ББК 621.039.524.44

К89

УДК [629.12.03 — 8:621,039] (075.8)

Рецензенты: кафедра ВВМУ им. Ф. Э. ДЗЕРЖИНСКОГО (д. т. н. проф. Ю. А. КА
ЛАЙДА) и главный механик атомного ледокола „Россия" В. А. МИЗГИРЕВ

Кузнецов В. А.

К89 Судовые ядерные энергетические установки: Учебник. — Л.:
Судостроение, 1989. — 256 с.: ил.

1-8ВМ-5-7355-0082 - 1

Изложены физические основы теории судовых ядерных энергетических
установок (ЯЭУ). Большое внимание уделено их технической эксплуатации,
системам автоматического управления и контроля, ядерной и радиационной
технике безопасности.

Для курсантов высших инженерных морских училищ, изучающих дисцип-
лину „Судовые ядерные энергетические установки и их эксплуатация", будет
полезна персоналу судов с ЯЭУ, студентам кораблестроительных и политехни-
ческих вузов.

2705140300-034

К ----—------------12-89

048(01) —89

ББК 621.039.524.44

18В ГМ-5-7355-0082-1

© Издательство „Судостроение", 1989
В СССР более 30 лет (с 1959 г.) успешно эксплуатируется первый
в мире атомный ледокол „Ленин", работают ледоколы типов „Арк-
тика", „Россия", „Таймыр", лихтеровоз-контейнеровоз „Севморпуть".
Советский Союз является первой страной в мире, которая перешла на
серийное строительство атомных транспортных судов и ледоколов.

В нашей стране ведутся большие работы по проектированию и
созданию новых более совершенных судовых ядерных энергетиче-
ских установок (ЯЭУ) на универсальных грузовых судах и сверхмощ-
ных ледоколах. Во многих странах также проводятся интенсивные
исследования, направленные на создание эффективных судовых ЯЭУ и
атомных транспортных судов. Это объясняется рядом достоинств судо-
вых ЯЭУ, обусловленных высокой энергоемкостью ядерного топлива,
что позволяет иметь установки неограниченной мощности, практически
не нуждающиеся в пополнении запасов топлива, обеспечивать любую
дальность плавания и открывает большие возможности для увеличения
грузоподъемности и скорости судов.

Развитие стационарной и судовой ядерной энергетики, создание
соответствующей промышленной базы делают экономически эффектив-
ным использование ЯЭУ на судах транспортного флота. Однако исполь-
зование ядерной энергии приводит к необходимости решать совершенно
новые проблемы, связанные с обеспечением ядерной, радиационной и
экологической безопасности атомных судов.

В настоящее время на судах применяются только водо-водяные
реакторы, которые, судя по тенденции развития судовой ядерной энерге-
тики, сохранят свое лидирующее положение и в ближайшем будущем.
Поэтому в учебнике основное внимание уделено ЯЭУ с реакторами этого
типа, рассмотрены также вопросы эксплуатации реакторов, ядерной
паро производя щей установки и ЯЭУ в целом.

Учебник написан в соответствии с программой курса „Судовые ядер-
ные энергетические установки и их эксплуатация”, который читается на
судомеханическом факультете Ленинградского высшего инженерного
морского училища им. акад. С. О. Макарова для специализации
„Эксплуатация судовых ядерных энергетических установок". Другая
профилирующая дисциплина этой специализации — „Основы теории и
эксплуатации ядерных реакторов" — изучается раньше судовых ЯЭУ и
имеет соответствующий учебник 115]. Программы этих двух дисциплин
взаимосвязаны. Поэтому в данном учебнике материал излагается в
предположении, что читатель знаком с основами теории ядерных реакто-
ров хотя бы в объеме учебника [15].

Автор выражает благодарность сотрудникам кафедры „Судовые
ЯЭУ" ЛВИМУ им. акад. С. О Макарова к. 1. н. А. И. Сабадашу,
к. т. н. А. Ю. Ластовцеву, к. г. н. Д. А. Шатровскому, ст. преподавателю
А. М. Сысоеву за ряд полезных замечаний, сделанных при просмотре
рукописи. Автор благодарен к. т. н. В. М. Воробьеву, с которым совмест-
но написан § 1.7.

