Красный волк, также известный, как горный волк, гималайский волк или буанзу (Cuon alpinus) - млекопитающее из отряда хищные (Carnivora) , семейства псовые (Canidae) , родом из Центральной, Южной и Юго-Восточной Азии.

Описание

Красный волк является животным среднего размера с длиной тела 76-90 см, длиной хвоста 40-45 см, и высотой в холке около 50 см. Горного волка отличает от других представителей семейства псовых более острая и укороченная морда, а также отсутствие одного коренного зуба с обеих сторон нижней челюсти. У других членов семейства имеется по 42 зуба. Взрослые особи красного волка имеют рыже-красный оттенок шерсти с более светлыми тонами в нижней части туловища и темным окрасом хвоста. В зависимости от региона, шерсть может варьироваться от светло-серого до коричневатого оттенка. Детеныши красного волка появляются на свет с темно-коричневым окрасом шерсти.

Ареал

От Алтая до Маньчжурии через Центральную и Восточную Азию, его диапазон простирается на юг через лесные массивы Индии, Бирме и Малайского архипелага. Три из десяти подвидов красного волка обитает только в Индии.

Естественная среда

Гималайский волк, предпочитает открытые пространства и встречается на высотах боле 3000 метров над уровнем моря. Диапазон их охотничьих угодий охватывает площадь до 40 кв. км. Еще буанзу, встречается в лесостепи, и густых джунглях равнины, а также на холмах. Они никогда не были замечены на открытых равнинах и в пустыне.

Питание

Красный волк питается мелкими грызунами, ящерицами, насекомыми и ягодами. Стая горных волков может охотиться на более крупных млекопитающих, таких как олени и даже диких быков (Bos gaurus) и (Bos javanicus) . В отличие от многих других волков, гималайский волк редко убивает укусом за горло. Большие млекопитающие подвергаются атакам с тыла, в то время как более мелкие животные атакуются с любой стороны. Красные волки конкурируют за пищу, не сражаясь, но стараются есть максимально быстро, чтобы насытится. Взрослая особь буанзу может съесть до 4 кг мяса в течение одного часа. Два-три красных волка способны убить 50 кг оленя за пару минут, и они начинают его есть, прежде чем он умрет. Большая часть крупной добычи не умирает от самой атаки, а от потери крови и шока.

Поведение

Красные волки живут стаями от 5 до 12 особей. Они взаимодействуют с другими особями за пределами своей стаи, но лишь изредка численность группы превышает 20 особей. В своем поведении, горный волк схож с африканской дикой собакой, которые также предпочитают групповую охоту и совместный уход за молодняком. Красные волки очень любят воду. После еды они мчатся к водоему, а если вода рядом с их добычей, то гималайский волк может прерывать трапезу, чтобы попить воды. Они также были замечены сидящими на мелководье независимо от температуры воды. Как и домашние собаки, красные волки любят вилять хвостами. Практически нет доказательств агрессивности среди членов стаи. Бои между красными волками чаще проходят в игровой манере.

Размножение

В каждой стае есть одна доминирующая моногамная пара. Остальные члены стаи помогают заботиться о молодняке доминантной пары. Период беременности красного волка составляет 60-62 дней. Мать, как правило, рождает восемь щенков. Волчата достигают половой зрелости примерно в год. Детеныши рождаются в период с конца осени, начало зимы до первых весенних месяцев (ноябрь-март). Самка гималайского волка иметь до 16 молочных железы, что свидетельствует об способности заботиться о больших пометах. Логова обустраиваются рядом с руслом рек или среди скал.

Экономическое значение для человека: Положительное

Красные волки стали косвенным источником пищи для людей, живущих в диапазоне их ареала. Они не нападают на людей, и, как правило, отступают при встрече с человеком. Люди часто следуют за горными волками, когда те охотятся. Когда они нападают на свою жертву, люди пугают волков, чтобы украсть их добычу.

Экономическое значение для человека: Отрицательное

В редких случаях, красный волк может атаковать домашний скот фермеров.

Охранный статус

Существует 10 подвидов красного волка, два из которых занесены в Красную книгу МСОП. А два других подвида (Cuon alpinus laniger и Cuon alpinus primaevus) находятся на грани исчезновения.

Если вы нашли ошибку, пожалуйста, выделите фрагмент текста и нажмите Ctrl+Enter .

И.Г. ЗАХАРОВ - доктор технических наук, профессор, контр-адмирал,
Я.Д. АРЕФЬЕВ - доктор технических наук, профессор, контр-адмирал,
Н.А. ВОРОНОВИЧ - кандидат технических наук, капитан 1 ранга,
О.Ю. ЛЕЙКИН - кандидат технических наук, капитан 1 ранга

К концу 40-х - началу 50-х годов в Советском Союзе специально созданными НИИ и лабораториями были завершены фундаментальные научные исследования в области ядерной физики, результаты которых позволили перейти к решению научно-технических проблем, обеспечивающих, в свою очередь, начало разработок и реализацию конкретных проектов атомных энергетических установок.

Среди наиболее важных исследований, имевших определяющее значение для создания атомной энергетики для ВМФ и полученных по ним результатов, следует отметить работы, связанные:

• с созданием технологических процессов добычи и приготовления компонентов топливного цикла при использовании принципиально нового ядерного горючего, которое в отличие от органического топлива энергоемкостью до 10000 ккал/кг содержит, например, в одном килограмме U235 энергию 760 МВт сутки (1,5х1010 ккал/кг), т.е. в полтора миллиона раз больше, что практически снимает все ограничения для АЭУ по дальности и продолжительности плавания корабля;
• с теоретической разработкой и экспериментальным определением основных закономерностей взаимодействия нейтронов с ядрами, результаты которых позволили сделать вывод о возможности размещения ядерного горючего в объемах, значительно меньших по сравнению с аналогичными объемами топок на органическом топливе; - с определением основных характеристик спонтанного (сильно экзотермического) деления тяжелых ядер, в том числе среднего распределения энергии на одно деление (суммарно 200 Мэв) с созданием расчета активных зон реакторов;
• с определением распределения продуктов деления, среднего числа мгновенных нейтронов, энергетического спектра нейтронов деления, данных по запаздывающим нейтронам, а также множество других характеристик процессов деления тяжелых изотопов, позволивших принимать конструктивные решения по активным зонам и системам регулирования, что обеспечивало устойчивое поддержание цепных реакций на стационарных и переменных режимах работы ядерных реакторов;
• с разработкой новых конструкционных материалов для ядерных реакторов, обеспечивающих их работу в условиях больших нейтронных потоков и других видов излучений, что позволяло создавать конструкции АЭУ на требующийся для кораблей достаточно большой срок службы;
• с разработкой теории и методов формирования биологической защиты реакторов и медико-биологических вопросов, которые позволяли решать проблемы как обитаемости плавающих объектов, так и обеспечения ядерной и радиационной безопасности транспортных АЭУ.

Решены были также и научно-технические задачи большого перечня НИОКР, которые позволили выработать систему, нормы, методы и правила проектирования корабельных реакторных установок.

Общее руководство всеми работами по атомной энергетике осуществляли академики И.В. Курчатов и А.П. Александров.

Следует отметить, что начальный этап создания корабельной атомной энергетики проходил в обстановке повышенного режима секретности, а технические задания на создание корабельных АЭУ не проходили согласования с представителями ВМФ, что требовалось в соответствии с принятым в кораблестроении порядком для всех видов новой техники и вооружения. Кроме того, всё в области корабельной атомной энергетики было настолько новым, что потребовало решения целого комплекса принципиальных научно-технических задач. В частности, было необходимо: выбрать тип и количество ядерных реакторов; определить материалы, форму тепловыделяющих элементов, тип теплоносителей для съема тепла в активной зоне и конструктивные решения, обеспечивающие его подвод и отвод; определить оптимальные параметры рабочего тела контуров и способы циркуляции теплоносителя; разработать принципы и системы управления и защиты реактора; компоновочные схемы биологической защиты, а также решить множество других задач по разработке первой корабельной АЭУ.

В результате выполненных исследований и проработок окончательно было принято решение создать два типа АЭУ для подводных лодок: с водо-водяным реактором под давлением (установка ВМ-А, наземный прототип стенд 27/ВМ) и реактором, для которого в качестве теплоносителя использовался жидкий металл Pb-Bi (установка 645ВТ, наземный стенд 27/ВТ).

Создание, испытание и выбор в последующем для кораблей одного из двух типов реакторов были обусловлены стремлением как можно более обоснованно, с проверкой в корабельных условиях отработать наиболее надежный и безопасный тип реактора.

Такой путь тогда повторял, в известной мере, путь американцев, которые вначале также пошли по пути создания двух типов реакторов, с той только разницей, что в качестве жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) ими был принят Na (более агрессивный по сравнению с Pb-Bi), от которого после первых же испытаний, приведших к серьезным авариям, им пришлось отказаться,

Первая корабельная паропроизводящая установка (ППУ) ВМ-А разрабатывалась Научно-исследовательским конструкторским институтом энергетической техники (НИКИЭТ) под руководством академика Н.А. Доллежаля, паротурбинная установка (ПТУ) на базе ГТЗА-ТВ9 -турбинным КБ Ленинградского Кировского завода под руководством М.А. Козака, парогенераторы для установки ВМ-А - Специальным конструкторским бюро котлостроения (СКБК) Балтийского завода под руководством Г.А. Гасанова.

Разработкой АЭУ в целом руководили главные конструкторы по специальностям СКВ-143 Г.А. Воронич, П.Д. Дегтярев и В.П. Горячев. В создании первых образцов корабельных АЭУ принимало участие несколько десятков специализированных НИИ, КБ и заводов, обеспечивавших разработку и поставку комплектующего оборудования.

Изначально корабельным энергетикам для создания АЭУ первого поколения пришлось решать чрезвычайно сложную задачу из-за необходимости размещения установки в весьма ограниченных объемах, выделенных для ППУ и ПТУ, и достижения удельной массы установки в целом " 70 кг/л.с., что примерно вдвое жестче по требованиям, чем в американских установках.

В корабельном варианте АЭУ включала в себя две ППУ, в составе каждой из которых предусматривались один ядерный водо-водяной реактор ВМ-А с двухходовым движением теплоносителя по активной зоне, парогенератор, состоящий из четырех секций; главный и вспомогательный циркуляционные насосы первого контура, а также системы газа высокого давления, подпитки и аварийной проливки первого контура, воздухоудаления и отбора проб. Охлаждение оборудования ППУ обеспечивали третий и четвертый контуры. В каждой из двух ПТУ предусматривался главный турбозубчатый агрегат (ГТЗА) с обслуживающими системами.

Передача мощности от однокорпусной главной турбины на вал осуществлялась через двухступенчатый редуктор с раздвоением мощности. Подключение ГТЗА к валопроводу производилось с помощью шинно-пневматической муфты. Отличительной особенностью ПТУ первого поколения явилось использование электрогенератора с приводом от редуктора главной турбины.

Обеспечение мощности АЭУ первого поколения 17500 л.с. в заданных объемах оказалось сложнейшей научно-технической проблемой и потребовало создания высоконапряженной активной зоны и прямоточных парогенераторов. По этой же причине давление в первом контуре необходимо было принять около 200 кгс/см2 чтобы обеспечить параметры пара по второму контуру - давление 36 кгс/см2 и температуру 310°С. В угоду уменьшения массогабаритных показателей установки были приняты "навешенные" на ГТЗА электрогенераторы.

Как показал первый же опыт эксплуатации, в том числе и опытная эксплуатация первой АПЛ, все принятые выше решения предопределили ряд серьезных недостатков установок ВМ-А, таких, как низкая надежность работы первых образцов активных зон, малый ресурс (приблизительно 1000 ч) первых конструкций прямоточных парогенераторов, частые отказы в работе бессальниковых затворов (отсечной арматуры по первому контуру), сложности в управлении установкой из-за "навешенных" генераторов, неудовлетворительное качество водоподготовки по контурам, частые отказы главных циркуляционных насосов (ГЦН) и вспомогательных циркуляционных насосов (ВЦН), а также ряд других недостатков, устранение которых вылилось в необходимость решения целого ряда сложнейших научно-технических задач.

С момента начала строительства первой АПЛ к работам по ее созданию был подключен флот, в частности группу специалистов ВМФ возглавил И.Д. Дорофеев. Совместными усилиями специалистов отраслевой науки, промышленности и ВМФ на основе дополнительных экспертиз проектных решений, анализа результатов эксплуатации стенда 27/ВМ, опытной эксплуатации АПЛ проекта 627 и целой серии испытаний опытных образцов, работы по которым возглавляли, как правило, специалисты 1-го ЦНИИ МО, было сделано несколько программ по отработке и доведению основного оборудования АЭУ до уровня требований заказчика.

Большой объем работ был проделан в области повышения надежности парогенераторов и совершенствования систем водоподготовки. Было создано и испытано около двух десятков различных парогенераторов (ПГ), испытаны разнообразные материалы для трубных систем - от углеродистых сталей до титановых сплавов. Проведено множество испытаний опытных образцов ПГ. В этой работе особая роль принадлежит Г.А. Гасанову и специалистам возглавляемого им КБ.

Существенный вклад в отработку парогенераторов первого поколения внесли специалисты 1-го ЦНИИ МО М.И. Киргичев. Н.А. Черноземова. В части отработки водоподготовки и отдельных механизмов много было сделано также сотрудниками 1-го ЦНИИ МО А.В. Кожевниковым, А.И. Свиташовым и Г.А. Сокальским.

Работа по совершенствованию водоподготовки первого контура, выполнявшаяся в Институте атомной энергии (ИАЭ) под руководством известного специалиста Н.В. Потехина, проводилась с постановкой значительного объема экспериментальных работ и дала положительные результаты.

Работы по совершенствованию водоподготовки второго контура, включая разработку ионо- и электронно-ионообменных термостойких материалов, проводившиеся в ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова, возглавил Л.П. Седаков, активное участие в них принимали специалисты этого института Ю.К. Душин, Р.К. Платонов, Г.Я. Рассадин. Значительный вклад в разработку инструментальных и химико-аналитических методик контроля основных показателей качества воды внесли Н.Д. Боярская, В.К. Сендо, Г.И. Ройф.

Особо следует отметить выдающуюся роль в становлении и развитии корабельной атомной энергетики первого и последующих поколений Отделения физико-технических проблем энергетики Академии наук СССР, в котором плодотворно работают известные ученые академики Н.А. Доллежаль, В.И. Субботин, А.А. Саркисов, Н.С. Хлопкин.

