Деев Основы расчета судовых ЯЕУ 2012

ее плавления, вступает в действие система заполнения кессона реактора водой, предназначенная для защиты корпуса реактора от проплавления. Вода и конденсат поступают в кессон самотеком с герметичного настила блоков биологической защиты и верхнего покрытия бака металловодной защиты. Предусмотрена также подача воды в кессон из системы приема и перекачки пресной воды.

Коффердам

8

Рис. 7.6. Защитная оболочка реакторной установки РИТМ-200 УАЛ с устройствами для снижения давления при аварии: 1 – аппаратное помещение; 2 – защитная оболочка; 3 – вода от системы холодоносителя; 4 – подпитка; 5 – вода к системе холодоносителя; 6 – цистерна аварийного расхолаживания; 7 – теплообменник системы отвода тепла (2 секции); 8 – реакторное помещение

Согласно нормативным требованиям, в случае затопления атомного судна должны быть обеспечены условия, при которых обеспечивается герметичность защитной оболочки, чтобы не допустить выход радиоактивных продуктов в окружающую среду. В связи с этим на случай таких аварий в проектах судовых ЯЭУ предусматриваются специальные системы, предназначенные для заполнения

201

морской водой помещения защитной оболочки и последующего ее уплотнения. Заполнение защитной оболочки забортной водой необходимо не только для расхолаживания реакторной установки от остаточных тепловыделений, но и для предотвращения разрушения самой оболочки внешним гидростатическим давлением воды на больших глубинах.

Примером того, как защитная оболочка судовых реакторов заполняется забортной водой при затоплении судна, может служить система, принятая на атомном грузовом судне «Севморпуть»

(рис. 7.7).

9

10

11

Рис. 7.7. Система затопления защитной оболочки: 1 – защитная оболочка; 2 – канал подвода забортной воды; 3 – канал затопления; 4 – гидроцилиндр; 5 – перепускной золотниковый клапан; 6 – редукционный клапан; 7 – запорный клапан; 8 – верхняя палуба; 9 – манометр; 10 – манометровый клапан; 11 – баллон с воздухом

При затоплении судна забортная вода через каналы в верхней палубе попадает к клапанам затопления и к двухполостным распределительным устройствам мембранного типа. Одна полость соединена с защитной оболочкой, другая – с каналом перед клапаном затопления. При погружении судна на глубину 5 м выше верхней палубы перепад давления на мембранах составит 0,05 МПа. Шток распределителя перемещается, воздействует на манипулятор и по-

202

дает рабочий воздух на открытие клапанов затопления. При срабатывании системы происходит заполнение водой свободных объемов защитной оболочки и носового специального коффердама.

При полном заполнении защитной оболочки на продолжающем погружаться судне клапаны затопления остаются открытыми вследствие перепада давления на стенках оболочки. После окончания погружения, когда судно ложится на грунт, давление выравнивается, и клапаны затопления закрываются под действием пружин, герметизируя защитную оболочку и коффердам. В такой ситуации выход активности в защитную оболочку в случае длительного нахождения судна в затопленном состоянии и при сохранении ее герметичности не представляет опасности для окружающей среды.

Обеспечивающие системы. К обеспечивающим системам, которые необходимы для снабжения систем безопасности судовых ЯЭУ энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования, можно отнести:

аварийную электрическую систему; систему управления арматурой с пневмоприводами; систему 3-го контура установки; систему противопожарной защиты.

Аварийная электрическая система предназначена для питания электроэнергией потребителей систем безопасности во всех эксплуатационных режимах, в том числе при потере основных и резервных источников электроэнергии. В эту систему входят аварийные дизель-генераторы, специальные аварийные электрощиты, понижающие трансформаторы, агрегаты бесперебойного питания цепей контроля и управления и другое электрооборудование. Аварийная электрическая система состоит из трех взаимно независимых распределительных систем, имеющих в своем составе по одному аварийному дизель-генератору каждая. Питание потребителей систем безопасности осуществляется от двух распределительных сетей идентичных по составу. Для ответственных судовых потребителей, требующих питания от аварийных источников, предусмотрен отдельный щит с подключением к нему своего аварийного дизель-генератора.

Система пневмоуправления предназначена для обеспечения арматуры с пневмоприводами сжатым воздухом среднего давления и управления приводами с помощью распределительных клапанов.

203

Система 3-го контура, входящая в состав обеспечивающих систем безопасности судовых ЯЭУ, выполняет важные функции, связанные с работой ряда элементов оборудования первого контура и бака металловодной защиты при нормальной эксплуатации, а также в аварийных условиях при расхолаживании реактора и при локализации межконтурной течи теплоносителя в пределах аварийных границ первого контура. Кроме того, вода 3-го контура, находящаяся в баке МВЗ, является составной частью биологической защиты.

Для тушения пожаров в закрытых помещениях атомных судов обычно используется система углекислотного пожаротушения.