Все предложения по книге можно направлять по адресу: 191065,
Ленинград, ул. Гоголя, 8, издательство „Судостроение".
АДГ
АЗ

АР

ВВРД

ВВЭР

вп
ВТ г

ВТГР

г кд

гтг
ГТЗА

ГТУ
ГЭУ

дс

ДУУ

ИФ
КД

КР

НРБ

НТГР

ОСиМ

— аварийный дизель-генератор

— аварийная защита (система,
орган)

— автоматический регулятор
(система, орган)

- водо-водяной реактор под
давлением

— водо-водяной энергетический
реактор

— выгорающий поглотитель

- вспомогательный турбогене-
ратор

— высокотемпературный газо-
охлаждаемый реактор

- газовая система компенсации
давления в первом контуре

— главный турбогенератор

— главный турбозубчатый агре-
гат

- газотурбинная установка

— гребная электрическая уста-
новка

— среднегодовая допустимая
концентрация радиоактив-
ных нуклидов

— дроссельно-увлажнительное
устройство

- ионообменный фильтр

— компенсатор давления

— компенсация реактивности
(система, орган)

-нормы радиационной безо-
пасности

- низкотемпературный газоох-
лаждающий раактор

— общесудовые системы и ме-
ханизмы

пг	— парогенератор
ПГКД	— парогазовая система поддер- жания давления в первом контуре
ппд	- предельно допустимая доза (облучения)
пдп	- предельно допустимое по- ступление радиоактивного вещества в организм чело- века
пкд	— паровая система ком- пенсации давления в первом контуре
рдг	- резервный дизель-генератор
САР	- система автоматического ре- гулирования
совд	— система очистки тепло- носителя высокого давле- ния
сонд	- система очистки теплоноси- теля низкого давления
СУЗ	— система управления и защи- ты реактора
твс	— тепловыделяющая сборка
тк	— технологический канал
цнпк	— циркуляционный насос пер- вого контура
ЦНР	— циркуляционный насос рас- холаживания
ЦПУ	— центральный пост управле- ния
ЭЭУ  ЯППУ	— электроэнергетическая уста- новка  ядерная паропроизводящая установка
ЯЭУ	— ядерная энергетическая уста- новка

Б
Глава 1

СХЕМЫ И КОНСТРУКЦИЯ ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ СУДОВЫХ
ЯДЕРНЫХ ПАРОПРОИЗВОДЯЩИХ УСТАНОВОК

§ 1.1. Состав и классификация судовых ЯЭУ

Судовой ядерной энергетической установкой (ЯЭУ) ' называется
комплекс оборудования, который на основе использования и преобра-
зования ядерной энергии обеспечивает движение и обитаемость судна,
а также выполнение всех технологических операций, обусловленных
функциональным назначением судна.

Принципиальные отличия ЯЭУ от судовых энергетических установок
на органическом топливе связаны с особенностями получения и преоб-
разования ядерной энергии: очень высокой энергоемкостью ядерного
топлива, возникновением мощных полей ионизирующих излучений и
накоплением значительных количеств (по активности) радиоактивных
отходов.

Очень высокая энергоемкость ядерного топлива обеспечивает все
основные преимущества судовых ЯЭУ: возможность создания установок
неограниченно большой мощности; неограниченная автономность, мень-
шая (с учетом запасов топлива) масса, чем у установок на органическом
топливе; более низкая топливная составляющая в эксплуатационных
расходах и т. п. Однако возникновение мощных полей ионизирующих
излучений и накопление значительных количеств радиоактивных отходов
создают специфическую проблему обеспечения радиационной безопасно-
сти ЯЭУ для экипажа и исключения радиоактивного загрязнения окру-
жающей среды как в нормальных, так и в любых (включая наиболее
тяжелые) аварийных ситуациях. Решение этой проблемы требует специ-
альной методологии как при проектировании, так и при. эксплуатации
судовых ЯЭУ.

