Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ, МОЛОДІ ТА СПОРТУ УКРАЇНИ
Національний університет кораблебудування
імені адмірала Макарова
Херсонська філія
Кафедра суднового
машинобудування
та енергетики
Практичні заняття
з курсу: «Проектування ЯППУ»
Розробив: ст.. гр.. 5217
Зайченко К.В.
Перевірив: к.т.н., доцент
Горячкін В.Ю.
Херсон 2011
Ядерное топливо. К ядерным топливам относят уран-235 (U235), плутоний-239 (Рu239) и уран-233 (U233). Из перечисленных трех элементов U235 является естественным топливом, а Рu239 и U233 получают искусственным путем из соответствующего ядерного сырья — урана-238 (U238) и тория-232 (Тh232).
В природе металлический уран получают из руды. Природный уран состоит из 99,28 % изотопа U238, который не является топливом, и 0,72 % собственного ядерного топлива U235. Иными словами, природный уран содержит весьма малое количество топлива. При необходимости повышения концентрации ядерного топлива природный уран искусственно обогащают изотопом U235. Такой уран называют обогащенным.
Добываемый непосредственно из руды металлический уран обладает рядом существенных недостатков. Он имеет относительно низкую температуру плавления (1129° С) и температуру аллотропического перехода из α-фазы в β-фазу (665°С), изменяет структуру, форму и размеры при радиационном, облучении и периодических изменениях температуры. Поэтому в качестве ядерного топлива чаще всего используют не металлический уран, а его сплавы и окислы. Широкое распространение получили сплавы и окислы в керамическом исполнении (керамическое ядерное топливо), такие, как двуокись урана UO2, монокарбид урана UС, мононитрид урана UN и др. Керамические ядерные топлива обладают высоким постоянством форм и размеров при высоких температурах и радиационном облучении, они лучше сопротивляются коррозионному воздействию, у них отсутствуют фазовые превращения при низких температурах. Температура плавления керамических топлив весьма высока (например, температура плавления UO2 равна 2800°С, а UС — 2350°С). К недостаткам керамических топлив относят их хрупкость и низкую теплопроводность (особенно UO2).
Цепная реакция деления. Выделение ядерной энергии связано со взаимодействием между ядрами топлива и нейтронами. Нейтрон, сталкиваясь с ядром, либо отскакивает (упругое рассеивание), либо поглощается, и при этом образуется новое ядро с избыточной энергией. Именно поэтому вновь образованное ядро неустойчиво и распадается по одному из следующих способов:
— ядро испускает γ-лучи (радиационный захват);
ядро выбрасывает нейтрон (неупругое рассеивание);
ядро выбрасывает протон или α-частицу (ядерное превращение);
ядро делится (расщепление).
Из перечисленных способов только последний — расщепление ядра — сопровождается выделением большого количества тепловой энергии. То, что это количество действительно велико, убедительно доказывает сравнение энергоемкостей ядерного и органического топлив. Например, при полном расщеплении 1 кг U235 выделяется 79,6·109 кДж, а при полном сгорании 1 кг мазута— 39,8·103 кДж.
Поэтому по энергоемкости 1 кг ядерного топлива эквивалентен кг мазута. Принципиально важно то обстоятельство, что реакция деления ядер сопровождается испусканием нейтронов. Например, при делении одного ядра U235 испускается в среднем 2,47 нейтрона.
Таким образом, один нейтрон расщепляет ядро, и в результате испускаются другие нейтроны, которые в свою очередь взаимодействуют с ядрами топлива и других элементов. Не все эти нейтроны расщепляют ядра, часть из них безвозвратно теряется в результате утечки и поглощения конструкционными и другими материалами, а также ядрами топлива. Но если, по крайней мере, один из испускаемых нейтронов вызывает расщепление ядра топлива, то процесс деления ядер становится самоподдерживающимся: наступает незатухающая цепная реакция деления.
Возможность возникновения и продолжения цепной реакции характеризуется величиной эффективного коэффициента размножения, который представляет собой отношение количества возникающих и погибающих нейтронов.
Поглощением здесь назван процесс захвата нейтронов как с делением, так и без деления ядер топлива.
При k>1 рождение нейтронов превышает их захват и утечку, поэтому цепная реакция возрастает (системы с к>>1 предназначены для взрыва). При к=1 цепная реакция протекает на неизменном уровне (реакторы), и при к<1 цепная реакция либо затухает, либо вовсе не начинается.
Часть объема реактора, в котором совместно с другими материалами размещают ядерное топливо, называют активной зоной. Минимальный размер активной зоны, в которой можно осуществить цепную реакцию деления, называют критическим. Так же называют соответствующую массу делящегося материала в активной зоне.
Замедление нейтронов. Вероятность расщепления ядра топлива зависит от энергии нейтрона. Эта вероятность увеличивается в сотни раз в случае, если энергия нейтрона не превышает тепловой энергии движения, т. е. если E < 32·10-19 Дж. Средняя же энергия испускаемых нейтронов составляет Ecp = 0,32·10-12 Дж (нейтроны с такой энергией называют быстрыми). Поэтому возникает необходимость замедлить нейтроны или, иными словами, уменьшить их энергию до тепловой и тем самым облегчить захват нейтронов ядрами топлива.
Эту функцию выполняет замедлитель, размещаемый совместно с топливом в активной зоне реактора. Чаще всего в качестве замедлителя используют вещества с большой ядерной плотностью и малым атомным весом (например, легкую — природную — или тяжелую воду, графит или бериллий).
Реакторы, в которых основная доля делений ядер приходится на нейтроны, замедленные до тепловой энергии, называют тепловыми реакторами. Существуют так же промежуточные и быстрые реакторы, названные так по величине энергии нейтронов, расщепляющих ядра топлива.
Охлаждение активной зоны. Во избежание чрезмерного нагрева активной зоны реактора ее приходится интенсивно охлаждать. При этом теплота отводится за пределы реактора и ис пользуется в тепловом двигателе. Задачу отвода теплоты выполняет теплоноситель, прокачиваемый через активную зону насосом или газодувкой. Как и любой материал активной зоны, теплоноситель не должен чрезмерно поглощать нейтроны. В качестве теплоносителей используют жидкости и газы. Иногда функции теплоносителя и замедлителя выполняет одна и та же жидкость, например вода.
Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Размеры активной зоны невелики, а для отвода тепловой энергии требуется большая поверхность теплообмена. Отвод теплоты облегчается путем деления всей массы ядерного топлива на множество элементов с малым поперечным сечением, которые называют ТВЭЛами. Именно такая форма топлива обеспечивает наибольшую "охлаждаемую поверхность, отнесенную к единице объема или массы делящегося вещества:
ТВЭЛы омываются теплоносителем, однако прямой контакт теплоносителя с ядерным топливом нежелателен. При непосредственном контакте в теплоноситель попадают радиоактивные продукты ядерного деления (осколки ядер), которые вместе с теплоносителем распространяются по всему контуру. Во избежание этого ТВЭЛы покрывают плотной металлической оболочкой. Оболочка, кроме того, предохраняет ядерное топливо от коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя, а также придает ему прочность и жесткость. И все же ТВЭЛы представляют собой непрочную конструкцию, в связи, с чем возникают трудности при их креплении в активной зоне реактора. Обычно ТВЭЛы размещают и крепят в более прочных кассетах (по несколько ТВЭЛов в каждой кассете), а кассеты, в свою очередь, крепят в активной зоне.