Венцом многотрудных усилий коллективов корабельных атомщиков Министерства среднего машиностроения, Министерства судостроительной промышленности, ВМФ и целого ряда других ведомств стало событие, которое произошло 4 июня 1958 г. в 10 ч 03 мин, когда впервые в истории отечественного флота опытная лодка начала движение под АЭУ. А.П. Александров, руководивший испытаниями установки, записал в вахтенном журнале: "Впервые в стране на турбину без угля и мазута был подан пар".

Более трудной оказалась судьба второго варианта корабельной атомной энергетической установки (КАЭУ) с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ).

Реализация установки с ЖМТ свинец-висмут по целому ряду ее особенностей оказалась значительно более сложной в отработке и потребовала решения таких проблем, как:

• обеспечение надежной работы активных зон при значительно более высоких температурах (до 500-600°С);
• обеспечение надлежащего качества сплава, названного в документации "технологией тяжелого теплоносителя";
• обеспечение поддержания сплава в горячем состоянии как корабельными, так и базовыми средствами, что потребовало создания в базах специальной инфраструктуры.

Сложной оказалась и проблема обеспечения надежной работы парогенераторов с многократной принудительной циркуляцией, которые были приняты в этой установке, хотя по условиям гидродинамики в связи с наличием сепараторов во втором контуре проблема надежности трубных систем, казалось бы, должна была решаться проще, чем в прямоточных генераторах.

Очень трудно решались проблемы уплотнений насосов первого контура, в частности, обеспечение надежной работы уплотнений. Разветвленность первого контура породила и проблему "подмораживания" сплава на отдельных участках, что потребовало принятия специальных мер конструктивного плана, а также привело к значительному усложнению эксплуатации установки.

Проблема возможности безопасного замораживания-размораживания сплава так и осталась пока не решенной.

Хотя изменения объема теплоносителя за счет изменения его температуры в установках с ЖМТ на эксплуатационных режимах значительно меньше, чем в ППУ с водо-водяными реакторами (ВВР), и обеспечивается так называемыми "буферными емкостями" и схемными решениями с включением в них насосов возврата протечек, последние оказались в работе недостаточно надежными.

Перечисленные сложности значительно повлияли на оценку ППУ с ЖМТ, которая обладает, в принципе, такими неоспоримыми преимуществами, как: низкое давление в первом контуре, что делает их значительно потенциально более безопасными; возможность улучшения массогабаритных показателей (на 15-20% по сравнению с ВВР); возможность создания реакторной установки предельной безопасности и ряда других положительных качеств.

Созданный первый вариант ППУ с ЖМТ по своим выходным характеристикам мало чем отличался от ППУ с ВВР.

КАЭУ с ЖМТ в своем составе имела также два реактора, обеспечивающих генерацию пара в парогенераторах с многократной принудительной циркуляцией (МПЦ), и работу двух ГТЗА, унифицированных с ГТЗА проекта 627 и примерно той же мощности.

Начавшаяся удачно опытная эксплуатация АПЛ, к сожалению, была прервана из-за аварии одного из реакторов вследствие нарушения теплосъема в активной зоне ввиду неотработанной на тот период "технологии тяжелого теплоносителя". Образовавшиеся "шлаки" и их несвоевременное удаление привели к нарушению циркуляции сплава в отдельных участках активной зоны.

Тем не менее, созданная установка явилась значительным шагом в деле развития корабельной атомной энергетики. Она показала принципиальную возможность реализации преимущества ППУ с ЖМТ и определила круг проблем, которые необходимо было решать в будущем при создании установок подобного типа.

Научное руководство созданием КАЭУ с ЖМТ осуществлял А.И. Лейпунский, ему помогали такие известные ученые ФЭИ, как В.И. Субботин, Б.Ф. Громов и многие другие. Главным конструктором этой установки был Б.М. Шолкович, он руководил большим высококвалифицированным коллективом конструкторов ОКБ "Гидропресс". Большой вклад в создание КАЭУ с ЖМТ внесли специалисты энергетики ЦКБ проектанта АПЛ: П.Д. Дегтярев, В.Н. Горячев, Р.И. Симонов, В.И. Касаткин. От 1-го ЦНИИ МО работу по этой установке вели В.М. Козлов, В.Ф. Акимов, от ВП МО Б.К. Данилов, Е.И. Новиков, В.И. Шарадин.

Важную роль в становлении корабельной атомной энергетики сыграла опытная эксплуатация первых АПЛ. Опытная эксплуатация атомных энергетических установок проводилась по специально разработанным программам и имела целью, прежде всего, выявление недостатков этих установок и определение мероприятий по их устранению, а также исключение подобных недостатков при создании АЭУ следующих поколений.

Руководство опытной эксплуатацией КАЭУ первых АПЛ в соответствующие периоды времени, в том числе с участием в длительных походах на них, от 1-го ЦНИИ МО осуществляли И.Д. Дорофеев, Я.Д. Арефьев, В.В. Арсентьев, Я.В. Лукин, В.М. Козлов. Естественно, непосредственными организаторами выполнения программ опытной эксплуатации на первых АПЛ были командиры БЧ-5 этих лодок Б.П. Акулов, Р.А. Тимофеев, О.Л. Нагорских, В.А. Рудаков.

В тесном общении с академической наукой выросли специалисты по атомной энергетике на флоте: Л.В. Романенко, Ю.В. Михайлов, Л.В. Сухарев, В.И. Нижников, В.А. Полянский, О.В. Беклемишев, В.А. Бочаров, В.В. Балабин, Н.Д. Матюхин, Г.П. Полусмяк, Ю.С. Гладков, Н.М. Лазарев и другие. Особо следует отметить постоянные контакты А.П. Александрова с офицерами и матросами первых атомных подводных лодок. Хотя по своему статусу ему и не надо было постоянно бывать на кораблях, тем не менее, Анатолий Петрович практически большую часть этого периода часто бывал на флоте. Главнокомандующий ВМФ Адмирал Флота Советского Союза С.Г. Горшков назвал его "отцом атомного флота", а моряки душевно и по доброму называли его "дедом". Большая роль в организации эксплуатации энергоустановок атомных подводных лодок в этот период принадлежит М.М. Будаеву.

Практически все рекомендации, разработанные в группах опытной эксплуатации, были оформлены в виде решений ведомств и реализованы в последующих периодах эксплуатации, а также при проектировании и строительстве новых кораблей с АЭУ.

Первый опыт эксплуатации АПЛ позволил заинтересованным организациям подготовить, а Правительству уже 28 августа 1958 г. принять специальное постановление о создании корабельных атомных энергетических установок второго поколения. Подготовка этого постановления велась совместно Минсредмашем, Минсудпромом и Военно-Морским Флотом. Активно участвовали в его подготовке Н.А. Николаев, Е.Д. Костыгов и А.К. Усыскин. Работы предполагалось широко развернуть в начале 60-х годов, а строительство достаточно крупных серий АПЛ и НК предполагалось развернуть во второй половине 60-х годов. Под каждый тип подводных лодок для реализации заложенных в них ТТХ, в первую очередь по скорости, требовались существенно различные мощности АЭУ. Поэтому первоначально предполагалось создание трех типов установок. Но уже на стадии технического проектирования возникло предложение обеспечить основные корабли второго поколения единой максимально унифицированной установкой. Инициаторами этого предложения выступили специалисты 1-го ЦНИИ МО.

Задача была решена путем создания по существу двух модификаций ППУ, в одной из которых предусматривалось 5, а в другой - 4 полностью унифицированных парогенератора.

Необходимые мощности набирались за счет двух реакторов в ППУ ОК-ЗОО для АПЛ проекта 671 и двух реакторов в ППУ ОК-700 для проекта 667. Для АПЛ проекта 670 впервые предусматривалась однореакторная установка с ППУ ОК-350. Паротурбинные установки для АПЛ проектов 670 и 671 принимались одновальными (с ГТЗА-615 и ГТЗА-631), а для АПЛ проекта 667 - двухвальными (с ГТЗА-635), максимально унифицированными. При этом для АПЛ проекта 667 в каждой ПТУ оставался один из двух турбогенераторов, предусмотренных в одновальных вариантах. Главные турбины и турбины электрогенераторов ТГ для соответствующих проектов, где требовались меньшие мощности на полных скоростях, фактически работали не на полных, а на частичных нагрузках, что и предусматривалось проектной документацией.

Важными проблемами при создании КАЭУ второго поколения явились:

• создание максимально унифицированных установок для всех проектов АПЛ второго поколения;
• повышение агрегатной мощности на 15-70% по сравнению с АЭУ первого поколения;
• уменьшение массы и габаритов показателей на 20-30%;
• - сокращение протяженности трубопроводов первого контура и максимально возможное агрегатирование ППУ, что было достигнуто за счет применения патрубков "труба в трубе" и размещения насосов первого контура на парогенераторах;
• исключение отсечной арматуры по первому контуру и принятие специальных схемных решений по недопущению переопрессовок первого и второго контуров;
• внедрение ремонтопригодных конструкций, особенно для парогенераторов, и повышение надежности, в том числе ресурса, примерно в 2 раза для установок в целом и комплектующего оборудования в частности;
• обеспечение надежного расхолаживания ППУ на естественной циркуляции с достаточно высоких уровней мощности установок;
• применение в составе КАЭУ автономных турбогенераторов;
• повышение степени автоматизации управления и контроля за работой КАЭУ и ряд других проблем.

Все перечисленные, а также целый ряд задач по улучшению безопасности, надежности, живучести, технологичности и других показателей качества и доведения их до уровня требований ВМФ в основном были выполнены.

Испытания, а также последующая эксплуатация показали, что основные проектные характеристики КАЭУ второго поколения были достигнуты, в том числе по мощности, маневренности, условиям обитаемости.

Проведенные натурные испытания подтвердили и возможность расхолаживания ППУ на естественной циркуляции с 50% мощности от номинальной. Вместе с тем в процессе эксплуатации выяснились серьезные недостатки в обеспечении работы первых образцов активных зон, парогенераторов, части трубопроводов первого контура, находящихся под биологической защитой. Для устранения этих недостатков разрабатывались новые либо дорабатывались ранее созданные конструкции, которые были внедрены в соответствующие периоды времени на всех АПЛ второго поколения.

Разработку ППУ ОК-ЗОО, ОК-350 и ОК-700 осуществляло ОКБМ, которым руководил И.И. Африкантов, а затем Ф.М. Митенков. Большие заслуги в создании этих установок, их отработке и испытаниях принадлежат высококвалифицированным специалистам ОКБМ, в том числе Е.Н. Черномордику, О.Б. Самойлову, Ю.Н. Кошкину. Научное руководство работами по созданию и обеспечению эксплуатации КАЭУ второго поколения осуществляли А.П. Александров, Н.С. Хлопкин, Г.А. Гладков, Б.А. Буйницкий.

Парогенераторы, как и для ППУ первого поколения, разрабатывались группой специалистов во главе с Г.А. Гасановым, а затем с И.А. Федоровым. Паротурбинные установки разрабатывались конструкторским бюро под руководством А.Х. Старостенко и М.А. Козака. Комплексное проектирование установок в целом осуществляли ведущие специалисты-энергетики ЦКБ-проектантов кораблей: И.Д. Спасский, И.П. Янкевич, Г.Я. Альтшулер, П.Д. Дегтярев, Р.И. Симонов, В.П. Горячев, Ю.В. Осипов, Ю.Б. Бабанский.

От 1-го ЦНИИ МО активно работали по созданию АЭУ второго поколения, в том числе осуществляя руководство межведомственными испытаниями основных видов оборудования и испытаниями установок на кораблях, В.Г. Бенеманский, Б.И. Максименко, А.А. Давыдов, И.С. Беляков, Л.И. Башкиров, А.Я. Благовещенский, от военной приемки - МО Е.Е. Фрумсон, В.Н. Казаков, Г.Н. Мордвинов.

Параллельно с решением научно-технических проблем в обеспечении создания КАЭУ АПЛ второго поколения отечественная наука решала еще две важные задачи. Первая из них была связана с обеспечением создания опытной, самой скоростной в мире АПЛ проекта 661, что потребовало от энергетиков разработки самой мощной КАЭУ. Вторая проблема заключалась в создании малогабаритной, маломощной атомной установки, которую можно было бы размещать в отдельном контейнере, "подвешивая" его в кормовой части дизель-электрических подводных лодок. Обе эти задачи в части реакторных установок решались Научно-исследовательским и конструкторским институтом энерготехники (НИКИЭТ). Для АПЛ проекта 661 была создана ППУ В-5 с водо-водяным реактором и размещенными вокруг него секциями прямоточных парогенераторов, включенных на свои гидрокамеры, соединенные с реактором патрубками "труба в трубе". Агрегатирование каждой из двух ППУ, установленных на АПЛ, с конструкторской точки зрения, отличалось исключительной оригинальностью и смелостью проектных решений.

Принятая "плотная" компоновка и размещение оборудования затрудняли обеспечение его ремонтопригодности, однако задача сохранения работоспособности установки при отдельных отказах секций ПГ решалась за счет возможности отсечения секций в ремонтные периоды.

Руководили разработками этого проекта известные специалисты НИКИЭТ П.А. Делено, Н.П. Дорофеев. Паротурбинные установки разрабатывало КБ во главе с главным конструктором В.Э. Бергом.

Как показал опыт эксплуатации АПЛ проекта 661, ее атомная энергетическая установка оказалась достаточно надежной и в основном соответствовала предъявленным к ней требованиям. Имевшие место отдельные отказы и неисправности оборудования, в том числе и незначительные течи по первому контуру, устранялись в периоды межпоходовых ремонтов.

От 1-го ЦНИИ МО работу по этой установке вели К.М. Кулагин и П.М. Христюк.

Спроектированная НИКИЭТ установка ВАУ-6 предназначалась для использования в качестве вспомогательного источника электроэнергии на дизель-электрических подводных лодках (ДПЛ) с целью обеспечения их длительного подводного хода и зарядки аккумуляторных батарей без всплытия. В установке была принята одноконтурная схема с водо-водяным реактором, работающая по прямому циклу. Турбогенератор для этой установки был разработан Калужским турбинным заводом (КТЗ), стендовые испытания, проводившиеся на специальном стенде, созданном в Научно-исследовательском технологическом институте (НИТИ), испытания установки на ДПЛ проекта 651Эв 1965 г. и последующая опытная эксплуатация в период 1986-1991 гг. подтвердили работоспособность этой установки, но вскрыли и целый ряд недостатков, которые затем устранялись.

Большая заслуга в создании этой установки принадлежит ведущим специалистам НИКИЭТ П.А. Деленсу, В.Н. Аксеновой. От 1-го ЦНИИ МО работы по установке вели Ю.А. Убранцев, М.А. Шкроб, С.Г. Замаховский.