204

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1.Хлопкин Н.С. Морская атомная энергетика: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007.

2.Опыт создания и эксплуатации реакторных установок гражданских судов / В.И. Макаров, Б.Г. Пологих, Н.С. Хлопкин и др. // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып. 3. С. 179 – 189.

3. Ядерные энергетические установки: Учебное пособие / Б.Г. Ганчев, Л.Л. Калишевский, Р.С. Демишев и др.; Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. – М.: Энергоатомиздат, 1983.

4.Родионов Н., Воробьев В. Безопасность атомной энергетической установки «Севморпути» // Морской флот. 1989. № 10. С. 32 – 35. № 11. С. 36 – 38.

5.Кузнецов В.А. Атомные энергетические установки ледоколов ХХI века // Судостроение. 2003. № 6. С. 23 – 27.

6.Кузнецов В. Ядерные энергетические установки нового поколения // Ядерное общество России. 2004. № 5. С. 24 – 34.

7.Перевощиков С.Г., Князевский К.Ю. Главное – минимизировать эксплуатационные расходы и строительную стоимость атомных ледоколов нового поколения // Судостроение. 2005. № 1. С. 47, 48.

8.Хлопкин Н.С., Макаров В.И. Об энергетических установках атомных ледоколов нового поколения // Судостроение. 2005. № 1. С. 44, 45.

9.Болгаров С.П., Воронцов А.В., Седаков Л.П. Особенности АЭУ для перспективных ледоколов // Судостроение. 2003. № 6. С. 27 – 31.

10.Щеголев Л.И. Аккумуляторы тепла в составе энергетических установок перспективных атомных ледоколов // Судостроение. 2003. № 6. С. 31 – 34.

11.Митенков Ф.М. Судовая ядерная энергетика // Вестник Российской Академии Наук. 2003. Т. 73. № 6. С. 488 – 493.

12.Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. – 3-е изд., перераб. и доп. – М.: Высшая школа, 1978.

13.Машиностроение. Энциклопедия в 40 т. / Ред. совет: К.В. Фролов и др. – М.: Машиностроение. Машиностроение ядерной техники. Т. IV-25. В 2-х кн. Кн. 2 / Е.О. Адамов, П.В. Андреев, С.А. Антипов и др.; Под общ. ред. Е.О. Адамова. 2005. С. 461 – 496.

14.Об улучшении технических параметров энергетических установок перспективных атомных ледоколов / Ю.К. Панов, В.И. Полуничев, В.И. Залугин, И.Е. Шаманин // Судостроение. 2005. № 1. С. 43, 44.

15.Каратеев В.В., Ициксон В.Г., Дунаев М.П. Судовые атомные энергетические установки нового поколения // Судостроение. 2005. № 1. С. 48 – 50.

16.Деев В.И., Прушинская Е.А., Рыдкина Е.А. Влияние шага решетки твэлов на теплогидравлические характеристики ТВС реактора КЛТ-40С для плавучей АТЭЦ // Научная сессия НИЯУ МИФИ-2010. Аннотации докладов. – М.: НИЯУ МИФИ, 2010. Т. 1. С. 59.

17.Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волков В.С. Дисперсионные твэлы: В 2-х т. Т. 1. Материалы и технология. – М.: Энергоиздат, 1982.

18.Машиностроение. Энциклопедия в 40 т. / Ред. совет: К.В. Фролов и др. – М.: Машиностроение. Машиностроение ядерной техники. Т. IV-25. В 2-х кн. Кн. 1

205

/ Е.О. Адамов, Ю.Г. Драгунов, В.В. Орлов и др.; Под общ. ред. Е.О. Адамова. 2005. С. 128 – 160, 389 – 499.

19.Ватулин А.В. Состояние и перспективы разработок дисперсионных твэлов для водо-водяных реакторов различного назначения // ВНИИНМ – 50 лет. Сборник статей в 3-х т. Т. 3. – М.: ГНЦ РФ ВНИИНМ, 1999. С. 90 – 99.

20.Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учебное справочное пособие; Под общ. ред.

П.Л. Кириллова; 2-е изд., перераб. и доп. – М.: ИздАт, 2007.

21. Конструкционные материалы АЭС / Ю.Ф. Баландин, И.В. Горынин, Ю.И. Звездин, В.Г. Марков. – М. Энергоатомиздат, 1984.

22.Теплообмен в ядерных энергетических установках: Учебное пособие для вузов. – 3-е изд., перераб. и доп. / Б.С. Петухов, Л.Г. Генин, С.А. Ковалев, С.Л. Соловьев. – М.: МЭИ, 2003.

23.Деев В.И. Теплопередача в ЯЭУ: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2004.

24.Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Том 1. Теплогидравлические процессы в ЯЭУ; Под общей ред. П.Л. Кириллова / П.Л. Кириллов, В.П. Бобков, А.В. Жуков, Ю.С. Юрьев. – М.: ИздАт, 2010.