Реакторы, в которых ядерное топливо используется в виде твердых стержней различной формы (ТВЭЛов), называются гетерогенными. В отличие от гетерогенных существуют также гомогенные реакторы, в которых ядерное топливо представляет собой жидкий раствор солей урана или газообразные соединения урана.
Рассмотрим изображенную на рис. 2.1 принципиальную схему ЯЭУ. В реакторе 1 размещены тепловыделяющие элементы, которые омываются теплоносителем. Теплоноситель воспринимает теплоту от ТВЭЛов, нагревается и поступает в парогенератор 4. В парогенераторе теплоноситель отдает теплоту, охлаждается, и далее с помощью главного циркуляционного насоса 9 вновь поступает в реактор.
Рис. 2.1. Принципиальная схема судовой ядерной энергетической установки (ЯЭУ)
Во время работы ЯЭУ средняя температура теплоносителя, а, следовательно, и его объем могут изменяться. Так как контур, в котором движется теплоноситель, замкнут, то изменение объема теплоносителя может привести к изменению его давления. Особенно резко будет изменяться давление, если в качестве теплоносителя применяется практически несжимаемая жидкость. Чтобы этого не произошло, контур, в котором движется теплоноситель, соединяется с сосудом 2, называемым компенсатором объема. Нижняя часть компенсатора объема заполнена теплоносителем, а верхняя — газом или паром, давление которых поддерживается постоянным. Компенсация изменений объема теплоносителя осуществляется за счет изменения его уровня в компенсаторе объема.
Несмотря на высокую чистоту теплоносителя, в нем все же находятся растворенные соли и газы, а также продукты коррозии и эрозии. Эти загрязняющие примеси проходят вместе с теплоносителем активную зону реактора и становятся радиоактивными. Часть примесей может осаждаться на оболочках ТВЭЛов, что приведет к повышению их температуры.
Для очистки теплоносителя от загрязняющих примесей и снижения уровня радиоактивности в схеме ЯЭУ предусмотрены механические и ионообменные фильтры 3. Ионообменные фильтры наполнены анионитовыми и катионитовыми
смолами, которые могут нормально функционировать при относительно низкой температуре. Поэтому перед фильтрами установлен холодильник 10, предназначенный для охлаждения теплоносителя. Расход теплоносителя через фильтры составляет доли процента общего расхода через контур.
Восполнение возможных утечек теплоносителя производится насосом 11 из емкости 12.
Реактор, компенсатор объема, фильтры, холодильник, главный циркуляционный насос, а также соединяющие их трубопроводы с арматурой называют первым контуром. Среду, циркулирующую в этом контуре, называют теплоносителем первого контура или просто теплоносителем. Элементы парогенератора, соприкасающиеся с теплоносителем, также относят к первому контуру.
В парогенераторе теплоноситель отдает теплоту, которая передается через стенки поверхности нагрева воде и пару. Питательная вода поступает в парогенератор с помощью насоса 8. Эта вода по мере движения в парогенераторе кипит и превращается в пар, который затем поступает в главную турбину 5 и вспомогательные механизмы.
Турбина через редуктор вращает гребной винт 6. Отработавший пар из главной турбины и вспомогательных механизмов поступает в конденсатор 7 и конденсируется на трубах, внутри которых прокачивается охлаждающая вода. Образовавшийся конденсат с помощью насосов вновь подается в парогенератор.
Турбину, конденсатор, питательный насос и другие, не показанные на рисунке механизмы и аппараты, а также соединяющие их трубопроводы с арматурой принято называть вторым контуром. Циркулирующую в нем воду и пар называют рабочей средой или рабочим телом. Поверхность парогенератора, соприкасающуюся с рабочей средой, относят ко второму контуру.
Реактор и парогенераторы (один реактор работает совместно с двумя и более парогенераторами; на рис. 2.1 показана лишь одна ветвь) со всеми обслуживающими их механизмами и аппаратами называют паропроизводительной установкой (ППУ). ППУ размещают в необитаемом отсеке судна, изолируя его от смежных отсеков биологической защитой.
Совокупность паротурбинной и паропроизводительной установок называют ЯЭУ.
Если в ЯЭУ в качестве теплоносителя используют природную воду высокого давления, то реакторы таких установок называют водо-водяными с водой под давлением (ВВРД). Собственно для этих реакторов вода является не только теплоносителем, но и замедлителем нейтронов (отсюда и двойное название «водо-водяной», так как вода выполняет две функции).
В отличие от ВВРД, в которых вода не кипит, в кипящих реакторах (ВВРК) часть теплоносителя — воды превращается в пар. Этот пар после отделения от влаги может направляться либо непосредственно в главную турбину (ЯЭУ в этом случае называют одноконтурной), либо в парогенератор, в котором конденсируется, отдавая теплоту рабочему телу (двухконтурная ЯЭУ с реактором кипящего типа).
По количеству контуров, связывающих реактор с главной турбиной, ЯЭУ могут быть одно-, двух- (см. рис. 2.1) и трехконтурными. В одноконтурных установках теплоноситель первого контура является одновременно и рабочим телом. Эти установки проще, компактнее, однако имеют существенный недостаток, заключающийся в том, что вследствие радиоактивности рабочего тела доступ в турбинный отсек становится либо вообще невозможным, либо жестко ограниченным.
В трехконтурных ЯЭУ теплоноситель первого контура передает теплоту в промежуточном теплообменнике теплоносителю второго контура, а последний — в парогенераторе рабочему телу.
Использование ядерного топлива в судовой энергетике весьма перспективно, так как ЯЭУ имеют ряд преимуществ по сравне нию с обычными энергетическими установками. Преимуществами ЯЭУ являются:
высокая концентрация энергии в ядерном топливе, позволяющая исключить его запас на борту судна;
редкая смена активной зоны реактора, которая производится через 2—4 года, в то время как запасы органического топлива приходится пополнять через несколько недель;
возможность работы установки без связи с окружающей средой (атмосферой), так как для работы ЯЭУ не требуется кислород и при ее работе не выделяются отработавшие газы;
обеспечение большей по сравнению с обычными установками скорости движения судна и практически неограниченной дальности и автономности плавания.