Следует отметить большую роль представителей военной приемки, аккредитованных в НИКИЭТ и осуществлявших научно-техническое наблюдение и контроль за разработкой и созданием установок первого поколения, В-5 и ВАУ-6, - Ю.П. Бабина, В.М. Соловьева, А.М. Зубкова, С.М. Лосева.

Проектирование и строительство АПЛ третьего поколения потребовало создания таких корабельных АЭУ, которые по своим качественным показателям существенно превосходили бы КАЭУ второго поколения. В частности, для создания установок третьего поколения была поставлена задача повышения их мощности более чем в 2 раза по сравнению с предшествующими, но без существенного изменения массы и габаритов. При этом требовалось обеспечить более высокую по сравнению с установками второго поколения безопасность, надежность, ремонтоспособность, акустическую скрытность, маневренность. Для решения всех этих проблем разработка ППУ осуществлялась на конкурсных началах. В конкурсе принимали участие ОКБМ, НИКИЭТ, ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова, а также конструкторское бюро Ижорского завода.

В результате рассмотрения выполненных к 1965 г. проектов научно-технический совет 1-го ЦНИИ МО с участием всех заинтересованных предприятий, а затем и НТС МСМ рекомендовали для дальнейшей разработки установку ОК-650Б-3, предложенную Особым конструкторским бюро машиностроения (ОКБМ). Руководили разработкой этой установки Ф.М. Митенков, О.Б. Самойлов, Г.Ф. Носов. Над созданием установки трудился большой коллектив высококвалифицированных сотрудников ОКБМ.

Проблема обеспечения высокой компактности установки была решена путем значительного повышения энергонапряженности активной зоны. Кроме того, была повышена энергонапряженность парогенератора, а также предусмотрено агрегатирование основного оборудования. Благодаря указанным техническим решениям удалось создать установку, парогенерирующий блок которой мог транспортироваться по железной дороге. Это позволяло изготавливать весь блок, включающий корпус реактора, парогенераторы, насосы и фильтры очистки первого контура, на машиностроительном заводе и тем самым повысить качество изготовления ответственных элементов ППУ. Для повышения надежности и безопасности установка ОК-650 Б-З была выполнена с обеспечением достаточно высокого уровня естественной циркуляции теплоносителя первого контура. Это достигалось за счет размещения парогенераторов выше активной зоны, а также значительного уменьшения гидравлического сопротивления первого контура, для чего в ОКБМ был разработан парогенератор с движением теплоносителя первого контура в межтрубном пространстве. Обеспечение естественной циркуляции теплоносителя первого контура позволяло не только осуществлять расхолаживание с использованием системы безбатарейного расхолаживания, но и работать на ходовых режимах без насосов первого контура при мощностях примерно до 30% от номинальной. Последнее дало возможность уменьшить число насосов первого контура до двух, что в определенной мере компенсировало увеличение габаритов ядерной реакторной установки (ЯРУ), вызванное необходимостью естественной циркуляции.

Для подтверждения принятых технических решений на наземном стенде КВ-1 (прототипе корабельной установки), созданном по инициативе ВМФ и МСМ, были проведены всесторонние испытания. Большая роль в создании Научно-исследовательского технологического института, где были сооружены стенды КВ-1, КВ-2, КМ-1 и др., начиная с выбора площадки для его строительства и кончая современными полномасштабными испытаниями прототипов КАЭУ, наряду с руководителями НИТИ А.Н. Проценко, Е.П. Рязанцевым, Ю.А. Прохоровым, В.А. Василенко принадлежит и специалистам 1-го ЦНИИ МО И.Д. Дорофееву, Я.Д. Арефьеву, О.Ю. Лейкину, Ю.А. Убранцеву, А.Я. Благовещенскому, С.М. Бору, В.Д. Кошеверову. В процессе испытаний были не только подтверждены основные характеристики установки, но и выявлена возможность увеличения мощности при работе на естественной циркуляции, а также скорости разогрева теплоносителя первого контура при вводе установки в действие.

Последующая эксплуатация корабельных ядерных реакторных установок (КЯРУ), начиная с 1981 г., на стенде КВ-1 выявила отдельные недостатки и недоработки, касающиеся активных зон, системы компенсации давления и системы очистки, которые были впоследствии устранены, а установка в целом была модернизирована в направлении упрощения технологии изготовления и повышения энергонапряженности парогенератора.

В качестве паротурбинных установок для АПЛ третьего поколения была разработана КБ Ленинградского Кировского завода (ЛКЗ) блочная ПТУ БПТУ-675, при создании которой главной новой задачей являлось снижение ее вклада в акустическое поле корабля. Руководил разработкой М.К. Блинов.

Кроме того. Калужским турбинным заводом под руководством В.И. Кирюхина была разработана БПТУ ОК-9, к которой, помимо жестких требований к виброшумовым характеристикам (ВШХ), предъявлялись более жесткие требования и к массогабаритным характеристикам, что потребовало широкого применения титана для ее изготовления. В ЦКБ-проектантах кораблей в разработку установок в целом большой вклад внесли В.В. Енюшин, Б.В. Осипов, Р.И. Симонов, К.А. Ландграф. От ВМФ в создании БПТУ значительный вклад внесли В.Ф. Дерюгин, В.И. Васильев, Г.А. Загоскин, К.В. Васильев.

Создание крупных надводных кораблей с ракетно-ядерными и другими видами оружия настоятельно требовало разработки и внедрения на них атомных энергетических установок с целью обеспечения практически неограниченных по энергозапасам дальности и продолжительности плавания, а также высвобождения значительной доли водоизмещения для размещения авиационного, ракетного и других видов оружия. Первой, специально разработанной КАЭУ для надводного корабля проекта 1144, который был сдан ВМФ в 1980 г., была установка с ППУ КН-З и ГТЗА-653. Эта установка имеет в своем составе две ППУ с ВВР и два ГТЗА мощностью по 70 тыс. л.с., каждый из которых работает на свою линию вала. На корабле предусмотрены также два резервных котла производительностью 115 т/ч каждый. Главными проблемами, которые приходилось решать при создании этой установки, являлись:

• разработка реакторов с единичной мощностью, существенно превышающей уже имеющиеся образцы;
• разработка комплексной системы управления КАЭУ и котлами с обеспечением возможности их совместной и раздельной работы;
• обеспечение перезарядки активных зон реакторов и ремонтопригодности КАЭУ в условиях размещения ее на надводном корабле, особенностью которого является наличие большого количества помещений и оборудования, располагающихся непосредственно над энергетическими отсеками;
• обеспечение надежности работы систем первого контура, газа высокого давления (ГВД), которые в условиях размещения на надводных кораблях оказались подверженными значительным циклическим нагрузкам, приводящим к появлению в конструкциях трещин.

Разработка ППУ КН-З выполнялась ОКБМ под руководством Ф.М. Митенкова, О.Б. Самойлова, Ю.К. Панова. Разработка ГТЗА-653 осуществлялась КБ ЛКЗ под руководством В.Э. Берга.

Активное участие в создании этой КАЭУ принимали от 1-го ЦНИИ МО П.Е. Букин, А.Н. Батырев; от ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова - Е.В. Рыжкин, А.А. Крайнев, В.П. Постников, А.В. Воронцов, А.Г. Поздеев.

Вторым типом АЭУ, примененной на надводном корабле проекта 1941, является АЭУ с ППУ ОК-900Б и ГТЗА-688. Эта установка в максимальной степени унифицирована с установками атомных ледоколов. ППУ разрабатывались также ОКБМ, а ПТУ - КБ ЛКЗ. В связи с особенностями энергетической установки проекта 1941 (в части электроэнергетических систем и систем управления) отработка ее на комплексных швартовых испытаниях оказалась достаточно сложной. Тем не менее испытания показали, что установка практически соответствовала всем предъявленным к ней требованиям. Комплексными швартовыми испытаниями этой установки руководил представитель 1-го ЦНИИ МО Б.Г. Константинов.

Институты МСП, МСМ, ВМФ и ЦКБ-проектанты кораблей постоянно осуществляли систематический анализ и обобщение опыта проектирования и эксплуатации АЭУ, проведение НИР и ОКР в обеспечение повышения качества созданных и перспективных КАЭУ. На базе этих работ велась подготовка последующих постановлений правительства (1972 г., 1977 г., 1986 г.) о развитии корабельной атомной энергетики на соответствующие периоды. В подготовке этих решений участвовали специалисты ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова и 1-го ЦНИИ МО.

В начале 60-х годов перед учеными и специалистами по корабельной атомной энергетике была поставлена особо трудная задача: разработать КАЭУ, которая могла бы обеспечить создание комплексно автоматизированной, высокоманевренной, высокоскоростной АПЛ минимального водоизмещения, с ограниченным количеством личного состава. Для реализации такого проекта было проведено конкурсное проектирование различных типов КАЭУ с участием самых квалифицированных в области атомной энергетики КБ и НИИ страны.

На стадии эскизного проектирования было разработано более десятка вариантов КАЭУ, из них для дальнейшей проработки приняли два принципиально различных варианта, один из которых включал в состав установок водо-водяной реактор (ВВР), а второй - реактор с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). К сожалению, выделенные в АПЛ объемы и массы для КАЭУ не позволяли разместить установку с ВВР, вследствие чего для дальнейшего проектирования утвердили установку с ЖМТ. Такое решение было принято после многочисленных усилий вписать в отведенные объемы установку с ВВР. Но эту задачу в тот период решить так и не удалось. Неоднократное рассмотрение этого вопроса на научно-технических советах различных организаций и научно-техническом совете МСМ в конце концов привело к решению о разработке для этого проекта двух типов ППУ с ЖМТ - первый ППУ ОК-550 разрабатывался ОКБМ, второй вариант БМ40А - ОКБ "Гидропресс". В качестве паротурбинной установки была принята единая унифицированная ПТУ ОК-7.

Научное руководство проектом АПЛ и КАЭУ в целом осуществлялось академиком А.П. Александровым, научное руководство созданием ППУ с ЖМТ возглавил член-корреспондент АН УССР А.И. Лейпунский. Разработку ППУ ОК-550 возглавил И.И. Африкантов, а затем Ф.М. Митенков. Конструкторским коллективом руководил Н.М. Царев, непосредственно разработкой ППУ БМ40А - В.В. Стекольников. В разработке активных зон для обоих вариантов ППУ и научном руководстве разработками большая заслуга принадлежит Физико-энергетическому институту (ФЭИ) МСМ и его ведущим ученым и специалистам - Б.Ф. Громову, Г.И. Тошинскому, В.Н. Степанову. Разработку ПТУ ОК-7 осуществлял коллектив конструкторов, возглавляемый В.И. Кирюхиным. Большой вклад в создание АЭУ внесли Р.И. Симонов, К.А. Ландграф и другие энергетики ЦКБ-проектанта. В разработке основного оборудования в качестве ведущих специалистов или председателей межведомственной комиссии (МВК) от ВМФ активное участие принимали специалисты 1-го ЦНИИ МО В.М. Паньков, Б.Г. Константинов (по реакторам), В.Ф. Акимов (по парогенераторам), П.А. Сорокин (по ПТУ), В.И. Васильев (по насосам ППУ и ПТУ). Установку в целом вел Я.Д. Арефьев, в дальнейшем - А.Ф. Зюзенков.

Опытная подводная лодка с ППУ ОК-550, построенная в Ленинграде, начала опытную эксплуатацию в декабре 1971 г., а головная лодка, строившаяся в Северодвинске, вступила в состав ВМФ в декабре 1977 г. В процессе разработки, строительства и накопления опыта эксплуатации в походах подводных лодок этого проекта был решен широкий спектр проблем: обеспечено создание высокоманевренной, скоростной АПЛ малого водоизмещения с сокращенной численностью личного состава; отработана высоконапряженная, большой единичной агрегатной мощности энергетическая установка; повышен на 15-20% КПД энергетической установки за счет повышения температуры теплоносителя на выходе из ядерного реактора и температуры перегретого пара; реализована невозможность распространения радиоактивности во второй контур в случае разгерметизации парогенераторов; обеспечено расхолаживание реактора без использования парогенераторов и насосов первого контура и включения каналов расхолаживания; разработаны технология и устройства для поддержания необходимой чистоты сплава свинец-висмут в первом контуре энергетической установки; впервые применена более компактная и надежная свинцово-водная биологическая защита вместо железо-водной; получена большая агрегатная мощность в компактной (блочной) с высокой степенью автоматизации паротурбинной установке, работающей на повышенных параметрах пара; созданы технические средства с существенно лучшими массогабаритными характеристиками по сравнению с образцами, разработанными для подводных лодок второго поколения; использовано централизованное управление техническими средствами с пульта главного командного поста; впервые применена комплексная система автоматизированного управления, регулирования, защиты и контроля пароэнергетической, электроэнергетической и общекорабельных систем. В энергетической установке впервые реализованы логически связанная структура программного, автоматического, дистанционного и противоаварийного управления, а также движение и стабилизация подводной лодки по курсу и глубине на ходу и без хода; впервые применена двухкаскадная амортизация всей паротурбинной установки, позволившая снизить подводную шумность корабля и повысить взрывостойкость оборудования.

Для всех поколений корабельных АЭУ одной из наиболее сложных научно-технических проблем являлась проблема создания надежных и безопасных активных зон. За весь период освоения и эксплуатации кораблей с АЭУ в реакторах паропроизводящих установок использовалось около 30 типов активных зон, отличавшихся по виду теплоносителя, составу и конструктивному исполнению элементов, физическим, теплотехническим и экономическим показателям.

Применение значительного количества вариантов активных зон было обусловлено как потребностями различных проектов реакторных установок, так и необходимостью увеличения энергозапаса и срока службы активных зон, а также сложностью решения задач повышения надежности, живучести, стойкости к внешним воздействиям, безопасности и экономичности энергетических установок. Для решения этих задач необходимо было выполнить комплексные исследования влияния на работоспособность активных зон таких факторов, как высокая энергонапряженность реакторов; значительная глубина выгорания топлива; термобароциклические и вибрационные нагрузки элементов; статические и динамические наклонения корабля.

