СЭУ, Модуль 4.1., Чистяков А.Ю., 22.11.10

Судовые энергетические установки

Модуль 4.1.

4.1.1. Физические основы работы ядерных энергетических реакторов

Источником энергии, вырабатываемой ядерной энергетиче­ской установкой, является процесс деления ядер атомов изото­пов таких тяжелых элементов, как U²³⁵, U²³³, Pu²³⁹, осуществ­ляемый в ядерном реакторе.

Делящиеся вещества, используемые в работе ядерных реак­торов, называют ядерным топливом, или ядерным горючим. В судовых ядерных энергетических установках практически основным ядерным горючим является U²³⁵; в природном уране его содержится всего около 0,7%. Уран с повышенным по срав­нению с природным содержанием U²³⁵ называют обогащенным.

Одним из возможных видов ядерных превращений является процесс деления ядер урана под воздействием нейтронов. В ре­зультате этого превращения ядро урана распадается на два одноименно заряженных и примерно равных по массе и заряду осколка, которые, отталкиваясь один от другого, разлетаются с очень большими скоростями. При столкновении осколков с атомами среды, в которой происходит деление, их кинетиче­ская энергия переходит в тепловую энергию атомов среды. В этом процессе при каждом акте деления урана на один погло­щенный нейтрон вылетают в среднем 2,5 нейтрона, которые, в свою очередь, при известных условиях вызывают деление дру­гих ядер U²³⁵. Так протекает цепная реакция деления ядерного горючего, которая может быть стационарной, затухающей или нарастающей и соответственно этому состояние реактора счи­тается критическим, подкритическим и надкритическим.

Процесс цепной реакции деления протекает в так называе­мой активной зоне реактора, в которой расположен делящийся материал.

Испускаемые при делении ядер U²³⁵ нейтроны в среднем об­ладают большой энергией, а следовательно, и большой ско­ростью, при которой вероятность захвата их другими ядрами U²³⁵ невелика; это вызывает необходимость для обеспечения цепной реакции применять в ядерных реакторах в качестве го­рючего уран, обогащенный изотопом U²³⁵, а также вводить в активную зону некоторых типов реакторов специальное веще­ство — замедлитель нейтронов. В качестве замедлителя приме­няют воду (обычную и тяжелую), бериллий и графит; наилуч­шими замедляющими свойствами обладает тяжелая вода; бериллий и графит по своим характеристикам весьма близки один к другому. Обычная вода обладает несколько худшими за­медляющими свойствами, но ввиду наличия у нее ряда других преимуществ она нашла широкое применение как замедлитель и одновременно теплоноситель в реакторах судовых энергети­ческих установок.

Таким образом, для реакторов, работающих на тепловых и промежуточных нейтронах, обязательным элементом, кроме ядерного горючего, является также и замедлитель нейтронов.

Расположение ядерного горючего в энергетических реакто­рах может быть различным. Если ядерное горючее собрано в блоки, окруженные замедлителем, то такой реактор называют гетерогенным. Если же ядерное горючее равномерно распреде­лено в веществе замедлителя, то реактор называют гомогенным. В судовых ядерных энергетических установках в настоящее время применяются лишь гетерогенные реакторы.

Блоки ядерного горючего в гетерогенном реакторе состоят из тепловыделяющих элементов. Каждый тепловыделяющий эле­мент состоит из сердечника, содержащего делящийся материал, и из наружной оболочки, изолирующей последний от теплоно­сителя и исключающей его размыв, коррозионное разрушение или деформацию сердечника. Группа тепловыделяющих элемен­тов обычно объединяется в топливные сборки (кассеты).

Пространство внутри корпуса реактора, занятое тепловыде­ляющими элементами и замедлителем, называют активной зо­ной. Она окружена отражателем, способствующим уменьшению потерь нейтронов, а следовательно, и уменьшению критических размеров активной зоны. Кроме того, отражатель повышает равномерность нейтронного потока в зоне. В качестве отража­теля применяют те же вещества, что и для замедлителя. В водо-водяном реакторе, где в качестве замедлителя и теплоноси­теля используется вода, последняя, окружая активную зону реактора, выполняет также и функции отражателя нейтронов.