Применение ЯЭУ на судах имеет также и отрицательные стороны, а именно:
работа реактора сопровождается вредными для людей излучениями, что требует установки громоздкой и тяжелой биологической защиты;
аварии ЯЭУ могут привести к тяжелым последствиям (облучение людей, заражение акваторий и др.);
маневренные качества ЯЭУ ниже в сравнении с обычными установками;
стоимость ЯЭУ выше, чем обычных установок;
удельные массовые характеристики судовых ЯЭУ в несколько раз превышают характеристики обычных установок.
Однако при оценке перспектив использования ЯЭУ на судах решающее значение имеет тот факт, что суда с ЯЭУ обладают преимуществами, которые практически невозможно достичь с помощью обычных установок. Речь идет о таких важнейших характеристиках, как скорость, дальность и автономность плавления, а также о возможности работы ЯЭУ без связи с окружающей средой.
Требования, предъявляемые к теплоносителям. Теплоносители предназначены для отвода теплоты из активной зоны реактора и передаче его в парогенераторе рабочему телу. Теплоносители должны обладать:
высокими теплопередающими свойствами, при которых обеспечиваются хорошее охлаждение оболочек ТВЭЛов в реакторе и малые габариты поверхности нагрева в парогенераторе;
высокими значениями плотности и удельной теплоемкости; чем выше плотность и теплоемкость, тем большей энергией при данной температуре обладает единица объема теплоносителя и тем меньше требуется массовый расход теплоносителя и затрачиваемая мощность на его перекачку;
высокой температурой кипения; чем выше температура кипения, тем ниже давление в первом контуре, которое необходимо поддерживать для предотвращения закипания теплоносителя;
низкой температурой плавления; при температуре плавления выше 15—20°С необходимо иметь специальную систему для подогрева и расплавления теплоносителя перед пуском установки;
— .малой коррозионной активностью, низкой стоимостью и
безопасностью в эксплуатации.
В качестве теплоносителей используют жидкости и. газы. К жидким теплоносителям относят воду, расплавленные металлы и органические вещества.
Водные теплоносители. Вода как теплоноситель получила самое широкое распространение. Она обладает хорошими теплопередающими свойствами (в этом отношении уступает только жидким металлам); высокой плотностью, малой вязкостью, низкой стоимостью, безопасна в обращении, приобретает умеренную наведенную радиоактивность. К недостаткам воды относят высокую коррозионную активность и низкую температуру кипения.
Из-за высокой коррозионной активности воды элементы первого контура приходится изготавливать из дорогостоящих материалов.
Низкая температура кипения воды приводит к необходимости поддерживать весьма высокое давление в первом контуре: до 15—20 МПа. Но даже при таких высоких давлениях воды параметры рабочего пара во втором контуре получаются относительно низкими, а, следовательно, низок и к. п. д. всей установки.
Жидкометаллические теплоносители. В качестве теплоносителей могут применяться металлы, имеющие относительно низкую температуру плавления. К таким металлам относят натрий, калий, сплав натрия с калием, ртуть, литий, свинец, висмут, сплав свинца с висмутом, олово.
Высокие теплопередающие свойства и высокая температура кипения жидких металлов позволяют нагревать их в реакторе до высоких температур при низком давлении в первом контуре. Поэтому параметры рабочего пара по сравнению, например, с параметрами при водном теплоносителе получают более высокими, что благоприятно сказывается на величине к. п. д. установки.
За рубежом в стационарной энергетике наибольшее применение получили щелочные металлы: натрий, имеющий температуру плавления 97,7 °С, и сплав натрия с калием, температура плавления которого ниже нуля (—11°С). К недостаткам этих металлов относят их высокую химическую активность при контакте с рабочим телом — водой и паром. При контакте с рабочим телом щелочные металлы вступают в химическую реакцию, в результате которой выделяются значительное количество теплоты и горючий газ — водород. А это, в свою очередь, может привести к локальному взрыву и пожару. Поэтому в парогенераторах, в которых теплоносителем служат щелочные металлы, применяют специальные меры для предотвращения даже случайного контакта между теплоносителем и рабочим телом.
Щелочные металлы обладают еще одним недостатком: проходя через активную зону реактора, они сами становятся радиоактивными, причем эта наведенная радиоактивность имеет относительно большой период полураспада. Например, период полураспада радиоактивного натрия составляет около 15 ч. Это означает, что после выведения установки из действия осмотр и ремонт оборудования первого контура невозможны в течение нескольких суток.
ЯЭУ со щелочными металлами выполняют, как правило, трехконтурными, при этом парогенератор устанавливают в обитаемом помещении для возможности его ремонта. Применительно к судовым ЯЭУ использование трехконтурных установок нежелательно из-за увеличения массы и габаритов.
Для двухконтурных ЯЭУ более пригодны те металлы, которые химически не взаимодействуют с рабочим телом. Например, свинец, сплав свинца с висмутом и особенно литий, который в наибольшей степени отвечает требованиям, предъявляемым к теплоносителям. К недостаткам этих металлов относят их высокую температуру плавления (литий— 179°С, свинец — 327°С). Кроме того, применение лития связано с трудностями подбора конструкционных материалов, коррозионно-стойких в среде расплавленного лития.
Органические теплоносители. В качестве органических теплоносителей применяют углеводородистые соединения, такие, как дефенил, трифенил, моноизопропилдифенил и др. Эти соединения имеют высокую, по сравнению с водой, температуру кипения и, следовательно, могут быть нагреты до более высокой температуры при относительно низком давлении в первом контуре. Чистые органические теплоносители не активируются, обладают незначительной коррозионной активностью, нетоксичны.
К недостаткам органических теплоносителей относят низкие по сравнению с водой и расплавленными металлами теплопередающие свойства, что неблагоприятно сказывается на массе и габаритах установки. Кроме того, на перекачку органического теплоносителя затрачивается относительно большая мощность.
Однако главным недостатком органических теплоносителей является их способность к полимеризации под воздействием нейтронного и гамма-излучения. Поэтому при использовании органического теплоносителя нужно иметь специальную систему для его очистки и цистерны для запасов теплоносителя и хранения продуктов полимеризации.
Газовые теплоносители. Газовые теплоносители можно нагревать до высокой температуры при атмосферном давлении, они обладают малой коррозионной активностью, приобретают слабую наведенную радиоактивность, безопасны в обращении.
Существенными недостатками газовых теплоносителей являются их плохие теплопередающие свойства и низкие значения массовой плотности и теплоемкости. Вследствие этих недостатков ЯЭУ с газовыми теплоносителями получаются тяжелыми и громоздкими, при этом значительная часть мощности установки затрачивается на перекачку газов по контуру.
Из сказанного следует, что ЯЭУ с газовыми теплоносителями могут найти применение на таких судах, для которых главную роль играет экономичность, а масса и габариты имеют второстепенное значение.
Из газовых теплоносителей наиболее подходящими являются азот, углекислый газ и гелий.