Решение проблемы в целом требовало поиска путей совершенствования конструкций элементов активных зон, оптимизации условий их изготовления и эксплуатации, в частности, в направлениях:

• создания и отработки слабораспухающих топливных и поглощающих композиций;
• применения в ТВЭлах компенсационных объемов, позволяющих уменьшить воздействие на оболочку ТВЭлов распухающей топливной композиции;
• разработки, испытания и внедрения новых оболочечных материалов, обладающих повышенными характеристиками пластичности, термической, коррозионно-эрозионной и радиационной стойкости в течение всего срока службы активных зон;
• выравнивания полей энерговыделения за счет варьирования концентрацией топлива, оптимизации состава и пространственного размещения твердых выгорающих поглотителей;
• улучшения теплогидравлических характеристик активных зон и их элементов за счет использования интенсификаторов теплообмена, увеличения теплопередающей поверхности и снижения гидравлического сопротивления;
• создания и внедрения автоматизированных и высокоточных технологий изготовления активных зон и их элементов;
• совершенствования средств и методов измерения и контроля показателей качества активных зон при их изготовлении и эксплуатации;
• разработки и создания методов и средств диагностики и прогнозирования состояния активных зон;
• проведения исследовательских испытаний на надежность перспективных активных зон и их элементов в составе наземных стендов-прототипов корабельных АЭУ и исследовательских реакторов.

Комплекс работ, выполненных проектантами и изготовителями активных зон и их элементов, НИИ, КБ и заводами Минатома РФ, Судпрома и ВМФ, личным составом кораблей и их соединений, по созданию активных зон, совершенствованию технологии их изготовления и регламента эксплуатации позволил повысить энергоресурс и срок службы корабельных активных зон в 7-15 раз, что обеспечило эксплуатацию современных кораблей с одной перезарядкой реакторов в течение полного срока службы.

Для обеспечения непрерывности ядерно-топливного цикла кораблей с АЭУ организациями промышленности и ВМФ были созданы и внедрены в пунктах строительства, базирования и ремонта кораблей системы обеспечения перезарядок реакторов, включающие плавучие и береговые технические базы с перегрузочным оборудованием и хранилищами новых и отработавших активных зон.

Следует отметить, что в процессе создания корабельных активных зон участвовали самые различные организации. Конструкторские разработки активных зон и их элементов выполнялись коллективами НИКИЭТ, ОКБМ, Всесоюзным научно-исследовательским институтом неорганических материалов (ВНИИНМ). Специалистами Минатома и судпрома во главе с А.А. Бочваром, Н.С. Хлопкиным, Г.А. Гладковым, Г.Е. Романцевым, Б.Ф. Громовым, И.И. Малых, И.П. Засориным, Е.П. Рязанцевым, В.А. Василенко, Э.Л. Петровым, Т.С. Дидейкиным, Е.П. Клочковым и З.И. Четкиной выполнен значительный объем научно-исследовательских работ по обоснованию и подтверждению главных показателей качества активных зон. Технологическая отработка и изготовление различных проектов активных зон и их элементов осуществлялись квалифицированными специалистами заводов Минатома под руководством С.И. Золотухи и А.Г. Мешкова, А.И. Адрюшина и С.А. Кузнецова. Большой вклад в создание активных зон внесен сотрудниками 1-го ЦНИИ МО - Е.Т. Янушковским, И.С. Маслеником, В.И. Ивановым, В.Д. Кошеверовым, А.Н. Батыревым, В.А. Искриком, Г.А. Кузьминым, Б.И. Котовым, В.Б. Рыцевым и военной приемкой МО Б.И. Вишневским и Б.В. Вороновым.

Особое место среди проблем корабельной атомной энергетики занимает проблема обеспечения ядерной безопасности корабельных АЭУ на всех стадиях их жизненного цикла, а также при хранении и транспортировке ядерного топлива, которая заключается в необходимости исключения ядерной аварии, опасность возникновения и развития которой связана с особо тяжелыми последствиями военного, социально-политического, экономического и экологического характера.

Трудности обеспечения ядерной безопасности (ЯБ) корабельных АЭУ связаны со своеобразными особенностями корабельных реакторов (значительные энергонапряженность и масса ядерного топлива, близкие к предельным тепловые нагрузки), условиями повседневного использования кораблей, а также с возможностью их боевых и аварийных повреждений. В немалой степени уровень ЯБ зависит от надежности и живучести элементов энергетического оборудования, от наличия и эффективности специальных систем безопасности.

Следует отметить, что количество эксплуатируемых в настоящее время корабельных реакторов и их суммарная наработка (более 7500 реакторо-лет) превышают в 7-10 раз количество и наработку блоков отечественных АЭУ, что увеличивает вероятность возникновения ядерно-опасных ситуаций на кораблях ВМФ, в том числе и вследствие "старения" их оборудования. Озабоченность флота вызывает также значительное количество АПЛ, выведенных из эксплуатации.

Современной концепцией ЯБ корабельных АЭУ на всех этапах их жизненного цикла, а также при хранении и транспортировании ядерного топлива является защита личного состава, корабельного оборудования и окружающей среды путем принятия комплекса мер по исключению ядерной аварии, предотвращению ее развития. Эта концепция предусматривает реализацию на корабле, как и на АЭС, следующих трех групп фундаментальных принципов безопасности:

• первая группа принципов, связанная с управлением безопасностью, направлена на формирование и поддержание культуры безопасности, ответственности проектантов, заводов-изготовителей АЭУ (реакторной установки, их систем и оборудования), персонала судостроительных и судоремонтных заводов, личного состава кораблей, а также на создание действенной системы нормативного регулирования, надзора и проверки за деятельностью по обеспечению безопасности АЭУ;
• вторая группа принципов, связанная с созданием глубокоэшелонированной защиты, направлена на предотвращение аварий и ослабление их последствий за счет формирования барьеров на пути выхода радионуклидов и защиты этих барьеров от повреждения, обеспечение защиты персонала, населения от переоблучения при нарушении условий эксплуатации АЭУ, загрязнении окружающей среды в случае различных аварийных ситуаций;
• третья группа, связанная с обеспечением общетехнических принципов, направлена на использование апробированных инженерно-технических решений, реализацию требований проектной, технологической и эксплуатационной документации, обеспечение достоверной оценки безопасности и эффективности системы сбора, обработки и анализа информации об опыте эксплуатации корабельных АЭУ и их оборудования.

Опыт эксплуатации кораблей с АЭУ показывает, что соблюдение на них принципов самозащищенности реакторных установок и множественности защитных барьеров позволяет предотвращать выбросы радиоактивных веществ за пределы реакторного отсека и тем самым ограничить последствия аварий АЭУ и/или корабля для личного состава, населения и окружающей среды. Реализация этих принципов обеспечивается тщательным проектированием и гарантиями качества изготовления, отработанностью, надежностью и живучестью корабельных систем и оборудования, эффективным функционированием систем диагностирования и контроля их состояния, высоким уровнем подготовки и квалификации личного состава.

Состояние и уровень решения задач по обеспечению ядерной безопасности корабельных АЭУ позволяют утверждать, что организациями промышленности и ВМФ приняты, в целом, необходимые меры, направленные на исключение ядерных аварий, при этом:

• разработка и создание АЭУ и их составных частей (оборудования) регламентированы комплексом специальных стандартов и правил, а также общими техническими требованиями к кораблям, их АЭУ и реакторным установкам;
• основные типы ППУ и их составные части проходили или проходят отработку на натурных стендах-прототипах, опытных кораблях и на атомных ледоколах;
• все головные и опытные ППУ проходят межведомственные испытания (МВИ) по расширенным программам под контролем специальных межведомственных комиссий;
• проектанты кораблей и ППУ осуществляют гарантийный и периодический авторский надзор за эксплуатацией АЭУ и их составных частей;
• со стороны ВМФ осуществляется научно-техническое сопровождение и контроль качества проектирования, изготовления, монтажа, испытаний и отработки оборудования АЭУ;
• соблюдение требований и условий обеспечения ядерной безопасности корабельных АЭУ контролируется специальными органами надзора Минатома, Судпрома и Минобороны РФ;
• ввод в эксплуатацию АЭУ после строительства и ремонта корабля допускается только после проведения процедуры выдачи "Паспорта атомной установки" - сертификата (разрешения) органа Министерства обороны по надзору за безопасностью атомных установок;
• требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности АЭУ оговорены в эксплуатационной и ремонтной документации, руководствах и наставлениях ВМФ, перечнях ядерно-опасных работ и инструкциях на их выполнение, а также в других нормативно-технических документах;
• для повышения квалификации и качества подготовки офицерского, старшинского и рядового состава введены специальные курсы по ядерной безопасности в военно-морских училищах, учебных центрах ВМФ и отрядах специальной подготовки личного состава.

На кораблях ВМФ и технических базах проводятся инструктаж и тренировки по выполнению потенциально ядерноопасных работ, учения по отработке действий личного состава при авариях АЭУ и происшествиях, связанных с ухудшением радиационной обстановки, в том числе при хранении или транспортировании тепловыделяющих сборок (ТВС) реакторов корабельных АЭУ.

Необходимо отметить, что после каждого аварийного происшествия с АЭУ или отказа оборудования ППУ специалистами промышленности и ВМФ проводился, без промедления, тщательный анализ причин их возникновения и развития, а также определение реальных или возможных их последствий. На основе этого анализа разрабатывались и внедрялись технические и организационные меры по предотвращению такого рода аварий на всех кораблях с АЭУ, а также по локализации и смягчению последствий.

Основной вклад в решение проблемы ядерной безопасности корабельных АЭУ внесли специалисты Минатома и судпрома под руководством П.А. Деленса, В.Н. Аксеновой, Н.П. Дорофеева, В.Г. Адена, А.И. Клемина, О.Б. Самойлова, Е.Н. Черномордика, Н.М. Царева, И.И. Полуничева, 3.М. Мовшевича, В.А. Будникова, В.В. Степанова, В.А. Чистякова, Г.А. Гладкова, Б.А. Буйницкого, Г.Е. Романцова, А.И. Могильнера, Г.И. Тошинского, В.Н. Степанова, П.Д. Дегтярева, Р.И. Симонова, К.А. Ландграфа, В.В. Щеголева, И.П. Янкевича, В.В. Енюшина, И.И. Краснопольского, Р.И. Лафера, И.А. Цветкова, Н.М. Батракова, Г.П. Копылова, Н.Н. Зубова и Г.А. Кудрова.

Непосредственное и активное участие в НИОКР по обеспечению и повышению ядерной безопасности корабельных АЭУ, в работах по реализации и апробации их результатов принимали также специалисты 1-го ЦНИИ МО - Я.Д. Арефьев, Ю.А. Убранцев, Б.Г. Константинов, Е.Т. Янушовский, В.И. Иванов и С.А. Петров, а также Инспекции управления государственного надзора за ядерной и радиационной безопасностью МО - Н.З. Бисовка, Н.Н. Юрасов, Н.Г. Криницкий и Е.В. Лаухин.

В настоящее время с участием специалистов 1-го ЦНИИ МО разработаны и внедрены современные требования по обеспечению и повышению ядерной безопасности корабельных АЭУ на всех этапах их жизненного цикла, в том числе при возможных аварийных и боевых повреждениях кораблей. Для обоснования этих требований были использованы результаты анализа опыта проектирования и эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС и кораблей с АЭУ, требования МАГАТЭ по обеспечению безопасности объектов атомной энергетики. Внедрение этих требований на эксплуатируемых АЭУ и АЭУ строящихся кораблей позволяет снизить частоту возникновения аварийных ситуаций и, следовательно, обеспечить повышение боеготовности отечественных кораблей с АЭУ и безопасности их использования для личного состава, пунктов строительства, базирования и ремонта кораблей.

Особую остроту вопросы обеспечения безопасности АЭУ приобрели для АПЛ, выведенных и выводимых из эксплуатации вследствие исчерпывания ресурса и срока службы оборудования или аварийных происшествий с ними. Массовый их вывод в резерв, на консервацию или утилизацию начался с середины 80-х годов. Вывод из эксплуатации значительного количества отечественных АПЛ как с выгруженными, так и не выгруженными активными зонами требует оперативного и эффективного решения проблемы утилизации их реакторных отсеков, сложность которой связана с такими обстоятельствами, как:

• многочисленность и разнотипность реакторных отсеков, значительные их массы и габариты;
• выработка ресурса и срока службы оборудования и систем АЭУ, систем обеспечения живучести большинства кораблей, выводимых из состава ВМФ;
• скопление значительного количества АПЛ в пунктах базирования, ремонта и временного хранения АПЛ на плаву, потенциально представляющих радиационную ядерную опасность для окружающей среды и населения;
• необходимость одновременного обновления существующей системы обращения с радиоактивными отходами;
• необходимость обеспечения современных требований по ядерной, радиационной и экологической безопасности длительного хранения АПЛ на плаву, разделки, транспортирования, хранения и утилизации их реакторных отсеков;
• необходимость унификации технологии и средств утилизации АПЛ применительно к другим типам кораблей и судов с АЭУ, а также к судам их обеспечения.

Эти обстоятельства требуют значительных единовременных и ежегодных материальных, трудовых и финансовых затрат не только на утилизацию АПЛ и реакторных отсеков, но и на подготовку и проведение работ по предотвращению возможных аварий АЭУ и ликвидации последствий имевших место аварийных происшествий, на строительство дополнительных причалов и поддержание кораблей на плаву, для сохранения работоспособности и обслуживания ряда общекорабельных систем, а следовательно, и нахождения на кораблях определенного количества персонала.

Проводимые и планируемые в рамках специальной федеральной программы работы по утилизации АПЛ и их реакторных отсеков позволят решить эту сложнейшую, но крайне актуальную проблему.

В заключение необходимо отметить, что отечественная атомная наука и техника развивались совершенно самостоятельно и во многом опередили уровень зарубежных разработок, что послужило становлению и развитию корабельной атомной энергетики и полностью обеспечило потребности кораблестроения в разработке, создании и поставках на корабли атомных энергетических установок, соответствующих предъявленным им высоким требованиям. За создание корабельной атомной энергетики многие выдающиеся ученые, конструкторы и производственники были удостоены самых высоких государственных наград, в том числе Ленинских и Государственных премий. В их числе А.П. Александров, Н.А. Доллежаль, Н.С. Хлопкин, Ф.М. Митенков, Б.М. Шолкович, Г.А. Гасанов, М.А. Козак, Л.П. Седаков, В.И. Кирюхин и многие другие. От ВМФ Ленинской премии был удостоен И.Д. Дорофеев, Государственные премии были присуждены Я.Д. Арефьеву, Л.И. Башкирову, В.Г. Бенеманскому, В.Ф. Дерюгину, Х.А. Гуревичу, А.В. Кожевникову, Ю.А. Убранцеву, Е.Т. Янушковскому, В.М. Соловьеву и М.М. Будаеву.