Отвод тепла из активной зоны реактора осуществляется по­средством охлаждающего вещества — теплоносителя. В каче­стве теплоносителей могут быть применены: обычная вода, орга­нические жидкости, жидкие металлы и их сплавы (натрий, калий и их сплавы, сплавы свинца и висмута и пр.), а также газы (гелий, азот, углекислый газ и пр.).

К настоящему времени в судовых ядерных энергетических установках практическое применение нашли лишь реакторы на тепловых нейтронах, в которых в качестве теплоносителя и за­медлителя нейтронов используется обычная вода высокой чистоты.

При работе реактора на установившемся режиме его актив­ная зона находится в критическом состоянии: среднее значение нейтронного потока в ней и число делений в единицу времени постоянны. При изменении заданной мощности реактора значе­ние нейтронного потока и число делений в единицу времени должны быть временно изменены и приведены к новому постоянному значению, соответствующему новому режиму работы. Для этого реакторы имеют специальную систему автоматиче­ского регулирования мощности, связанную с системой их авто­матической защиты.

В процессе работы энергетических реакторов их ядерное го­рючее расходуется («выгорает»). После его выгорания до опре­деленной степени требуется произвести замену ядерного горю­чего. Время работы активной зоны реактора между загрузками ядерным горючим называется кампанией реактора.

Активная зона всякого энергетического реактора в начале ее использования обладает значительной избыточной реактив­ностью, постепенно уменьшающейся в процессе работы реак­тора. Начальную избыточную реактивность активной зоны реак­тора гасят специальными компенсирующими средствами, кото­рые по мере выгорания делящихся материалов и накопления продуктов распада горючего постепенно извлекают (выдвигают) из активной зоны, чем высвобождается ее реактивность.

Эксплуатацию судового энергетического реактора на тепло­вых нейтронах осложняет так называемое отравление реактора. Оно обусловлено тем, что в процессе работы реактора возни­кают осколки и продукты деления, обладающие большим сече­нием поглощения тепловых нейтронов. Наиболее сильно погло­щает нейтроны ксенон¹³⁵ (Хе¹³⁵). После остановки реактора убыль Хе¹³⁵ будет происходить только за счет его распада, так как нейтронный поток в реакторе уже прекратился и убыли за счет поглощения нейтронов не будет. В зависимости от уровня мощности, на которой работал реактор до его остановки, изме­няется концентрация Хе¹³⁵. Особенно значительной величины концентрация достигает после внезапной остановки реактора, работавшего до этого на большой мощности. Пуск реактора возможен лишь в случае наличия избыточной реактивности. Если же ее не имеется, то пуск реактора возможен лишь после снижения концентрации Хе¹³⁵. на что требуется длительное время.

Из сказанного следует, что обязательным составным элемен­том реактора является система управления и защиты.

Регулирование реактора энергетических установок осущест­вляется воздействием на величину потока нейтронов путем вве­дения в активную зону реактора элементов, обладающих хоро­шей способностью поглощать нейтроны (кадмий, бор).

При управлении реактором требуется не только поддержи­вать его мощность на определенном заданном уровне, но также учитывать и изменение его реактивности, происходящей в ре­зультате отравления, зашлаковывания, выгорания горючего, температурных эффектов и других физических явлений. По­этому в комплексе устройств управления и защиты реактора предусматривают:

а) систему автоматического регулирования, поддерживаю­щую мощность реактора на заданном уровне;

б) систему компенсации, предназначенную для возмещения потери реактивности, происходящей из-за отравления реактора, выгорания топлива и других причин;

в) систему аварийной защиты, мгновенно прекращающую цепную реакцию в активной зоне при возникновении неисправ­ностей как в паропроизводительной, так и в турбинной уста­новке, грозящих вывести реактор из строя. К этим неисправностям могут быть отнесены резкие отклонения от заданных значений параметров теплоносителя (повышение или падение давления и температуры сверх допустимых норм), появление радиоактивности в системе второго контура, нарушение плот­ности конденсационной системы и проникновение вследствие этого в питательную воду парогенераторов забортной соленой воды, обесточивание систем, обслуживающих установку (насо­сов, систем управления).