5 Назначение и классификация парогенераторов
Парогенератор представляет собой теплообменный аппарат, в котором осуществляется передача тепловой энергии от теплоносителя к рабочему телу. В схеме ЯЭУ парогенератор связывает первый и второй контуры, поэтому он выполняет исключительно ответственную роль.
Действительно, поверхность нагрева парогенератора служит границей, отделяющей радиоактивный теплоноситель от рабочего тела. Поэтому конструкция парогенератора должна быть абсолютно герметичной во избежание попадания радиоактивного теплоносителя в рабочее тело и далее в обитаемый отсек паротурбинной установки. Ответственная роль парогенератора велика еще и потому, что он размещен в необитаемом отсеке (имеется в виду двухконтурная ЯЭУ). Следовательно, ремонт парогенератора во время работы установки практически невозможен.
Парогенераторы классифицируют по виду теплоносителя, принципу движения рабочего тела, конструктивному оформлению я другим признакам.
К отличительным конструктивным признакам относят:
— расположение корпуса парогенератора: вертикальное или горизонтальное;
— форму теплопередающих труб: прямотрубная, U-образная, змеевиковая;
— размещение экономайзера и пароперегревателя (если они есть): встроенные в корпус парогенератора или размещенные в специальных корпусах.
По принципу движения рабочего тела в парообразующей поверхности нагрева парогенераторы могут быть с естественной циркуляцией, с принудительной циркуляцией и прямоточные. В парогенераторах с естественной циркуляцией рабочее тело движется, как правило, в межтрубном пространстве. В парогенераторах с принудительной циркуляцией и прямоточных рабочее тело может двигаться как в трубах, так и в межтрубном пространстве.
Циркуляция теплоносителя в первом контуре осуществляется как правило, принудительным способом.
Активная зона имеет форму, близкую цилиндру, с эквивалентными высотой 3,55 м и диаметром 3,12 м. В ней находятся основные материалы реактора, ядерное топливо и замедлитель нейтронов и протекает цепная самоподдерживающая реакция деления.
Зона набирается из 151 кассеты (сборок тепловыделяющих элементов) (рис. 6.1). Форма кассеты - шестигранная призма с размером шестигранника под ключ 238 мм. Кожух кассеты выполнен из сплава циркония с ниобием толщиной 1,5 мм. В каждой кассете заключен 331 стержень, из которых на ТВЭЛы приходится 318,12 используются как направляющие для перемещения органов системы управления и защиты (СУЗ), один - для размещения детектора энерговыделения или температуры. Общая высота кассеты 4,66 м. В активной зоне кассеты устанавливаются с зазором 1,5 мм. Тепловыделяющие элементы применяются стержневого типа (рис. 6.1). В качестве ядерного топлива служит двуокись урана (1Юг) с обогащением 3,3% . Топливо применяется в виде таблеток диаметром 7,55 мм. Оболочка ТВЭЛов изготовлена из сплава циркония с ниобием толщиной 0,65 мм. Наружный диаметр ТВЭЛоВ 9,1 мм, длина 3,8 м, активная длина 3,55 м. ТВЭЛы в кассете расположены по треугольной решетке с шагом 12,75 мм.
Двуокись урана - керамическое топливо, которое обладает рядом преимуществ: стабильна под облучением температур близких к температуре плавления, химически устойчива по отношению к воде,
пару.
Применение оболочки из сплава цинка с ниобием объясняется малым сечением поглощения тепловых нейтронов у циркония (0,18 бар), а коррозионная стойкость и жаропрочность обеспечивается
ниобием.
Большая длина при малом диаметре ТВЭЛов применена с целью увеличить отношение поверхности к
объему, и соответственно уменьшить их теплонапряженность.
Требованиям надежности отвечают ТВЭЛы стержневого типа, кроме этого по сравнению с ТВЭЛами более сложной формы их изготовление экономически выгодней.
Рис. 6.1. Конструкция тепловыделяющего элемента:
1 - нижний хвостовик; 2 - ТВЭЛ; 3 -кожух кассеты; 4 - направляющие каналы для органов регулирования; 5 - штанга приводов органов управления; 6 - защитная труба; 7 - верхний хвостовик; 8 - регулирующие стержни (кластеры); 9 - подпружиненные штыри
В активной зоне гетерогенного реактора ядерное топливо заключено в герметичную оболочку. Конструкция, состоящая из ядерного топлива, оболочки и концевых частей, называется тепловыделяющим элементом. Его оболочка представляет собой тонкостенную трубку, внутри которой находится топливный сердечник. С торцов она заглушена пробками, которые заканчиваются наконечниками. Верхний и нижний наконечники служат для закрепления ТВЭЛов и дистанционирования их в кассете. Топливный сердечник заполняет активный объем ТВЭЛа. Здесь происходит реакция деления ядер топлива UO2.
Рис. 6.2. Стержневой ТВЭЛ
1 - наконечник нижний; 2 - оболочка; 3 - топливный сердечник; 4 — газовая полость (компенсационный объем); 5 - наконечник верхний; 6 - дистанционирующий элемент (звездочка)
Водо-водяной реактор является наиболее распространенным типом благодаря небольшим габаритам активной зоны и реактора в целом, высокой надежности и безопасности, обработанности технологии изготовления их отдельных элементов, простоте эксплуатации. Реактор гетерогенный, т.к. ядерное топливо используется в виде блоков, расположенных среди замедлителя и составляющих правильную (треугольную) решетку.
В водо-водяных реакторах вода выполняет функции замедлителя и теплоносителя. Нижеприведенные принципы реализованы в конструкции реактора ВВРД, представленного на рис. 7.1:
- вход и выход теплоносителя из реактора осуществляется выше активной зоны, что позволяет выполнить его нижнюю часть наиболее прочной, не ослабленной отверстиями и патрубками. В случае разрыва главного циркуляционного трубопровода и утечки теплоносителя не произойдет аварийного осушения активной зоны;
схема реактора с однозаходным характером движения теплоносителя в активной зоне снизу вверх конструктивно проще по сравнению с двухфазной, имеет меньшие гидравлические сопротивления, что облегчает охлаждение тепловыделяющих элементов в режиме естественной циркуляции;
органы системы управления и защиты оборудования для контроля за работой реактора располагаются в его верхней части. Этим достигается удобство эксплутационного обслуживания и ремонта.
Тепловая мощность реактора составляет 3000 МВт. Во втором контуре генерируется рабочее тело с параметрами: температура насыщенного пара 274 °С, давление 6,0 кПа. КПД установки достигает 31,7%.
Реактор состоит из следующих основных узлов: корпуса, корзины активной зоны и тепловых экранов активной зоны, блока защитных труб, крышки (верхнего блока).
Корпус реактора выполнен в виде вертикального цилиндра и состоит из фланца, двух обечаек зоны патрубков, обечайки активной зоны и эллиптического днища. Обечайки сваривают между собой кольцевой сборкой. Во фланце корпуса выполнены резьбовые отверстия под установку шпилек для уплотнения главного разъема. Высота корпуса 11 м, диаметр - 4,5 м. Материал корпуса - низколегированная хромомолибдено-ванадивая сталь 15Х2НМФА.