Федеральное агентство по образованию Российской Федерации

Филиал «СЕВМАШВТУЗ» государственного образовательного

учреждения высшего профессионального образования

«Санкт-Петербургский государственный морской

технический университет» в г.Северодвинске

И.В. Маковеев

КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК.

Конспект лекций

Северодвинск

Маковеев И.В., Конструкции реакторных установок. Конспект лекций. - Северодвинск: Севмашвтуз, 2010. - 64 с.

Ответственный редактор: к.т.н., профессор, зав. каф. «Океанотехника и энергетические установки» А.И.Лычаков

Рецензенты: к.т.н., профессор Лычаков А.И..

Учебное пособие предназначено для студентов заочной формы обучения специальности «Океанотехника и энергетические установки», изучающих учебную дисциплину «Судовое главное энергетическое оборудование. Паропроизводящие установки». Содержит основной материал, необходимый для изучения конструктивных особенностей оборудования ППУ, на примере ледокола «Арктика».

Перечень принятых сокращений и условный обозначений………4

Введение………………………………………………………………………5

Обзор судов с ядерной энергетической установкой……………..…….6

Суда с ядерными энергетическими установками в России………….…

Компоновки судовых ЯППУ………………………………………….

Судовая ядерная энергетическая ледокола……………………………..

Судовая ядерная ППУ ледокола…………………………………………

4.1 Реактор, первый контур……………………………………………..

4.2Приводы ИМ СУЗ……………………………………………………

4.3 Первый контур и связанные с ним системы……………….………..

4.4. Система компенсации давления…………………………….………..

4.5. Система очистки и расхолаживания ……………………….………..

4.6. Система газоудаления……………………………………….………

4.7. Система отбора проб………………………………………………..

4.8. Система аварийного охлаждения активной зоны……………….

4.9.Второй контур………………………………………………………..

4.10. Третий контур………………………………………………………

4.11. Система ваккумирования…………………………………………..

4.12. Система 4 контура……………………………………………………

4.13. Система подпитки 1 контура и аварийной проливки реактора…..

4.14. Водно-химический режим……………………………………………

Литература ……………………………………………………………………….

Перечень принятых сокращений и условный обозначений

A3 - аварийная защита

АПН - аварийный питательный насос

АЭУ - атомная энергоустановка

БЧВ - большая частота вращения

ВКВ - верхние конечные выключатели

ГВД - аз высокого давления

ДЕ - дренажная ёмкость

ДУ - дистанционное управление

ЖРО - жидкие радиоактивные отходы

ЗО - защитная оболочка

ОУ - опреснительная установка

ПАР - пост аварийного расхолаживания

ПГ - парогенератор

ПД - продукты деления

ПЗ - предупредительная защита

ПКГ - периферийная компенсирующая группа

ПНД - подогреватель низкого давления

ППН - насос подпитки

РВ - радиоактивные вещества

РО - рабочий орган

РПН - разводочный питательный насос

РУ - реакторная установка

РЦ - расширительная цистерна

САОЗ - система подпитки и аварийного охлаждения активной зоны реактора

САР - система аварийного расхолаживания

САЭ - система аварийного электроснабжения

СК - смотровая колонка

Введение

Судовая ядерная энергетика начала свое развитие практически одновременно с появлением атомных электростанций. Побудительными стимулами для этого послужили новые, весьма важные потребительские качества, которые в принципе могла обеспечить ядерная энергетика, а именно:

Увеличение мощности движителей практически без ограничений;

Любой потребный энергозапас в реакторе;

Неограниченность плавания судов во времени и пространстве;

Повышенная автономность эксплуатации атомного флота в сравнении с судами на органическом топливе.

Перечисленные качества имеют стратегическое значение не только для коммерческих судов, но и для кораблей военно-морского флота, поэтому становление и развитие судовой ядерной энергетики в какой-то степени испытывало влияние параллельно развивающейся ядерной энергетики для ВМФ.

Более чем за 40 лет судовая ядерная энергетика прошла большой путь в своем развитии. Качественные изменения претерпели технологические схемы ядерных энергетических установок (ЯЭУ), их структура, конструкция оборудования, компоновочные решения, системы управления.

Уже на самом начальном этапе поиска рациональных проектных решений выяснилось, что специфика условий использования ядерных энергоисточников на судах исключает возможность заимствования проектных решений, положительно зарекомендовавших себя в условиях эксплуатации атомных электростанций. Для судовых ЯЭУ характерны жесткие ограничения по габариту и весу, близость к размещению обслуживающего персонала, ограничения на его численность, специфические особенности внешних воздействий и др. Разработчикам судовых ЯЭУ пришлось искать оригинальные проектные и конструкторские решения, преодолевая значительные трудности при создании высоконадежного оборудования и составляющих систем.

1. Обзор судов с ядерной энергетической установкой.

Первыми судами с ядерными энергетическими установками были: в СССР - атомный ледокол "Ленин" (1959), в США - торговое судно "Саванна" (1960), в Германии - рудовоз "Отто Ган" (1968) и в Японии - экспериментальное судно "Муцу" (1972). Однако только в СССР строительство судов с ЯЭУ получило коммерческое продолжение и развитие. К настоящему времени Россия располагает атомным флотом сугубо гражданского назначения: девятью ледоколами с двухреакторными и однореакторными ЯЭУ и одним контейнеровозом-лихтеровозом ледового плавания.

После наработки более 100 тыс. часов выведен из эксплуатации по причине изношенности корпуса судна ледокол "Ленин", хотя его ЯЭУ сохранила работоспособность, что подтвердила ревизия оборудования и обеспечивающих систем. Так, ревизия главных циркуляционных насосов (рис. 1) показала, что после функционирования в течение более 100 тыс. часов их работоспособность не вызывает сомнений. В частности, на подшипниковых опорах не выявлено заметного износа. Электрические, механические и гидравлические характеристики сохранили свои проектные значения. То же состояние зарегистрировано для приводов органов управления и защиты, для арматуры. Металловедческие исследования главных патрубков реактора, соединяющих его с корпусами парогенераторов и насосов, не обнаружили каких-либо развивающихся дефектов в материалах патрубка, включая и материал сварного шва.

Результаты ревизии послужили основой для корректировки назначенного ресурса и определения условий его продления в процессе эксплуатации. В частности, на эксплуатирующемся и поныне ледоколе "Арктика" достигнутый ресурс ЯЭУ составляет около 150 тыс. часов, обосновывается возможность продления ресурса до 175 тыс. часов.

В судовых ЯЭУ критическим элементом всегда была теплообменная поверхность парогенераторов. Сложные условия ее работы, большое число Бездействующих факторов различной природы обусловили довольно длительный период поиска оптимальной конструкции парогенератора и конструкционных материалов для теплообменной поверхности. Эта задача нашла успешное решение в рамках современных требований. Эффективность конструкции перспективных парогенераторов подтверждена продолжительной эксплуатацией.

Корпус реактора также подвержен воздействию разнообразных факторов, изменяющихся в процессе эксплуатации. Однако исчерпание его ресурса определяется не термомеханическими нагрузками, а воздействием флюенса (потока) нейтронов на материал корпуса и сварных швов в районе активной зоны. Поток нейтронов существенно изменяет их микроструктуру и, соответственно, механические свойства, в частности, пластичность и критическую температуру хрупкости. Дальнейшее повышение ресурса корпуса реактора, в случае использования существующих материалов, возможно лишь, если уменьшить поток нейтронов на корпусе. Это достигается только за счет увеличения поглощения нейтронов в радиальном зазоре между корпусом и активной зоной. В результате увеличивается диаметр корпуса реактора, что может заметно усложнить его транспортировку по железной дороге.

Многолетняя эксплуатация нескольких поколений судовых ЯЭУ с реакторами на воде в качестве теплоносителя-замедлителя показала, что они имеют достаточно высокие характеристики и по ресурсной надежности, и по безопасности. При этом сохраняется возможность дальнейшего совершенствования судовых ЯЭУ, чтобы обеспечить рост ресурса и безопасности.

Следует иметь в виду, что параллельная работа над проектами ЯЭУ для ВМФ и гражданских судов, включая анализ эксплуатационного опыта по обоим направлениям, существенно расширяет базовую информацию, помогая выбору оптимальных конструктивных решений в каждом из направлений, включая проблему безопасности.

2. Суда с ядерными энергетическими установками в России.

Атомные ледоколы были построены с целью обеспечения проводки судов вдоль Арктического побережья. Ледоколы используются при перевозке различных грузов, в основном железной руды из Норильска на Кольский полуостров, где руда переправляется на обогатительные предприятия Мурманской области. Протяженность этого маршрута составляет около 3000 км.

Первым в мире гражданским судном с ядерной энергетической установкой был спущенный на воду в 1957 году ледокол "Ленин". "Ленин" находился в эксплуатации 30 лет - с 1959 по 1989 г.г.

Водоизмещение "Ленина" 16 тыс. тонн, длина 134 м, осадка 9.2 м.

Основываясь на опыте создания и эксплуатации первого атомохода, в 1975 году введен строй еще более мощный корабль - "Арктика". Этот ледокол первым из надводных судов 17 мая 1977 года достиг в свободном плавании Северного полюса. "Арктика" - 3-х вальный турбоэлектороход с 4 палубами, баком и 5-ти ярусной средней надстройкой, корпус разделен на 8 водонепроницаемых отсеков. Атомная водо-водяная паропроизводящая установка состоит из 2-х блоков по 1 реактору и четырех парогенераторов в каждом. Гребная электрическая установка переменно-постоянного тока выполнена по схеме "генератор переменного тока - кремниевый выпрямитель - электродвигатель постоянного тока", 3 гребных электродвигателя мощностью по 17.6 МВт. Водоизмещение - 23 460 т, длина 148 м, ширина 30 м, осадка 11 м, высота борта 17 м, мощность атомной паропроизводящей установки - 55.1 МВт.

Всего построено 6 ледоколов типа "Арктика".

"Арктика";

"Советский Союз";

"50 Лет Победы".

Кроме того, в конце восьмидесятых годов в Финлядии были построены 2 ледокола: "Таймыр" и "Вайгач", оснащенных одним реактором и способных заходить в устья крупных рек. Их длина - 151 м, ширина - 29 м, мощность реактора 35 МВт.

Лихтеровоз "Севморпуть" построен на Керченском судостроительном заводе «Залив» им. Б.Е. Бутомы в период с 01.06.82 - 31.12.88. Судно предназначено для перевозки: лихтеров типа ЛЭШ (до 450 т) в трюмах, в специально оборудованных ячейках и на верхней палубе с погрузкой и выгрузкой их судовым лихтерным краном; контейнеров международного стандарта ИСО (до 30 т) в трюмах и на верхней палубе без специального переоборудования судна, погрузка-выгрузка контейнеров должна осуществляться береговыми средствами. Ограниченные партии могут быть погружены и выгружены контейнерными приставками лихтерного крана.

Длина судна - 260 м, ширина - 32 м, мощность энергетической установки - 32.5 МВт. Всего судно может взять на борт 74 лихтера грузоподъемностью по 300 т или 1328 двадцатифутовых контейнеров. Корабль способен самостоятельно идти в ледовом поле толщиной до 1 м.

3. Компоновки судовых ЯППУ

Для судовых ЯЭУ компоновка оборудования реакторной части имеет определяющее значение, поскольку многие характеристики, в том числе оптимальность решения вопросов безопасности, массогабаритные показатели, конструкция основного оборудования, его ремонтопригодность, в значительной степени зависят от вида компоновки [3 ]. Чаще используются петлевые и блочные компоновки оборудования реакторной части ЯЭУ (рис. 3, 4). У каждой из них свои достоинства и недостатки, которые проявляются на стадии изготовления оборудования, монтажа и эксплуатации.

Рис. 1. Петлевая компоновка оборудования первого контура судовой ядерной энергетической установки:

1 – корпус реактора; 2 – активная зона; 3 – парогенератор; 4 – главный

циркулярный насос; 5 – исполнительные механизмы управления; 6 – трубопровод питательной воды; 7 – трубопровод пара; КД – компенсатор давления.

Наиболее перспективной ныне считается интегральная компоновка оборудования реакторной части судовой ЯЭУ (рис. 4). Ее достоинства обусловлены тем, что весь объем теплоносителя первого контура реакторной установки локализуется в одном корпусе, все оборудование первого контура также размещается в этом корпусе, исключаются неотсекаемые участки первого контура на случай разгерметизации, резко уменьшается число корпусных конструкций, арматуры, снимается опасность достижения критического значения флюенса нейтронов на корпус реактора. Однако следует иметь в виду, что в интегральной компоновке применяется только отработанное высоконадежное насыщающее оборудование, поскольку по ремонтопригодности она заметно уступает и петлевой, и блочной компоновкам.

Рис. 3. Интегральная компоновка оборудования с естественной циркуляцией в первом контуре судовой ядерной энергетической установки:

1 - корпус интегрального реактора; 2 - активная зона; 3 – парогенератор; 4 - исполнительные механизмы управления; 5 - компенсатор давления; 6 - патрубок трубопровода питательной воды; 7 - патрубок трубопровода

Дальнейшее повышение ресурсных характеристик судовых ЯЭУ - необходимое условие совершенствования технико-экономических эксплуатационных показателей. Поиск соответствующих технических решений проводится по двум существенно различным направлениям:

Повышение назначенного ресурса оборудования и обеспечивающих систем ЯЭУ за счет совершенствования конструкции, отработки и других технических мероприятий на стадии проектирования;

Внедрение систем мониторинга для оперативного эксплуатационного контроля расхода назначенного ресурса по всем видам оборудования, лимитирующим ресурс ЯЭУ в целом, с оценкой остаточного ресурса.

Многолетний опыт эксплуатации судовых ядерных энергетических установок и перспектив дальнейшего улучшения их технико-экономических показателей дает основание считать, что в ближайшие десятилетия развитие судовой ядерной энергетики будет определяться качественным совершенствованием интегральных реакторных установок с водой в качестве теплоносителя-замедлителя, а также систем управления. При предельной минимизации габаритных характеристик предпочтительной может оказаться блочная компоновка оборудования, поэтому эволюция блочных реакторных установок будет продолжаться. Нельзя также исключать, что поиск принципиально новых проектных решений с использованием других теплоносителей вместо воды приведет к прорывным решениям, обеспечивающим новые потребительские качества, которые будут дополнительно стимулировать строительство судов разных типов с ядерными энергетическими установками.

