура.
Система расхолаживания обеспечивает отвод остаточных тепловыделений из активной зоны после остановки реактора. Расхолаживание реактора осуществляется:
- непосредственно после вывода ЯЭУ из действия – циркуляцией теплоносителя через парогенератор циркуляционным насосом первого контура, со сбросом образующегося в ПГ пара в главный конденсатор;
- при снижении тепловыделений в активной зоне – циркуляцией теплоносителя через парогенератор за счет работы ЦНПК со сбросом образующегося в ПГ пара на стояночный конденсатор;
- при дальнейшем снижении температуры активной зоны до полного остывания – за счет работы ЦНР прокачкой теплоносителя через холодильник фильтра первого контура.
Для определения загрязненности фильтра первого контура радиоактивными нуклидами производится периодический отбор проб воды до и после фильтра. Восполнение потери теплоносителя из-за отборов проб осуществляется с помощью системы подпитки первого контура из цистерны подпитки подпиточными насосами. Эти же насосы используются для восполнения потерь воды при небольшой течи первого контура.
При больших потерях теплоносителя (в аварийной обстановке) или разрыве трубопровода первого контура аварийное охлаждение активной зоны осуществляется с помощью насосов аварийной проливки.
Практически все ВВРД способны работать в режиме саморегулирования, при котором управление мощностью реактора осуществляется питательным клапаном, регулирующим расход питательной воды, подаваемой в парогенератор. Саморегулирование происходит за счет отрицательного температурного эффекта реактивности. Для обеспечения линейной зависимости расхода питательной воды от степени открытия питательного клапана используется регулятор, поддерживающий постоянный перепад давления на питательном клапане.
Таким образом, к основным особенностям ядерных энергетических установок с ВВРД относятся:
- использование воды в качестве теплоносителя первого контура и замедлителя нейтронов;
- высокое давление, поддерживаемое в первом контуре установки во избежание закипания теплоносителя в активной зоне реактора;
- наличие системы поддержания давления в первом контуре и компенсации тепловых расширений теплоносителя;
- необходимость использования толстостенных конструкций корпусов реактора, парогенераторов и других элементов и трубопроводов первого контура, способных выдерживать высокое давление, создаваемое и поддерживаемое в контуре установки в процессе ее работы;
- использование способности саморегулирования мощности реактора за счет отрицательного температурного эффекта реактивности.
- невысокие параметры генерируемого пара в цикле паротурбинной установки (Рпе = 2,9 ÷ 3,2 МПа; tпе = 260 ÷ 310 °C). ограниченные давлением и температурой теплоносителя первого контура;
Литература
Судовые энергетические установки. Комбинированные и ядерные установки. Болдырев О.Н. [2007]