Толщина стенки корпуса в цилиндрической части 190 м, в районе патрубков - 210 мм. Изнутри корпус имеет плакировку из нержавеющей стали толщиной 8 мм. Материал наплавки — сталь аустенитного класса типа 0Х18Н10Т. Рабочее давление в корпусе 16 МПа, расчетное Заиление - 18 МПа, давление газоиспытаний 25 МПа.
Рис. 7.1. Общий вид реактора
1 - чехлы приводов органов регулирования; 2 - крышка реактора; 3 - узел уплотнения глазного разъема; 4 -блок защитных труб; 5 - корзина активной зоны; 6 - патрубок выхода теплоносителя; 7 – разделительное кольцо; 8 — патрубок теплоносителя; 9 - опорный бурт; 10 -корпус реактора; 11 - тепловые экраны; 12 - активная зона; 13 - опорная конструкция кассет
Корзина активной зоны является несущей конструкцией внутрикорпусных элементов, гласным из которых является несущей конструкцией внутрикорпусных элементов, главным из которых являются кассеты, а также служит для разделения опускного (входного) и подъемного потоков теплоносителя. Корзина представляет собой вертикальный цилиндр со специфическим перфорированным днищем (рис. 7.1). Опорным буртом корзина устанавливается на внутреннюю проточку во фланце корпуса. Для фиксации корзины и предотвращения вибрации в продольном направлении между торцами фланцев опорного бурта и крышки расположен упругий трубчатый элемент.
В днище корзины установлены опорные перфорированные трубы (стаканы), которые образуют опорную конструкцию. Верхняя часть стаканов выполнена в виде шестигранных призм с отверстиями, в которых устанавливаются хвостовики кассет, нижняя часть перфорирована отверстиями и служит своеобразным фильтром твердых частиц и дросселем, регулирующим расход теплоносителя через кассеты по радиусу активной зоны.
В районе опорной конструкции по ее периметру расположено граненое кольцо, на которое устанавливаются тепловые экраны, изготовленные, как и корзина активной зоны, из аустенитной нержавеющей стали 08Х18Н10Т.
Рис. 7.2. Корзина активной зоны
1 - опорный бурт; 2 -упорный пояс; 3 - шпоночный паз; 4 - решетка; 5 - опорная конструкция кассет
В реакторе применяется кластерная система регулирования. Кластер представляет собой пучок стержней поглотителей, регулярно размещенных в кассете (рисунок 6.1). Материал оболочки стержня нержавеющая сталь, диаметр сердечника 7 мм, материал сердечника — окись европия в матрице из алюминиевого сплава, размеры оболочки 8,2х0,6мм.
В качестве системы компенсации избыточной реактивности применяется жидкостный поглотитель - борная кислота (Н3ВО3). Концентрация расширенной в воде борной кислоты меняется в процессе работы. Эта система применяется как дополнение к системе с твердыми поглотителями.
Конструкции кассет. Кассета представляет собой тепловыделяющую сборку (ТВС), состоящую из пучка ТВЭЛов, кожуха, верхнего и нижнего хвостовиков. Основным назначением кассеты является закрепление и дистанционирование ТВЭЛов, которые размещаются в ней с малыми зазорами. В поперечном сечении ТВЭЛы располагаются в треугольной (рис. 6.1) решетке относительно оси кассеты. Определенный шаг обеспечивается жестким закреплением ТВЭЛов в кассете. Одним наконечником ТВЭЛы крепятся в верхней решетке. В отверстия нижней решетки наконечники ТВЭЛов входят свободно для обеспечения компенсации и температурных расширений. Верхняя и нижняя решетки кассеты должны иметь достаточные проходные сечения для теплоносителя, чтобы обеспечить равномерное поступление теплоносителя внутрь кассеты и выход из нее, а также минимальные гидравлические сопротивления. Заданный шаг ТВЭЛов поддерживается с помощью дистанционирующих решеток, которые располагаются в нескольких сечениях по высоте кассеты. В верхней части кассеты располагается хвостовик, конструкция которого позволяет производить ее захват специальным устройством для дистанционной перегрузки.
Нижний хвостовик служит для установки и фиксации кассеты в нижней опорной. Над активной зоной реактора расположен блок защитных труб (БЗТ), который служит для дистанционирования кассет активной зоны, удержания кассет от всплытия из-за перепада давления в активной зоне, а также защиты регулирующих органов и штанг приводов СУЗ от гидродинамического воздействия потока теплоносителя, совершающего поворот на 90° к выходным патрубкам реактора (рис. 7.3). Блок защитных труб устанавливается в корпус реактора так, что его нижняя плита прижимает кассеты через подпружиненные штыри (рис 6.1), находящиеся в головке. Перемещение БЗТ В Вертикальном направлении удерживается крышкой реактора, которая ложится на его упорный бурт. Уплотнение главного разъема осуществляется с помощью двух трубчатых прокладок, прижимаемых фланцем крышки к фланцу корпуса реактора (рис. 7.4). Узел уплотнения состоит из промежуточного кольца, выполненного из девяти секторов, комплекта трубчатых прокладок уплотнения, шпилек М170, шайб вогнутых и выпуклых. На крышке реактора установлено 109 патрубков, к фланцам которых крепятся корпуса приводов СУЗ, датчиков ТК и контроля ЭВ. К крышке крепится каркас и другое оборудование. Весь этот узел носит название верхнего блока.
Рис. 7.3. Блок защитных труб
1 - патрубки датчиков температурного контроля (ТК) и энерговыделения; 2 – ловитель; 3 - верхняя плита – защитная труба; 5 - нижняя плита; 6 - канал датчиков ТК и ЗВ
Рис. 7.4. Узел уплотнения разъема реактора
1 - корзина активной зоны; 2 - блок защитных труб; 3 - трубчатые уплотнительные прокладки; 4-крышка реактора; 5 – гайка; 6 - шайба вогнутая; 7 - шайба выпуклая; 8 - кольцо промежуточное; 9 - шпилька; 10- корпус реактора; 11- упругий трубчатый элемент; 12 - плакировка корпуса.
Исходные данные:
- тип ЯППУ - полиблочная;
- мощность ЯПВ W=3000 МВт;
- параметры первого контура
Р=16 МПа
t т в х =290 °С
t т в ы х =325 °С
- параметры второго контура
Р=7 МПа
Тпв= 230 °С
Тепловой расчет
8.1 Толщина отражателя нейтронов определяется как:
Т ≈ 1,5 М z2 + τ =1,5М, см
где z2 = 2,882, см2 – квадрат длины диффузии нейтронов; τ=31,4 см2 - условный возраст нейтронов.