4. Судовая ядерная энергетическая установка ледокола

Каждая ядерная энергетическая установка состоит из отдельных блоков, в каждом блоке находятся: реактор водо-водяного типа, четыре циркуляционных насоса и четыре парогенератора, компенсатор объема, ионообменный фильтр с холодильником и другое оборудование. Реактор, насосы и парогенераторы имеют отдельные корпуса и соединены друг с другом короткими патрубками типа “труба в трубе”. Все оборудование расположено вертикально в кессонах бака железоводной защиты и закрыто малогабаритными блоками защиты, что обеспечивает легкую доступность при ремонтных работах.

Реактор состоит из активной зоны и отражателя. Реактор водо-водяного типа - вода в нем является и замедлителем быстрых нейтронов и охлаждающей и теплообменной средой. Активная зона содержит ядерное топливо в защитном покрытии (тепловыделяющие элементы - ТВЭЛы) и замедлитель. ТВЭЛы, имеющие вид тонких стержней, собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие конструкции называются тепловыделяющими сборками ТВС.

Активная зона реактора представляет собой совокупность активных частей свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), которые в свою очередь состоят из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). В реактор помещаются 241 СТВС. Ресурс современной активной зоны (2,1- 2,3 млн. МВт час.) обеспечивает энергетические потребности судна с ЯЭУ в течение 5-6 лет. После того, как энергоресурс активной зоны исчерпан, проводится перезарядка реактора.

Корпус реактора с эллиптическим днищем изготовлен из низколегированной теплостойкой стали с антикоррозийной наплавкой на внутренних поверхностях.

Тепловая схема паропроизводящей установки атомного судна состоит из 4-х контуров. Через активную зону реактора прокачивается теплоноситель I контура (вода высокой степени очистки). Вода нагревается до 317 градусов, но не превращается в пар, поскольку находится под давлением. Из реактора теплоноситель 1 контура поступает в парогенератор, благодаря чему вода, протекающая по его трубам, превращается в перегретый пар. Далее теплоноситель I контура циркуляционным насосом снова подается в реактор. Из парогенератора перегретый пар (теплоноситель II контура) поступает на главные турбины. Параметры пара перед турбиной: давление - 30 кгс/см2 (2,9 Мпа), температура - 300 °С. Затем пар конденсируется и далее вода проходит систему ионообменной очистки и снова поступает в парогенератор. III контур предназначен для охлаждения оборудования ЯЭУ, в качестве теплоносителя используется вода высокой чистоты (дистиллят). Теплоноситель III контура имеет незначительную радиоактивность. IV контур служит для охлаждения пара в системе II контура, в качестве теплоносителя используется морская вода.

Рис 4. СЯЭУ ледокола.

АППУ выполнена и размещена на судне таким образом, чтобы обеспечить защиту экипажа и населения от облучения, а окружающую среду - от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых безопасных норм как при нормальной эксплуатации, так и при авариях установки и судна. С этой целью на возможных путях выхода радиоактивных веществ созданы четыре защитных барьера между ядерным топливом и окружающей средой:

I. первый - оболочки топливных элементов активной зоны реактора;

II. второй - прочные стенки оборудования и трубопроводов первого контура;

III. третий - защитная оболочка;

IV. четвертый - защитное ограждение, границами которого являются продольные и поперечные переборки, второе дно и настил верхней палубы в районе реакторного отсека. Безопасность АППУ обеспечена устройствами и системами нормальной эксплуатации и системами безопасности, предназначенными для надежного выключения реактора, отвода тепла от активной зоны и ограничения последствий возможных аварий.

5. Судовая ядерная ППУ ледокола

5.1 Реактор, первый контур

Реактор представляет собой водо-водяной реактор корпусного типа и предназначен для выработки тепловой энергии за счет деления ядерного топлива в активной зоне и передачи полученной энергии теплоносителю 1 контура при работе реактора в составе реакторной установки.

Реактор и связанные с ним оборудование и системы выполняют следующие функции:

Обеспечение поддержания управляемой цепной реакции деления ядерного топлива активной зоны на заданных, в соответствии с проектными режимами, уровнях мощности с выполнением требований нормативной документации по безопасности атомных станций;

Обеспечение поддержания заданных параметров - давления и температуры теплоносителя 1 контура в соответствии с проектными режимами и требованиями нормативной документации по безопасности атомных станций;

Обеспечение отвода тепла, выделяющегося при работе активной зоны, теплоносителем 1 контура во всех проекциях режимах;

Обеспечение регламентированного уровня ионизирующего и теплового излучения в реакторном помещении.

Основная циркуляции теплоносителя I контура в реакторе (рис. 6) осуществляется следующим образом: теплоноситель через внутренние насосные патрубки попадает в напорную камеру реактора. Далее, пройдя кольцевой зазор между корпусом и обечайкой блока выемного и щелевой фильтр, теплоноситель попадает в напорную камеру активной зоны, расположенную под нижней плитой выемного блока. Пройдя активную зону, теплоноситель попадает в сливную камеру реактора, откуда он поступает во внутренние патрубки парогенераторов. Из парогенераторов теплоноситель по кольцевым полостям между главными и внутренними патрубками поступает во всасывающую полость электронасосов, которая расположена над конической обечайкой и разделена на четыре камеры, гидравлически объединяющие попарно электронасос и парогенератор, реализуя при этом четырехпетлевую схему циркуляции теплоносителя 1 контура. Из камер теплоноситель по кольцевым полостям главных насосных патрубков поступает в гидрокамеры на всас электронасосов.

При естественной циркуляции движение теплоносителя в реакторе осуществляется тем же путем, что и при принудительной.

Конструктивно реактор (рис. 7) выполнен в виде сосуда высокого давления с крышкой, в котором размещены активная зона, РО КГ и РО A3, а на крышке - привода ИМ КГ и ИМ A3, термопреобразователи сопротивления, преобразователи термоэлектрические, предназначенные для измерения температуры в реакторе.

Рис 5. Реактор

В состав реактора входят следующие основные сборочные единицы:

• блок выемной;

  активная зона;

  привод РО СУЗ (5 шт.);

  исполнительный механизм АЗ (4 шт.);

  контрольно-измерительные приборы:

  термопреобразователь сопротивления (6 шт.)

  преобразователь термоэлектрический (7 шт.)

  комплект монтажных частей.

Корпус предназначен для размещения в нём составных частей реактора. Корпус состоит из обечайки с патрубками, гладкой цилиндрической обечайки и эллиптического днища. Внутренняя поверхность корпуса и главных патрубков защищена от коррозионного воздействия теплоносителя 1 контура антикоррозионной наплавкой.

4 главных патрубка для подсоединения гидрокамер главных циркуляционных насосов;

1 малый патрубок для подключения к системе компенсации давления и к системе очистки и расхолаживания;

2 малых патрубка для подключения к системе аварийного охлаждения активной зоны;

1 малый патрубок для подключения к системе очистки и расхолаживания.

Рис 6. Выемной экран;

1- верхняя плита; 2-корпус выемного экрана; 3- средняя плита; 4-нижняя плита блока; 5-экраны;6-щелевые фильтры;7-направляющие трубы; 8-нижняя плита РО КГ;9-г-образные болты; 10-направляющие трубы.

Выемной блок опирается на бурт разделительной обечайки корпуса реактора и крепится к ней при помощи Г-образных болтов, расположенных в верхней плите.

Внутри выемного блока расположены пять независимых РО КГ: центральный, два средних и для периферийных. Каждый РО КГ конструктивно представляет две плиты, связанные между собой стаканами, в которых установлены подшипниковые узлы с графитовыми вкладышами, скользящими по направляющим трубам яри перемещении РО КГ. Внутри направляющих труб размещены ТВС.

К нижним плитам РО КГ прикреплены стержневые ПЭЛ, перемещающиеся в направляющих трубках, размещенных между средней и нижней плитами выемного блока.

Связь каждого РО КГ с винтом привода ИМ КГ осуществляется с помощью штока и удлинителя штока. Шток соединяется с нижней плитой РО КГ при помощи сухаря, а с удлинителем штока - при помощи байонетного соединения. Удлинители ориентируются по углу и фиксируются относительно штоков при помощи фиксаторов.

Винты приводов ИМ КГ соединяются с удлинителями штоков при помощи байонетного соединения.

К нижней плите блока выемного болтами крепится щелевой фильтр с экранами, предназначенный для предохранения активной зоны от попадания посторонних предметов. Экраны предназначены для снижения нейтронного потока на днище корпуса реактора.

Основные детали выемного блока изготовлены из нержавеющей аустенитной стали.

Направляющие трубки ПЭЛ изготовлены из циркониевого сплава Э-635, обладающего низким сечением поглощения нейтронов.

Рис 7.Основные ТВС:

1 – головка; 2 – пробка; 3 – пружина; 4 - замок цанговый; 5 – подвеска; 6 – кассета; 7 – гайка; 8 – кольцо; 9 – головка; 10 – обойма; 11 – полукольцо; 12 - решетка дистанционирующая;13 – чехол; 14 – втулка; 15 – кольцо; 16 – наконечник.

Рис 8. TBС под стержень A3.

1 – Головка, 2 – Пружина, 3 - Замок цанговый, 4 – Подвеска, 5 – Кассета, 6 – Гайка, 7 – Кольцо, 8 - Головка, 9 – Обойма, 10 – Полукольцо, 11 - Решетка дистанционирующая, 13 – Чехол, 14 – Вытеснитель, 15 – Втулка, 16 – Кольцо, 17 – Наконечник.

Рис 9.ТВС со штоком.

1 – Головка; 2 – Замок шариковый; 3 – Пружина; 4 – Шток; 5 – Сухарь; 6 – Гайка; 7 – Подвеска; 8 – Кассета; 9 – Головка; 10 – Гайка; 11 – Кольцо; 12 – Полукольцо; 13 – Обойма; 14 - Решетка дистанционирующая; 15 – Чехол; 16 – Втулка; 17 – Кольцо; 18 – Наконечник.

Основные конструктивные решения:

Конструкция активной зоны исключает выброс, заклинивание и самопроизвольное расцепление рабочих органов СУЗ с приводами ИМ КГ и приводами ИМ A3 путем размещения ПЭЛ в направляющих трубах из радиационно- и коррозионностойкого циркониевого сплава, а стержней A3 в гильзах - сухих толстостенных трубах. ПЭЛ при креплении на плите КГ имеют шарнирный подвес, способный компенсировать их кривизну и перекос плит КГ, а стержни A3 состоят из девяти блочков, соединенных шарнирно друг с другом, что уменьшает возможность заклинивания, доводя ее практически до нуля;

Конструкция ТВС исключает при возможных формоизменениях твэлов и других элементов перекрытие проходного сечения проходного сечения ТВС, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных пределов, что обеспечивается возможностью компенсации осевого и радиального расширения твэлов и других элементов ТВС, реализующихся в процессе эксплуатации, и исключением азимутальных и аксиальных перемещений как элементов ТВС, так и самой ТВС в целом, путем жесткого закрепления твэлов в районе верхней заглушки к элементам ТВС как по углу, так и в осевом направлении и дистанционированием ТВС в верхней и нижней плитах блока выемного с поджатием ТВС через пружину крышкой реактора;

Материалы, используемые в ТВС и ее элементах, в пределах всего срока службы активной зоны сохраняют удовлетворительные физико-механические свойства, совместимость, а также стойкость против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

ТВС и ее элементы имеют конструктивные отличительные признаки, исключающие их ошибочную установку и комплектацию;

Основные характеристики активной зоны приведены в таблице 1.

Таблица 1.

Характеристика	Значение
Номинальная тепловая мощность, МВт
Назначенный энергоресурс, 10 6 МВт-ч
Назначенный ресурс, ч
Назначенный срок службы, лет
Средний тепловой поток с поверхности твэлов, МВт/м 2
Давление теплоносителя I контура, МПа
Расход теплоносителя I контура, т/ч
Температура теплоносителя I контура, N=N ном., °C
На входе в активную зону
На выходе из активной зоны
Описанный диаметр, мм
Эквивалентный диаметр, мм
Высота, мм
Число ТВС, шт.
Число стержней АЗ, шт
Число РО АЗ,
Диаметр оболочки стержня A3, наружный/внутренний, мм
Время сброса РО АЗ, с
Число ПЭЛ, шт
Диаметр оболочки ПЭЛ, наружный/внутренний, мм
Число РО КГ, шт

5.2Приводы ИМ СУЗ

Приводы ИМ СУЗ в составе четырех приводов ИМ A3 и пяти приводов ИМ КГ предназначены для перемещения рабочих органов (РО) СУЗ в активной зоне при осуществлении пуска реактора, регулирования мощности, компенсации избыточной реактивности и остановки реактора.

Привод ИМ A3 обеспечивает:

Подъем и сброс РО A3 с необходимой скоростью:

Удержание РО A3 в верхнем и нижнем положениях;

Сигнализацию о верхнем и нижнем положениях РО A3;

Сигнализацию о течи гильз стержней A3.

Привод ИМ КГ обеспечивает:

Перемещение РО КГ с необходимой скоростью и удержание его в любом положении хода;

Перемещение РО КГ вниз под Действием собственного веса при обесточивании электродвигателя;

Сигнализацию о положении РО КГ;

Стопорение РО КГ от самопроизвольного перемещения вверх;

Возможность ручного перемещения РО КГ.

Привод ИМ КГ (общий вид и кинематическая схема приведены на ри­сунке 13) - электромеханического типа состоит из винтового механизма 1 с датчиками реперных точек 2, редуктора 6, шагового электродвигателя 4, ручного привода 3, датчика положения

Срабатывание привода ИМ A3 (сброс РО A3 в активную зону) происходит при обесточивании электромагнита и не зависит от наличия источника питания.

Удержание РО A3 в нижнем положении и исключение самопроизвольного подъема РО КГ из активной зоны обеспечивается применением в конструкции приводов ИМ АЗ и ИМ КГ роликовых обгонных муфт.

Рис 10. Привод ИМ КГ. Общий вид.

1 – Винтовой механизм; 2 – Датчик реперных точек; 3 – Ручной привод; 4 – Шаговый электродвигатель; 5 – Муфта; 6 – Редуктор.

5.3 Первый контур и связанные с ним системы

Существуют два типа связи 1 контура с внешними системами: гидравлическая - с помощью трубопроводов и тепловая - через теплообменные поверхности.

Гидравлически связанные системы обеспечивают организацию нормального технологического процесса по подготовке к работе, работе с выработкой реактором тепла и поддержанием заданных параметров и характеристик 1 контура, а также поддержанием активной зоны под заливом теплоносителя при течи 1 контура.

Системы, связанные с 1 контуром через теплообменные поверхности, входят в комплекс систем охлаждения реактора и оборудования 1 контура.

При межконтурной течи участки этих систем, включая двойную запорную арматуру со стороны теплообменных поверхностей, обеспечивают локализацию радиоактивного теплоносителя 1 контура в заданных границах и рассчитаны на высокое давление.