Система управления и защиты реактора сблокирована с си­стемой регулирования турбинной установки.

Измерение мощности реактора основано на том принципе, что мощность реактора прямо пропорциональна потоку нейтро­нов. Следовательно, измерив поток нейтронов, можно опреде­лить мощность реактора. Измерение мощности производится с помощью так называемых ионизационных камер, принцип дей­ствия которых основан на свойстве заряженных частиц вызы­вать по пути своего движения ионизацию молекул газа.

В результате ядерных реакций, происходящих в реакторе, примерно 80% выделяющейся энергии превращается в тепловую» а остальные 20% выделяются в виде излучений, от вред­ного воздействия которых на судах необходимо защищать команду и пассажиров, а также соответствующие грузы. Это достигается при помощи экранов, образующих биологическую за­щиту ядерной энергетической установки.

При работе реактора возникают радиоактивные излучения, основными из которых при создании биологической защиты яв­ляются нейтронное и -излучение, так как- и-излучения об­ладают малой проникающей способностью. Нейтроны, являю­щиеся продуктами ядерных реакций, обладают большой проникающей способностью и могут проходить в среде большие рас­стояния. Следует отметить, что у большинства элементов при поглощении нейтронов возникает вторичное-излучение.

В задачу биологической защиты входит как поглощение нейтронного потока и -излучений, исходящих из активной зоны реактора, так и вторичных-излучений, представляющих в не­которых случаях один из главных источников излучения.

Конструкция и размеры (толщина) биологической защиты определяются также с учетом радиоактивности теплоносителя, который, проходя через активную зону реактора, подвергается воздействию интенсивных потоков нейтронов. Поэтому все обо­рудование, соприкасающееся с теплоносителем (трубопроводы, насосы, теплообменники), обеспечивается биологической за­щитой.

Общую активность теплоносителя составляют как собствен­ная активность, так и активность примесей — наведенная актив­ность. Собственная активность связана с ядерными свойствами самого теплоносителя. Наличие в теплоносителе посторонних примесей повышает его радиоактивность и представляет дополнительный источник излучения. Примесями в теплоносителе, обусловливающими наведенную активность, могут быть про­дукты коррозии металла трубопроводов контура теплоносителя, минеральные соли (для воды), посторонние металлические включения и окислы (для металлических теплоносителей). По­этому теплоносители должны подвергаться тщательной очистке до и после заполнения контура; трубопроводы контура теплоносителя изготовляются из коррозионно стойких материалов и тщательно промываются до заполнения контура теплоносителем.

Биологическая защита ядерной энергетической установки должна настолько ослаблять поток излучений, чтобы их интен­сивность не вызывала у людей каких-либо нарушений нормаль­ного течения биологических процессов или обмена веществ в организме. При этом комплекс биологической защиты должен обеспечить защиту не только от внешнего облучения, но и от попадания радиоактивных веществ внутрь организма через ды­хательный и пищевой тракты в виде аэрозолей и газов. Это до­стигается герметизацией ядерных энергетических установок в специальных отсеках или контейнерах, в которых при работе установки поддерживается небольшое разрежение, предотвра­щающее распространение радиоактивных газов и аэрозолей.

Системы очистки воздуха и кондиционирования отсеков уста­новок конструктивно выполняются автономными, изолирован­ными от общесудовых систем.

Вес биологической защиты современных ядерных энергети­ческих установок составляет весьма значительную часть их об­щего веса, особенно в установках небольшой мощности. Так, для энергетических установок мощностью около 20 000 л.с. вес биологической защиты составляет 40—50% от общего веса их паропроизводительной установки.