М =z2 +τ = 8,29 + 31,4= 6,3 см
Т =1,5·6,3 =9,5 см.
8.2 Компоновка активной зоны.
8.3 Выбор конструкции ТВЭЛ и его геометрических характеристик.
Эскиз ТВЭЛ представлен на рис. 8.1.
Рис. 8.1
1 - нижняя заглушка; 2 - разрезная втулка; 3 - топливная таблетка; 4 – оболочка; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Геометрические характеристики ТВЭЛ
d=9,1 мм - наружный диаметр;
dо=7,55 мм - внутренний диаметр (топливного сердечника);
δ =0,65 мм толщина оболочки;
δэ=0,09 толщина зазора между топливным сердечником и оболочкой в не сцепленном ТВЭЛ.
Выбираем конструкцию ТВЭЛ – не сцепленный. Для не сцепленных ТВЭЛ с топливом в виде UO2 необходимо предусматривается компенсационный объем.
8.4 Выбираем ТВС шестиугольной формы.
Шаг ТВЭЛ с ТВС определяется для треугольной решетки :
где Х = f твэл / πd2/4; φ - отношение объема замедлителя нейтронов к объему топлива в элементарной ячейке, принимаем φ = 1,7; ƒтвэл - площадь поперечного сечения ТВЭЛ.
Для гладкого ТВЭЛ Х =1.
а = 0,952·9,11 + 1,17 = 12,76 мм,
Число ТВЭЛ принимаем в соответствии с конструкцией ТВС и мощностью реактора n = 318. Определяем площадь поперечного сечения ТВС
Sk=6a2/
где а=0,119 м - перпендикуляр, проведенный от центра шестиугольника до любой грани.
Sk=0,049.
8.5 Габаритный расчет активной зоны
8.5.1 Принимаем удельное энерговыделение активной зоны
qv аз =110 МВт/м3.
8.5.2 Объем активной зоны
V=W / qv аз = 27,3 м3 .
8.5.3 Размеры активной зоны находятся из
V=(π * D2)/(4· H), м
При этом оптимальное соотношение принимаем Н = 0,925D
Н = 0,925·3,35 = 3,1 м.
8.5.4 Площадь поперечного сечения активной зоны
Sаз = (π·D2)/4 = (3,14·3,352)/4 = 8,8 м
8.5.5 Число кассет в активной зоне :
Nk = Saз/ Sк
где Sк =Sаз = 0,049
Nk = 8,8/0,049 =179
NКР = 151 - число кассет по эскизу [1].
8.5.6 Средняя плотность теплового потока теплообменной поверхности ТВЭЛ
q = (к1·W ·106)/Fаз, Вт/м3
где К=0,93 - доля энерговыделения в топливе
q = (0,93·3000·106)/4253,4 = 0,66 · 106, Вт/м3.
Полученное значение входит в допустимый предел q= (0,5 - 1,0) · 106, Вт / м2.
8.5.7 Среднее удельное энерговыделение в топливной композиции
qvT = (к1 · W·106)/VТ, Вт/м3
Vт = ((π·d1/4) · Н·Nкр·n = ((3,14·0,00912)/4) ·3,1·151·318 = 9,7 м3
qvT = (0,93·3000·106)/9,7 = 288,3·106, Вт/м3.
Полученное значение меньше допустимого предела qvT =(400-1000) ·106, Вт/м2.
8.5.8 Массовый расход теплоносителя
Gт = (W·106)/ср(tтвх – tтвых), кг/с(т/ч)
где - ср, Дж/(кг ·град) - средняя теплоемкость теплоносителя, ср= 5,84
GТ = (3000·106) / (5,84·103· (325-290)) = 14,68·103 кг/с.
Средняя скорость теплоносителя в рабочих каналах
υ= GТ / (SЖ · ρ ) = Vт / SЖ, м/с
где SЖ = Nкр (Sк - ((π·d2)/4)·n), м2 - живое сечение для прохода теплоносителя SЖ = 4,3 м2
υ= (14,68·1074,3·747) = 4,6, м/с
8.5.10 Определение габаритных размеров корпуса реактора и диаметра патрубков. Эти размеры находятся из уравнения сплошности
GТ = υ·S·р, кг/с
Yт = υ·S, м3/с
Принимаем геометрические размеры Dвн = 4,12 м и Dп= 0,85 м и расчитываем проходные сечения S.
SЖ = (π/4)(D2вн – D2аз) = 3,14/4 (4,122 - 3,352) = 4,5 м2.
Объемный расход
Vт = Gт/р = 14680/747 = 19,65 м3/с.
тогда скорость теплоносителя в реакторе
υ = Vт / Sж = 19,65/4 = 4,9 м3/с.
Скорость теплоносителя в патрубке рассчитывается с учетом количества патрубков, т.е. у реактора 4 патрубка, а значит расход на один составит
Vтп = Vт/nпт= 19,65/4 = 4,9 м/с
Sжпт = π/4D2н = (3,14/4) ·0,852 = 0,57 м2 .
Скорость воды в патрубке
υ = Vтп/ Sж пт = 4,9/0,57 = 8,6 м/с.
9. Определение паропроизводительности парогенератора
Парогенератор с естественной циркуляцией.
Уравнение теплового баланса для парогенератора с естественной циркуляцией:
Qпг = D(ix – iпв)=Gт(iтвых - iтвх) ηппу
ix =i'' – (1 – χ)r
где ix = f (Р)=2771,4 кДж/кг - энтальпия сухого насыщенного пара; r = f (Pn) =1503,7 кДж/кг - скрытая теплота парообразования; (1-х) -влажность пара о парогенераторе с естественной циркуляцией принимаем 0,02, т.е. 2%.
iХ = 277 1,4 - 0,002 · 1 503,7 = 2768,4 кДж/кг.
Паропроизводительность парогенератора
D = (GТ(iТвых - iтвх) ηппу )/ iX - iпв, кг/с
где iтвх = 1284,3 кДж/кг - энтальпия теплоносителя на входе; iтвых = 1423,35 кДж/кг - энтальпия теплоносителя на выходе; iПВ = 991,2 кДж/кг- энтальпия питательной воды; принимаем ηппу = 0,99 коэффициент полезного действия ЯППУ.
D = (3670 · (1423,35 - 1284,3) 0,99)/(2768,4 - 991,2) = 284,3 кг/с.
Тепловая мощность парогенератора
Q пг = D(ix – iпв)= 284,3 (2768,4 - 991,2) = 505258 кВт.
10. Описание конструкции ЯППУ и ее отдельных элементов (реактора парогенератора, ГЦНПК)
Ядерная паропроизводящая установка является сложным комплексом оборудования и систем, который обеспечивает не только бесперебойную передачу тепла из активной зоны в парогенераторы, но и безопасность установки, как в нормальных, так и в аварийных условиях работы.