В состав принципиальной схемы 1 контура и связанных с ним систем, входят в полном объеме или в пределах участков локализации следующие системы:

Основной контур циркуляции (главный циркуляционный контур), назначением которого является получение и перенос тепла от активной зоны к парогенераторам и выработка пара требуемых параметров;

Система очистки и расхолаживания, предназначенная для поддержания показателей качества воды 1 контура и снятия остаточных тепловыделений при расхолаживании;

Система компенсации давления, предназначенная для создания и поддержания давления в 1 контуре;

Система газоудаления, назначением которой является удаление газа из оборудования 1 контура при подготовке к вводу в действие РУ;

Системы отбора проб и дренажа, предназначенные для отбора проб теплоносителя, поддренирования и осушения 1 контура;

Система газа высокого давления, назначением которой является прием, заполнение, сброс и перекачка газа в системе компенсации давления 1 контура;

Система аварийного охлаждения активной зоны, предназначенная для восполнения течи из I контура и охлаждения активной зоны в авариях с потерей теплоносителя;

Система предотвращения переопрессовкн ПГ, назначением которой является исключение возможной переопрессовки отсеченной по 2 контуру трубной системы ПГ за счет надежного соединения отсеченной полости с 1 контуром;

Система водоподготовки и подпитки, предназначенная для подпитки и опрессовки 1 контура в технологических операциях;

Система 2 контура по пару и питательной воде, предназначенная для подачи питательной воды и отвода выработанного в ПГ пара, расхолаживания в нормальных условиях и аварийных режимах, а также для локализации радиоактивного теплоносителя при межконтурной течи;

Система 3 контура, предназначенная для охлаждения оборудования 1 контура и отвода тепла в нормальных и аварийных режимах, а также для локализации радиоактивного теплоносителя при межконтурной течи.

5.4. Описание и характеристики систем и элементов 1 контура.

Основной контур циркуляции Рис.5. (парогенерирующий блок) предназначен для преобразования ядерной энергии в тепловую, обеспечения теплосъема с активной зоны и передачи тепла во 2 контур для выработки в ПГ пара требуемых параметров.

Состав основного контура циркуляции:

Реактор;

Четыре парогенератора;

Четыре ЦНПК;

Четыре гидрокамеры.

Рис.11. Парогенерирующий блок.

Технические характеристики и расчетные параметры основного контура циркуляции при работе на поминальном уровне мощности приведены в таблице 2.

Таблица 2

Наименоваиие параметра, характеристики	Значение
Тепловая мощность, МВт
Давление теплоносителя, МПа
Температура теплоносителя на входе в активную зону, °С
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны, %
Расход теплоносителя, т/ч
Расчетное давление, МПа
Расчетная температура, °С
Уровень естественной циркуляции, % Nhom
* Обеспечивается расхолаживание РУ через ПГ мри срабатывании аварийной защиты с номинального уровня мощности.

Основной контур циркуляции четырехпетлевого исполнения, чем обеспечивается высокая степень резервирования основного оборудования, и тем самым, высокая надежность теплосъема с активной зоны реактора. Наряду с резервированием петель циркуляции, для надежного теплосъема с активной зоны предусмотрены четыре способа создания циркуляции в основном контуре: за счет работы 1ЦНПК на большой или малой частотах вращения электронасоса расхолаживания, а также за счет естественной циркуляции.

Общая мощность равномерно распределена между четырьмя петлями. При отказе одной или двух петель основной контур циркуляции сохраняет работоспособность при соответственно сниженной мощности.

В случае отказа четырех ЦНПК обеспечено расхолаживание за счет ра­боты электронасоса расхолаживания, а также за счет естественной циркуляции по 1 контуру при подаче воды в ПГ. Теплосъем с активной зоны при атмосфер­ном давлении обеспечен за счет работы электронасоса расхолаживания, а также может производиться через ПГ при естественной циркуляции по 1 контуру.

Реактор

Корпус состоит из обечайки с патрубками, гладкой цилиндрической обечайки и эллиптического днища. Внутренняя поверхность корпуса и главных патрубков защищена от коррозионного воздействия теплоносителя 1 контура антикоррозионной наплавкой.

Корпус имеет следующие патрубки:

4 главных патрубка для подсоединения корпусов парогенераторов;

4 главных патрубка для подсоединения гидрокамер циркуляционных насосов 1 контура;

1 малый патрубок для подключения к системе компенсации давления к системе очистки и расхолаживания;

2 малых патрубка для подключения к системе аварийного охлаждения а.з.;

1 малый патрубок для подключения к системе очистки и расхолажи­вания.

На верхнем торце корпуса размещены 24 шпильки, с помощью которых, а также нажимного фланца, гаек, шайб и медной клиновой прокладки производится уплотнение крышки в горловине корпуса.

Крышка предназначена для герметизации корпуса, является биологической защитой и служит опорой для приводов ИМ A3 и КГ, а также первичных преобразователей.

Крышка состоит из плоской силовой плиты, к которой крепится болтами и герметизируется сварным швом обечайка с приваренной к ней верхней плитой. Силовая плита по поверхностям контакта с теплоносителем 1 контура защищена антикоррозионной наплавкой.

Применение плоской силовой плиты обусловлено простотой изготовления и большим положительным опытом эксплуатации аналогичных конструкций подтверждается расчетом на прочность.

Через крышку проходят 36 стоек, приваренных к нижнему торцу силовой плиты, предназначенные для присоединения приводов ИМ A3 и ИМ КГ, клапана газоудаления, преобразователей термоэлектрических, гильз термопреобразователей сопротивления, гильз для стержней A3 и гильз для физических измерений.

Во внутренней полости крышки размещена биологическая защита.

В качестве биологической защиты используется галя серпентинитовая ТУ 95.6112-76 с ограничением влажности (не более 0,5%) и содержания хлоридов (не более 0,01%).

Рис.12. Крышка реактора:

1 - плита силовая; 2 - обечайка;3 - плита верхняя; 4 - стойка преобразователя термоэлектрического; 5 - стойка привода ИМ А3; 6 - стойка привода ИМ РО КГ; 7 - стойка термопреобразователя сопротивления; 8 - стойка для физических измерений; 9 – стакан; 10 – шпилька; 11 – шпилька; 12 – шпилька; 13 – фланец; 14 – фланец.

Парогенератор

Парогенератор предназначен для отвода тепла от теплоносителя 1 контура и генерации перегретого пара,

Основные характеристики парогенератора при работе на номинальном уровне мощности:

Паропроизводительность - 60 т/ч;

Давление пара - 3,72 МПа (абс.);

Температура пара, не менее - 290°С;

Температура питательной воды - 170°С;

Давление теплоносителя 1 контура - 12,7 МПа;

Расход теплоносителя 1 контура - 650 т/ч

Рабочий диапазон нагрузок - (10-100)% Nhom;

Расчетное давление -16,2 МПа;

Рабочая температура по 1 контуру максимальная - 317°С.

Парогенератор представляет собой сосуд, выполненный и виде сварной конструкции, и состоит из следующих основных элементов:

Вертикального цилиндрического корпуса 1 с эллиптическим днищем, облицованного изнутри коррозионностойкой наплавкой;

Выгородок внутрикорпусных 2, выполненных из нержавеющей стали, служащих для организации потока теплоносителя изнутри корпуса;

Патрубка типа «труба в трубе» 3, облицованного изнутри коррознонностойкой наплавкой, являющегося силовым элементом, соединяющим парогенератор с реактором и предназначенным для подвода и отвода теплоносителя 1 контура от реактора к парогенератору;

Выемной части парогенератора (системы трубной), состоящей из змеевиковой трубной бухты 4 и плоской крышки 5, привариваемой к фланцу корпуса силовым швом;

Парового коллектора 6 с выходным патрубком;

Питательного коллектора 7 с входным патрубком и с крышкой, соеди­ненной с коллектором при помощи шпилек и герметизируемой с ис­пользованием заварной манжеты;

Цапфы опорной 8.

Трубная система парогенератора выполнена в виде набора цилиндрических разнозаходных змеевиков, состоящих из 100 параллельно включенных трубных ветвей, объединенных в 20 самостоятельных секций по подводу питательной воды и отводу перегретого пара.

В случае возникновения межконтурной неплотности любая из секций может быть выявлена и заглушена по пару и питательной воде.

Подвод питательной воды к парогенерирующим змеевикам производится через 100 дроссельно-питательных опускных труб малого диаметра, обеспечивающих гидродинамическую устойчивость работы парогенератора в рабочем диапазоне.

При нормальной эксплуатации ПГ обеспечивает ввод РУ в действие, работу на мощности и расхолаживание при принудительной циркуляции по первому и второму контурам.

ПГ обеспечивает аварийное расхолаживание РУ, как при принудительной, так и естественной циркуляции в первом и втором контурах.

Вода 1 контура

Вода 1 контура

Питательная вода

Рис 13. Парогенератор.

1 – Корпус; 2 – выгородки внутрикорпусные; 3 – патрубок типа «труба в трубе»; 4 – трубная бухта; 5 – крышка; 6 – паровой коллектор; 7 – питательный коллектор; 8 – цапфа опорная; 9 – сильфонное уплотнение

Электронасос 1 контура

Электронасос (ЦНПК) предназначен для создания циркуляции воды в системе 1 контура.

Электронасос является оборудованием, выполняющим функции нормальной эксплуатации и обеспечения безопасности.

Тип электронасоса - герметичный, центробежный, одноступенчатый, вертикального исполнения с экранированным двухскоростным (двухобмоточным) асинхронным электродвигателем.

Электронасос (Рис. 1) состоит из электродвигателя и центробежного одноступенчатого насоса, объединенных в один агрегат.

Рис.14. Герметичный главный циркуляционный насос:

1 – рабочее колесо; 2 – направляющий аппарат; 3 – ротор электродвигателя; 4 – статорная перегородка; 5 – корпус статора; 6 – линзовое уплотнение.

Насос содержит рабочее колесо 1 и направляющий аппарат 2 с обратными клапанами, которые исключают циркуляцию теплоносителя через неработающий электронасос.

Электродвигатель состоит из статора, размещенного в корпусе 5, трубчатого холодильника, подшипников, и ротора 3.

Полость обмоток статора герметично отделена от роторной полости тонкостенной статорной перегородкой.

Статор закрыт сверху крышкой с уплотнением разъема с помощью линзовой прокладки 6.

Охлаждение обмоток статора, перегородки, ротора 3, а также смазка и охлаждение подшипников производится при помощи охлаждающей воды, циркулирующей в трубках холодильника.

В крышке предусмотрен штуцер для удаления газа при заполнении электронасоса водой.

Гидрокамера

Гидрокамера предназначена для установки электронасоса 1 контура, обеспечения его гидравлической связи с реактором и организации циркуляции теплоносителя 1 контура в ПГБ, а также для крепления ПГБ к фундаменту.

Основные технические характеристики гидрокамеры:

Рабочая среда - вода 1 контура в соответствии с нормами по ОСТ 95.10002-95;

Температура расчетная - 300°С;

Давление расчетное - 16,2 МПа;

Температура рабочая максимальная -300°С;

Гидрокамера представляет собой сварную конструкцию, состоящую из корпуса 1 с патрубком и опорами и цилиндрической обечайки 2. Патрубок предназначен для подсоединения к реактору, опоры для крепления ПГБ к фундаменту. Обечайка имеет резьбовые отверстия с футорками для крепления электронасоса.

Гидрокамера в нижней части снабжена направляющим устройством, состоящим из обечайки 6, переходника 3, седла 4, патрубка 5. К переходнику крепится вытеснитель 7, организующий поток теплоносителя.

Внутренняя поверхность корпуса с патрубком, контактирующая с теплоносителем, покрыта антикоррозионной наплавкой.

Рис 15. Гидрокамера:

1-корпус; 2-обечайка; 3-переходник; 4-седло; 5-патрубок; 6-обечайка; 7-вытесниель.

4.4. Система компенсации давления

Система компенсации давления предназначена для создания и поддержания давления 1 контура в заданных пределах во всех режимах работы установки и выполняет функции нормальной эксплуатации. Система выполняет также локализующие функции безопасности по обеспечению проектных характеристик плотности и прочности 1 контура, как барьера безопасности. В 1 контуре применена газовая система компенсации давления.

Описание технологической схемы

В состав системы входят:

Четыре компенсатора давления;

Две рабочие группы баллонов с газом;

Резервная группа баллонов;

Трубопроводы;

Арматура;

Гидравлически связанная с ней система газа высокого давления включая в себя арматуру и трубопроводы.

Подключение КД к реактору но воде производится с помощью крестовины-смесителя, трубопровода DN80 и трубопроводов DN50, не имеющих отсечной арматуры, а по газу - к группам баллонов газа трубопроводами DN32 с двойной запорной арматурой. Из трех газовых баллонов две рабочие, а одна - резервная. Все элементы системы размещены внутри 30. Сварные соединения системы и сильфонная арматура обеспечивают ее полную герметичность.

Компенсатор давления

Компенсатор давления предназначен для приема (возврата) теплоносителя 1 контура при температурных изменениях его объема, создания и поддержания в 1 контуре требуемого давления во время работы реакторной установки.

Компенсатор давления представляет собой герметичный сосуд, выполненный в виде сварной неразборной конструкции, и состоит из крышки 1, корпуса 2, днища 3.

В центр крышки вварен патрубок 13, имеющий гнездо для крепления на сварке датчика уровнемера, на нем же расположен патрубок 6 для подачи и отвода газа. Для организации подвода (отвода) воды 1 контура к крышке компенсатора давления приварены патрубки 5 и 12. К патрубку 12 приварена емкость 8 с трубой 7 с размещенным внутри защитным экраном 4. Для исключения вибрации трубы 10, в которую устанавливается уровнемер, к днищу приварен стакан 11, для исключения вибрации трубы подвода-отвода воды установлены хомуты 14, а для исключения вибрации экрана 4 - бобышки. Для установки и крепления компенсатор давления имеет фланец 9.

Рис 16. Компенсатор давления

1 – крышка; 2 – корпус; 3 – днище; 4 – экран емкости; 5 – патрубок; 6 – штуцер; 7 – труба; 8 – емкость; 9 – фланец; 10 – труба; 11 – стакан; 12 – патрубок; 13 – патрубок; 14 – диск; 15 – хомут;

Баллон газа высокого давления

Баллон предназначен для работы в составе системы КД и обеспечивает хранение, прием и возврат газа в систему при ее эксплуатации.