25.Полянин Л.Н., Ибрагимов М.Х., Сабелев Г.И. Теплообмен в ядерных реакторах. – М.: Энергоиздат, 1982.

26.Конструирование ядерных реакторов: Учебное пособие / И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин и др.; Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. – М.: Энерго-

издат, 1982.

27.Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям / Под ред. М.О. Штейнберга. – 3-е изд., перераб. и доп. – М.: Машиностроение, 1992.

28.Пряничников А.В. Описание программы GETERA // Вопросы атомной науки и техники, Серия: “Физика ядерных реакторов”. 2009. Вып. 3. С. 63 – 77.

29.Валидация системы константного обеспечения ABBN/CONSYST. Часть 1. Валидация по результатам критических экспериментов с компактными металлическими активными зонами / Т.Т. Иванова, Г.Н. Мантуров, М.Н. Николаев и др. // Вопросы атомной науки и техники, Серия: "Ядерные константы". 1998.

Вып. 2. С. 58 – 68.

30.Валидация системы константного обеспечения ABBN/CONSYST. Часть 2. Валидация по результатам критических экспериментов с активными зонами, содержащими растворы урана / Т.Т. Иванова, Г.Н. Мантуров, М.Н. Николаев и др. // Вопросы атомной науки и техники, Серия "Ядерные константы", 1998.

Вып. 2. С. 68 – 75.

31.Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программа подготовки констант CONSYST. Описание применения. Препринт ФЭИ-2828. Обнинск, 2000.

32.Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок: Учебно-

методическое пособие к выполнению курсового проекта по ядерным энергетическим установкам. – М.: МИФИ. 2008.

33. Щукин Н.В., Романин С.Д., Киселев Н.П. Проектирование ядерноэнергетических установок космического назначения. Нейтронно-физический расчет: Учебно-методическое пособие. – М.: МИФИ, 2009.

206

34.Черезов А.Л., Щукин Н.В. Модуль пространственной нейтронной кинетики комплекса РОСА. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2009. № 1. С. 48 – 55.

35.Возможности программного комплекса РОСА для интерактивных проектных исследований ЯЭУ / А.Л. Черезов, С.Д. Романин, А.А. Семенов и др. // Актуальные проблемы физики ядерных реакторов – эффективность, безопасность, нераспространение: Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2 – 6 сентября 2008 г. – М.: МИФИ, 2008. С. 225 – 227.

36.Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т. 1. Элементарная теория реакторов: Учебник для вузов. – М.: Атомиздат, 1978.

37.Шевелев Я.В. Динамика ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1990.

38.Шихов С.Б., Щукин Н.В. Динамика реакторов: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 1982.

39.Кузнецов Ю.А. Математические задачи динамики ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1994.

40.Zimin V.G. SKETCH-N: А Nodal Neutron Diffusion Code for Solving Steady-State and Kinetics Problems. Vol. II. User's Guide. JAERI, 2002.

41.Программный комплекс SKETCH для трехмерного нестационарного нейтронного и теплофизического расчета быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем / Н.В. Щукин, В.Г. Зимин, В.И. Савандер и др. // Тезисы докладов 8-го семинара по проблемам физики реакторов "Расчетноэкспериментальное обеспечение исследований по безопасной ядерной энергетике и ее топливному циклу", б/о "Волга", 5 – 9 сентября 1993 г. – М.: МИФИ. 1993. Т. 1. С. 83 – 85.

42.Нормы расчета на прочность элементов оборудования и трубопроводов для судовых атомных паропроизводящих установок с водо-водяными реакторами (НП-054-04). – М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2004.

43.Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. – М.: Металлургия, 1973.

44.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-1-011-97). – М., 1997.

45.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07. – М., 2007.

46.Общие положения обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов. НП-022-2000. – М., 2000.

47.Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов. НП-029-01. – М., 2001.

48.Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. – М., 2009.

49.Требования к отчету по обоснованию безопасности ядерных энергетических установок судов. НП-023-2000. – М., 2000.

50.Завьялов С. Н. Плавучие атомные теплоэлектростанции, состояние проекта (доклад). М., 2010.

207

СПИСОК РЕКОМЕНДУЕМОЙ УЧЕБНОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

2.Деев В.И. Теплопередача в ЯЭУ: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2004.

3.Кузнецов В.А. Судовые ядерные энергетические установки: Учебник. – Л.: Судостроение, 1989.

4.Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. – 3-е изд., перераб. и доп. – М.: Высшая школа, 1978.

5.Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т. 1. Элементарная теория реакторов: Учебник для вузов. – М.: Атомиздат, 1978.

6.Хлопкин Н.С. Морская атомная энергетика: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007.

7.Шихов С.Б., Щукин Н.В. Динамика реакторов: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 1982.

208

Ддеаэратор

Ссепаратор

Ффильтр

210