Как правило, ЯППУ включает в себя следующие основные системы: циркуляции теплоносителя в первом контуре; компенсации температурных изменений объема теплоносителя, создания и поддержания давления в первом контуре; управления, защиты и контроля реактора; очистки теплоносителя; подпитки теплоносителем первого контура; расхолаживания первого контура; взятия проб и контроля за активностью теплоносителя в первом контуре; воздухоудаления, дренажа, хранения и выдачи радиоактивных вод первого контура; специальной системы вентиляции помещений ЯППУ.
Для обеспечения безопасности ЯППУ должна иметь специальные системы безопасности: аварийного охлаждения активной зоны, предотвращения повышения давление в первом контуре, отсечения защитной оболочки от внешней среды, снижения давления защитной оболочке.
Упрощенная схема двухконтурной ЯППУ показана на рис. 2.1. В систему циркуляции в первом контуре входят реактор 3, парогенератор 5 и циркуляционный насос первого контура (ЦНПК) 14. Циркуляционный контур должен быть абсолютно герметичным и полностью заполненным теплоносителем при любых температурах. Поэтому при его разогреве часть теплоносителя должна из контура удаляться, а при снижении температуры - поступать в контур. Для этих целей служит компенсатор давления (КД) 4.
Давление в первом контуре ЯППУ с ВВРД 16 МПа. Это давление создается в КД с помощью газовой подушки (верхняя часть КД и газовые баллоны заполнены азотом). Для предотвращения повышения давления в первом контуре свыше допустимого на КД должно устанавливаться не менее двух предохранительных клапанов. Сброс теплоносителя от этих клапанов должен осуществляться в специальные емкости, которые выполняются, как правило, в виде барботеров, где осуществляются конденсация и охлаждение сброшенного теплоносителя. При циркуляции теплоносителя по контуру в результате процессов коррозии и эрозии в него поступают примеси, которые при прохождении через активную зону становятся радиоактивными. Такие примеси могут попадать в первый контур с подпиточной водой, это может произойти также в результате выхода радиоактивных продуктов веления ядерного топлива из-под оболочек ТВЭЛоб (тепловыделяющих элементов), если в некоторой части ТВЭЛов будет нарушена герметичность оболочек. Эти процессы приводят к росту радиоактивности теплоносителя в первом контуре выше допустимых пределов. Поэтому первый контур должен быть снабжен системой очистки теплоносителя.
Большая часть примесей в теплоносителе существует в ионной форме, для их удаления используются ионообменные фильтры. Ионообменные смолы не могут работать при температуре воды более 70-80°С, поэтому перед фильтром вода охлаждается в холодильнике фильтра. Охлаждение холодильников осуществляется водой промежуточного контура охлаждения.
Отвод остаточных тепловыделений, т. е. расхолаживание реактора после остановки, при работающих ЦНПК можно сначала осуществлять через парогенератор (ПГ), подавая в них питательную воду из второго контура с помощью главных или резервных питательных насосов.
В аварийных ситуациях тойона питательной воды в ПГ может осуществляться от аварийных питательных насосов. Вырабатываемый при этом пар сначала сбрасывается на главные конденсаторы, затем сброс пара, пароводяной пульпы и воды переводится на стояночный конденсатор. Вторым каналом расхолаживания является холодильник фильтра, охлаждаемый третьим контуром. В этом случае клапан за фильтром закрывается, а за холодильником открывается и охлажденный теплоноситель поступает под активную зону. При остановленных ЦНПК или при вскрытой крышке реактора съем остаточных тепловыделений может осуществляться через холодильник фильтра, для чего организуется циркуляция теплоносителя с помощью насоса ремонтного расхолаживания (ЦНР).
Контроль за радиоактивностью теплоносителя обычно осуществляется с помощью датчиков, установленных за фильтром и за ЦНР, а также нейтронных датчиков, установленных перед ПГ и холодильником фильтра. Для контроля выхода продуктов деления при разгерметизации оболочек ТВЭЛоВ обычно используется спектрометрический датчик за фильтром. Кроме того, путем периодического отбора проб перед фильтром и за ним осуществляются радиохимический контроль теплоносителя и контроль за эффективностью работы фильтра.
Восполнение потерь теплоносителя из-за взятия проб осуществляется с помощью подпиточных насосов. Подпиточные насосы используются также для восполнения потерь теплоносителя при малых течах из первого контура, когда в контуре поддерживается высокое давление. Подпитка осуществляется водой высокой чистоты, которая хранится в специальной цистерне под азотной подушкой. При больших течах, когда давление в первом контуре падает ниже установленного предела, аварийное охлаждение активной зоны осуществляется с помощью специальных насосов аварийной поливки.
В эксплуатации не исключается возможность образования течи в трубке ПГ. Это будет приводить к выходу радиоактивного теплоносителя во второй контур, что недопустимо. Поэтому всегда предусматриваются контроль за радиоактивностью пара и возможность отключения аварийного ПГ.
Основным элементом ЯППУ является ядерный водо-водяной реактор. Реактор состоит из следующих основных узлов: корпуса, корзины активной зоны и тепловых экранов, активной зоны, блока защитных труб крышки (верхнего блока), конструкция которых была описана выше. Парогенератор - теплообменный аппарат, в котором осуществляется передача тепловой энергии от теплоносителя к рабочему телу. Парогенератор размещается в необитаемом отсеке, который окружен вторичной биологической защитой. В состав рассматриваемой ЯППУ входит горизонтальный парогенератор. Он прост в установке и изготовлении, надежен в работе в отношении организации гидродинамики потоков, имеет малые гидравлические сопротивления па первому и второму контурам, но обладает большими массой и габаритами, что обусловлено высокой плотностью теплового потока 176328 Вт/м2 и большой разбитостью сепарационных устройств, а также высокой паропроизводительностью 1469 т/ч. В отличие от вертикальных ПГ, горизонтальные не подвержены подшламовой коррозии.
Число циркуляционных петель - четыре. Теплоноситель поступает внутрь трубок, а рабочее тело - вода - омывает трубки снаружи. По высоте парогенератор делится на две части. Верхняя предназначена для сепарации пара, а нижняя для размещения поверхности теплообмена. Входные и выходные концы труб завальцованы с подваркой в вертикальном коллекторе. Питательная вода вводится в ПГ выше уровня одной трубой во входной зоне и имеет место больший температурный напор, поэтому в ней производится большее количество пара. На правление холодной питательной воды (по четырем перфорированным отводам во входную зону поверхности теплообмена) приводит к уменьшению паросодержания по сечению водяного объема, что приводит к примерно равным скоростям пара но входе в паровое пространство. В паровом пространстве для повышения степени сушки установлен жалюзийный сепаратор. Непрерывная продувка проводится для поддержания в воде допустимых концентраций растворов твердых включений. Периодическая продувка предусмотрена из самых низких точек корпуса и служит для кратковременного сброса относительно больших количеств воды со значительным содержанием твердых частиц.