Баллон (рисунок 18) представляет собой двухгорловой герметичный сосуд, изготовленный по ГОСТ 9731-79 из бесшовных труб.

На монтаже в горловины баллона ввертываются штуцера, уплотняющиеся медными прокладками, к которым привариваются с одной стороны трубопроводы системы КД, а с другой - трубопроводы системы ГВД

Для обеспечения надежной длительной работы баллона предусмотрено:

выполнение его бесшовным из трубной заготовки;

выполнением его из легированной стали, обладающей высокими механическими свойствами и стабильностью свойств в течение всего срока службы.

Рис 17. Баллон газа высокого давления.

Судовая Ядерная энергетическая установка - ЯЭУ предназначена для обеспечения движения судна и снабжения теплом и электрической энергией находящихся на нем потребителей.

Общие требования к судовой энергоустановке сводятся к следующему:

1) жесткие ограничения по массе и габаритным размерам;

2) приспособленность к работе при быстроизменяющихся режимах;

3) наличие в составе энергоустановки реверсивных устройств;

4) повышенная надежность при эксплуатации и простота обслуживания в условиях длительной удаленности от баз.

Судовая ЯЭУ отличается рядом особенностей как от стационарной ЯЭУ, так и от судовой энергоустановки на органическом топливе. Перечислим эти специфические особенности.

1. Особые условия эксплуатации судна (крен, дифферент, качка, сотрясение и вибрация корпуса) исключают возможность использования ряда конструкционных решений, обычных для стационарной установки, например аварийных устройств, срабатывающих под действием силы тяжести, конструкции кладки замедлителя, фундаментов и других деталей, не рассчитанных на воздействие внешних возмущающих сил и ускорений.

2. Затесненность энергетических отсеков судна и ограничение массогабаритных характеристик судовой ЯЭУ практически исключают возможность применения для работы судовых реакторов слабообогащенного ядерного топлива, ограничивают выбор конструкционных материалов, усложняют конструкцию биологической защиты.

3. Автономность судна (оторванность от баз) требует наличия в составе энергоустановки судовой электростанции для покрытия собственных нужд в тепле и электрической энергии, для привода в действие резервных средств движения. Оторванность судна от баз не позволяет выполнять внеплановые ремонтные работы квалифицированным специалистам в условиях технически оснащенных предприятий. Поэтому предъявляются более жесткие требования к надежности всех элементов оборудования судовых ЯЭУ и квалификации обслуживающего их персонала.

4. Необходимость обеспечения различных скоростей судна, прохода узкостей, швартовки, задних ходов и других специфических режимов предъявляет высокие требования к маневренности судовой ЯЭУ.

5. В аварийной ситуации (столкновение, посадка на мель, пожар, затопление судна, разрыв первого контура и др.) конструкция судовой ЯЭУ должна предотвратить радиоактивное загрязнение окружающей среды. Для локализации и предотвращения аварий судовой ЯЭУ необходимы дополнительные устройства, что в условиях ограничения массогабаритных характеристик значительно усложняет конструкцию энергоустановки.

6. Судовая ЯЭУ будет конкурентоспособна с судовой энергоустановкой на органическом топливе только в том случае, если ее стоимость, эксплуатационные расходы и надежность будут близки к этим показателям для обычных судов. Очевидно, что перечисленные особенности судовых ЯЭУ должны в полной мере учитываться при разработке их принципиальной схемы и оборудования.

В судовой ЯЭУ между главными двигателями (турбинами) и движителями (гребными винтами) устанавливается промежуточное звено, которое называют главной передачей. Главная передача служит для: передачи крутящего момента валу движителя; снижения частоты вращения движителя до оптимальных значений (общий показатель для всех главных передач -- передаточное отношение); объединения мощности нескольких главных двигателей или разделения мощности главного двигателя на несколько потоков; создания эластичной связи между главным двигателем и движителем; изменения направления крутящего момента (реверса).

Обычно главные передачи выполняют одновременно несколько функций из перечисленных.

Главные передачи могут быть механическими (тогда главный двигатель вместе с главной передачей называют главным турбозубчатым агрегатом -- ГТЗА), электрическими и гидравлическими.

Как уже отмечалось, в состав судовой ЯЭУ должна обязательно входить резервная энергоустановка, которая позволяет избежать аварий, возможных при потере хода, отказаться от буксировки; резервная энергоустановка используется при подходе к ремонтной базе для докования, когда должен быть остановлен и охлажден реактор. В связи с этим резервная энергоустановка должна обеспечить скорость хода судна более 6 узлов (т. е. достаточную для обеспечения управляемости), дальность плавания не менее 1000 миль (или более 5 сут) и иметь время включения не более 15 мин.

В качестве резервных используются дизельные, - паротурбинные, газотурбинные, электрические установки. Возможны также их комбинации.

По типу главных двигателей судовые ЯЭУ разделяются на судовые ядерные паротурбинные установки (ЯПТУ) и судовые ядерные газотурбинные установки (ЯГТУ). Схема судовой ЯЭУ в основном определяется типом реактора. В принципе возможно применение реактора любого существующего типа, однако в настоящее время на судах применяются наиболее отработанные и надежные двухконтурные судовые ЯПТУ с водо-водяными реакторами. Такими ЯПТУ. оборудованы советские атомные ледоколы и зарубежные суда «Саванна» (США), «Отто Ган» (ФРГ), «Муцу» (Япония).

В связи с тем, что судов с ЯЭУ мало, проблема отработки их тепловых схем остается актуальной.

Помимо высокой надежности судовых ЯПТУ и оборудованных ими судов важно также обеспечить возможно большую их экономичность. Последнее связано с достижением высокого термического КПД ЯПТУ при ограничении их массы и габаритов. Однако при повышении термодинамической эффективности, с одной стороны, уменьшаются массогабаритные характеристики части оборудования (например, при более высокой КПД снижается номинальная тепловая мощность реактора, вследствие чего уменьшаются масса и габариты реактора и биологической защиты); с другой стороны, для достижения высокого КПД (при определенных параметрах на выходе из реактора) требуется дополнительное оборудование и усложнение конструкций (дополнительные отборы пара в турбине, теплообменники в системе регенеративного подогрева питательной воды, разветвленные трубопроводы со сложной арматурой в случае применения промежуточного перегрева пара или схемы с использованием пара двух или более начальных давлений). Последнее приводит к ухудшению массогабаритных характеристик и усложнению схемы, что снижает эксплуатационную надежность установки.

Одна из особенностей судовых ЯПТУ -- наличие промежуточного контура, в котором теплота от пресной воды, охлаждающей элементы оборудования судна, передается забортной воде. Промежуточный контур предотвращает попадание забортной воды в теплоноситель первого и второго контуров. Он предназначен для охлаждения пресной водой ГЦН, бака первичной защиты, теплообменных аппаратов системы очистки и т. д. В промежуточный контур входят циркуляционные насосы пресной воды, теплообменные аппараты, в которых тепло отводится забортной водой, насосы забортной воды, трубопроводы и арматура. Следует отметить, что промежуточный контур отсутствует при охлаждении конденсаторов (главных турбин, турбогенератора судовой электростанции, конденсаторов расхолаживания), так как в этом случае его теплообменники получаются очень больших габаритов.

Дополнительное усложнение схемы судовой ЯПТУ связано со снабжением энергией общесудовых потребителей и резервных средств движения и специфичностью работы при маневрировании. Регенеративные схемы судовых ЯПТУ менее развиты, поэтому возможности обеспечения их высокого КПД меньше, чем на стационарных ЯПТУ.

Для примера рассмотрим упрощенную тепловую схему судовой ЯПТУ ледокола с параметрами, близкими к параметрам установок атомоходов типа «Арктика» (рис. 1.). На ледоколах в связи с большими динамическими нагрузками применяется электрическая главная передача: главные двигатели (турбины) приводят во вращение электрические генераторы, а выработанная ими электроэнергия приводит во вращение гребные электродвигатели.

Первый контур, как и в стационарных установках с ВВЭР, включает в себя реактор У, парогенератор 6 главный 29 и аварийные 28 циркуляционные насосы, связанные между собой трубопроводами. Реактор от парогенератора и насосов может быть отключен с помощью запорных задвижек 4, 31. На выходе насосов предусмотрены обратные клапаны 30. К неотключаемой «горячей» части трубопровода на выходе из реактора подключен паровой компенсатор давления 3. Впрыск холодной воды в паровое пространство компенсатора производится из «холодной» нитки трубопровода. Так же как и в стационарных установках, около 1% теплоносителя постоянно отбирается из первого контура (постоянная продувка первого контура), охлаждается в холодильнике 32 и проходит через фильтры очистки 27, далее очищенная вода возвращается в основной контур. Для прокачки теплоносителя через контур очистки на приведенной схеме используется напор ГЦН, при этом фильтры должны быть рассчитаны на полное давление контура. В других схемах могут быть использованы фильтры низкого давления. В этом случае продувка дросселируется до заданного давления, а после очистки вода в контур возвращается с помощью специальных насосов.

Для исключения возможности попадания радиоактивного теплоносителя за борт при нарушении герметичности холодильника контура очистки используется промежуточный контур охлаждения, состоящий из холодильника контура очистки 32, промежуточного теплообменника 34 и насоса промежуточного контура 33. Промежуточный контур заполнен чистой водой. Этой же водой охлаждаются ГЦН первого контура (на схеме не показано). Для охлаждения воды промежуточного контура используется забортная вода, которая подается специальными насосами забортной воды 35.

Первый контур подпитывается из резервного бака с помощью насоса 2 (вода подается в компенсатор давления), возможны другие схемы подпитки.

Установки с реактором под давлением характеризуются высокими давлениями в первом контуре (10--20 МПа). Давление в первом контуре ЯЭУ атомных ледоколов составляет около 20 МПа, что позволяет иметь на выходе из реактора среднюю температуру теплоносителя около 598 К при значительном недогреве до кипения -- около 40 К. Высокая температура теплоносителя на выходе из реактора позволяет получать во втором контуре слабоперегретый пар давлением 3,1 МПа, температурой 583 К.

Перегретый пар из парогенератора 6 поступает на главные турбины 10. Ледоколы типа «Арктика» имеют по две главные турбины мощностью 27,6 МВт (37 500 л. с). Параметры пара перед турбиной р0=3 МПа, Г=572 К. Полный процесс расширения такого пара в турбине осуществляется при допустимой влажности. Поэтому в схеме турбоустановки в отличие от ранее рассмотренной схемы стационарной ЯЭУ с реактором с водой под давлением не требуются промежуточные сепараторы влаги, и они в рассматриваемой схеме отсутствуют. Использование слабоперегретого пара не является обязательным и типичным для всех судовых установок. На зарубежных транспортных судах, например на «Саванне» и «Муцу», во втором контуре генерируется насыщенный пар. Поэтому в турбоустановке используется, как и в стационарных установках, промежуточная сепарация.

Пар за турбиной конденсируется в конденсаторе 12 при давлении 3,5--7,0 кПа. Конденсатор охлаждается забортной водой, подаваемой насосом 13. Конденсатным насосом 15 образовавшийся конденсат направляется через конденсаторы эжекторов 19, 20 и конденсатоочистку 21 в деаэратор 23. Из деаэратора вода питательными насосами 25 при температуре 373 К направляется в парогенератор. Предусмотрены также аварийные питательные насосы с электроприводом 26. Так как конденсаторы охлаждаются забортной солевой водой, имеется принципиальная возможность попадания забортчой воды в контур при нарушении герметичности конденсаторов. Поэтому во втором контуре судовых ЯЭУ используется 100%-ная конденсатоочистка. Турбоустановка допускает до 15 полных сбросов и набросов нагрузки в час.

В связи с частыми и значительными изменениями нагрузки на ледоколах не считается целесообразным применять регенеративный подогрев питательной воды из отборов главной турбины. Вода подогревается в деаэраторе паром выхлопа турбоприводов питательных и других насосов второго контура (на схеме показана подача пара в деаэратор только с выхлопа турбопривода 24 питательного насоса). Другая часть пара выхлопа турбоприводов конденсируется, и конденсат также используется для подогрева питательной воды. На транспортных судах, энергоустановки которых работают преимущественно в стационарных, близких к оптимальным режимам, наряду с подогревом в деаэраторе и за счет дренажа конденсата вспомогательных турбин используется и регенеративный подогрев из отборов главных турбин. Однако число отборов и соответственно ступеней регенеративного подогрева, как правило, значительно меньше, чем в стационарных ЯЭУ. Так, на судне «Саванна» имеется один подогреватель низкого давления, обогреваемый из отбора главной турбины, далее питательная вода нагревается в деаэраторе ив подогревателе высокого давления, обогреваемом отработавшим паром турбопривода питательных насосов.

Параллельно главной турбине включены вспомогательные турбогенератор 7 с отдельным конденсатором 8 и конденсатным насосом 9 и турбоприводы питательного и других насосов второго контура (конденсатного 16, забортной воды 14 и др. Турбопривод работает с противодавлением на выхлопе (около 0,12 МПа). Именно поэтому отработавший пар турбопривода и может быть использован для подогрева питательной воды.

На вспомогательный турбогенератор предусмотрена подача насыщенного пара от вспомогательных котлов ВК. При внезапном сбросе нагрузки пар направляется помимо турбин в конденсатор 17 через редукционно-охладительное устройство 11, которое включено параллельно главной турбине. Избыток конденсата турбоприводов направляется насосом 18 в так называемый «теплый ящик» или уравнительную цистерну 22, откуда при падении уровня в деаэраторе конденсат может подаваться непосредственно на вход питательных насосов. На главном паропроводе установлен предохранительный клапан 5. На соединительных трубопроводах размещены запорная и регулирующая арматура и обратные клапаны.

Отличительная особенность выполненных проектов судовых ЯГТУ -- использование закрытого цикла независимо от того, выбрана одно- или двухконтурная схема. Из-за опасности радиационного загрязнения окружающей среды одноконтурные ЯГТУ открытого цикла для судов неприменимы. ЯГТУ открытого цикла могут быть использованы при двухконтурном исполнении на надводных судах. Но это экономически целесообразно при наличии освоенных конструкций ГТУ открытого типа и высокотемпературных реакторов. В связи с лучшими массогабаритными характеристиками ГТУ закрытого цикла при высоких давлениях газа, например гелия, и независимостью их работы от внешней среды предпочтение отдается судовым ЯГТУ закрытого цикла.

Расчеты показывают, что при параметрах гелия на выходе из реактора р = 7,75 МПа, Т=1090 К КПД такой ЯГТУ мощностью 30 000 л. с. (22 МВт) на гребном валу составит 35%, а при Т=1273 К -- 40%.