ЦНПК должны перекачивать радиоактивный теплоноситель и располагаться в биологической защите, поэтому ЦНПК для непосредственного обслуживания недоступны, в ВВЭР теплоноситель имеет давление 16МПа при температуре 250-320°С и недогрев до кипения иногда только на 10-30 °С.
Указанные условия работы предопределяют следующие основные требования к ЦНПК: высокую надежность, как насоса, так и его привода; возможность достаточно простой и быстрой замены насоса в случае его выхода из строя; полное отсутствие утечки радиоактивного теплоносителя или минимальный контролируемый уровень утечки в специальную систему; как можно большее время выбега или такое резервирование по электропитанию, при котором практически невозможна внезапная полная остановка насосов; исключение кавитационных явлений в насосе.
В стационарной ЯППУ с ВВРД нашел применение насос с ограниченной контролируемой утечкой (рис. 10.1)
Насосы с контролируемой утечкой и раздельным приводом имеют высокий КПД и малое время выбега. В этом случае вал насоса имеет систему буферного уплотнения. Над подшипником расположено многоступенчатое уплотнение. В первую камеру подается подпиточным насосом вода из системы очистки давлением, превышающим давление за насосом, что исключает выход радиоактивного теплоносителя в уплотнение и далее. За первым уплотнением устанавливается второе, например торцевого типа. В камеру этого уплотнения подается холодная чистая вода низкого давления. Использование обычных открытых электродвигателей и маховика позволяет существенно повысить КПД насоса (до 77-83%) и увеличить время выбега до минуты и более. Последнее обстоятельство существенно повышает надежность и безопасность реактора или позволяет снизить в активной зоне запас до кризиса теплообмена и тем самым повысить ее мощность. Кроме того, в этом случае возможно заметное упрощение состава электростанции, так как требования по бесперебойности подачи электропитания становятся менее строгими. Именно по этим причинам в реакторе ВВЗР-1000, использован такой ЦНПК, в котором через 30 с после отключения двигателя расход падает не более чем в 2,7 раза.
Рис. 10.1. Схема ЦНПК с контролируемой утечкой
1 - крыльчатка насоса; 2 - выходной диффузор; 3 – гидрокамера; 4 - радиальный подшипник; 5 - подача воды на уплотнения; 6 - отвод воды из камер уплотнения; 7 - торцевое уплотнение; 8 – радиальный подшипник; 9 - маховик; 10 - электромотор
ЦНПК с контролируемой утечкой и опальным двигателем позволяют использовать в качестве привода турбину, которая обеспечивает возможность плавного изменения производительности насоса. Конструкция ЦНПК обычно такова, что собственно насос, направляющий выходной диффузор и электродвигатель представляют единый блок, который через раз личные типы уплотнительных устройств крепится к гидрокамере, являющейся частью корпуса блока. Это позволяет достаточно просто заменять насос в случае его выхода из строя.
Вывод из действия ЯППУ, осуществляемый в соответствии с графиком работы судна, может быть двух видов: вывод из действия на длительный период и кратковременный вывод из действия инженера-механика в соответствии с инструкцией по управлению ядерной энергетической установкой.
При выводе ЯППУ из действия необходимо обеспечить подачу электроэнергии от двух независимых источников, кроме аварийных.
Перед выводом ЯППУ из действия должны быть пополнены запасы бидистиллята.
Расхолаживание ЯППУ производится в соответствии с инструкцией по ее обслуживанию.
В процессе расхолаживания ЯППУ производится промывка парогенераторов по второму контуру по специальной методике с последующей постановкой на мокрое хранение.
Скорость расхолаживания (снижения температуры и давления в первом контуре) не должна превышать величин, указанных в инструкции по обслуживанию ЯППУ или специальном распоряжении судовладельца.
Во время расхолаживания ЯППУ должен осуществляться контроль:
- нейтронной мощности и реактивности;
- давления и температуры теплоносителя первого контура;
- уровня в компенсаторе объема;
- радиационной обстановки.
После опускания органов управления на нижние концевики питание с их приводов должно быть снято, и автоматы опломбированы в отключенном состоянии.
При расхоложенном реакторе ЯППУ должен быть обеспечен контроль:
- давления и температуры теплоносителя первого контура;
- уровня в компенсаторе объема;
- температуры и расхода теплоносителя через насос расхолаживания;
- температуры воды в третьем контуре;
- разрежения в помещениях ЯППУ.
Отвод остаточных тепловыделений должен осуществляться через холодильник фильтра путем периодического пуска циркуляционного насоса расхолаживания.
При необходимости должна производиться очистка теплоносителя по специальной методике. При длительном хранении ЯППУ температура воздуха в аппаратном и реакторном помещении должна быть не ниже 5ºС.
11 Особенности выполнения работ при перегрузке ядерного топлива
Технология дренирования теплоносителя из контуров и корпуса реактора должна обеспечивать соблюдение требовании ядерной и радиационной безопасности и исключать осушение активной зоны.
При демонтаже оборудования, узлов и деталей, имеющих высокие уровни ионизирующего излучения, должны использоваться специальные контейнеры или устройства, обеспечивающие биологическую защиту.
Демонтаж и монтаж оборудования должны производиться с соблюдением правил ядерной и радиационной безопасности.
Для выполнения перегрузки ядерного топлива должен быть приказом судовладельца назначен ответственный руководитель работ.
Перегрузка ядерного топлива должна проводиться в соответствии с утвержденным технологическим процессом.
Все работы по перегрузке и транспортировке отработавших тепловыделяющих сборок должны проводиться под непосредственным контролем службы радиационной безопасности, которая осуществляет контроль в пределах санитарно-защитной зоны объекта.
Персонал, участвующий в перегрузке, должен пройти обучение, тренировку и сдать экзамен. Все оборудование, приспособления и оснастка для перегрузки перед использованием должны проверяться в действии на макетах и стендах.
Периодически должна производиться дезактивация рабочих площадок, контейнера, оборудования и трасс перегрузки.
Отработавшее топливо должно транспортироваться в специальных контейнерах и выдерживаться в специальных хранилищах с соблюдением правил ядерной, радиационной и общей техники безопасности.
Для производства транспортно-технологических операций разрешается использовать только исправные приспособления и механизмы, прошедшие периодическое освидетельствование, испытание и контрольный осмотр перед производством операций.
Электродвигатели механизмов транспортного и технологического оборудования должны иметь надежное питание.
При снятых приводах органов управления на всех этапах перегрузки, когда в реакторе находится ядерное топливо, органы управления должны надежно стопориться в нижнем положении.
По окончании выгрузки отработавших тепловыделяющих сборок корпус реактора должен быть подготовлен к загрузке свежих тепловыделяющих сборок, осмотрен, а готовность к загрузке должна быть подтверждена документально.
Операции по загрузке свежих тепловыделяющих сборок должны производиться с контролем нейтронного потока в соответствии с инструкцией по загрузке.