Накопленный за многие годы опыт проектирования и эксплуатации
показал, что судовые ЯЭУ безопасны для экипажа и окружающей
среды, а также позволил международному сообществу выработать кри-
терии и требования, выполнение которых обеспечивает полную радиа-
ционную и экологическую безопасность ЯЭУ [16,17,18, 26].

Состав судовой ЯЭУ. Получение ядерной энергии и ее преобразова-
ние в тепловую энергию осуществляются в реакторной установке
(рис. 1.1) .
Рис. 1.1. Состав судовой ЯЭУ.

Преобразование тепловой энергии в механическую или электриче-
скую осуществляется в паротурбинной (ПТУ) или газотурбинной (ГТУ)
установках, в электроэнергетической установке (ЭЭУ), в общесудовых
системах и механизмах (ОСиМ)

Передача энергии на движители (винты) в зависимости от назначе-
ния и условий эксплуатации судна может осуществляться через гребную
электрическую установку (ГЭУ) или через редукторную механическую
передачу (ГТЗА), которая обычно включается в состав ПТУ или ГТУ.

Если в ЯЭУ используется ПТУ, то в реакторной установке вырабаты-
вается пар и она называется ядерной перепроизводящей установкой
(ЯППУ).

ЭЭУ предназначена для выработки и обеспечения электроэнергией
потребителей ЯЭУ и общесудовых потребителей.

Классификация судовых ЯЭУ. Число возможных типов судовых
ЯЭУ весьма велико. Ограничимся классификацией ЯЭУ, которые уже
применяются или могут рассматриваться как перспективные для судов.

По типу реактора: ЯЭУ с водо-водяными или газоохлаждаемыми
реакторами. В свою очередь, водо-водяные реакторы могут быть под
давлением (ВВРД) — вода на выходе недогрета до температуры кипения
и кипящие—на выходе пароводяная смесь. Газоохлаждаемые - низко-
температурные (НТГР) для использования с ПТУ и высокотемператур-
ные (ВТГР) для использования в ГТУ [15].

По числу контуров в ЯЭУ: одноконтурные, в которых теплоноситель
в реакторе одновременно является рабочим телом в ПТУ или ГТУ
(рис. 1.2); двухконтурные, в которых теплоноситель, циркулируя по
замкнутому контуру, переносит теплоту из реактора в парогенератор,
где она передается рабочему телу второго контура (рис. 1.3).

В одноконтурных установках используются водо-водяные кипящие
реакторы (ВВРК) или ВТ ГР. Основные преимущества одноконтурных
установок: наименьший состав оборудования и возможность получения
более высокого, чем в других типах, КПД ЯЭУ (особенно в ГТУ).
Рис. 1.3. Двухконтурная ЯЭУ с па-
ротурбинной и гребной электриче-
ской установками.

Рис. 1.2. Схемы одноконтурных ЯЭУ с паро-
турбинной (а) и газотурбинной (б) установ-
ка ми.

1 ~~ реактор; 2—турбина; 3 — конденсатор;

4 — конденсатный насос; 5 — деаэратор; 6 —
питательный насос; / — компрессор; 8 — ох-
ладитель; 9 — регенератор.

1	— реактор; 2 — парогенератор;

3 — деаэратор; 4 — турбина; 5 —
главный генератор; 6 — ходовой
электродвигатель; 7 — конденса-
тор, 8 — конденсатный насос; 9 —
питательный насос; 10 — циркуля-
ционный насос первого контура-

Основной недостаток — радиоактивность рабочего тепа в ПТУ или ГТУ,
что приводит к затруднению обслуживания оборудования и к более
сложному решению проблемы радиационной и экологической безопас-
ности ЯЭУ.

В двухконтурных установках используются ВВРД и НТГР. Основное
достоинство двухконтурных установок — радиоактивные среды ограни-
чены первым контуром, рабочее тело ПТУ абсолютно нерадиоактивно.
Однако по составу оборудования двухконтурные установки более слож-
ны, а их КПД ниже, чем в одноконтурных установках. Следует отметить,
что использование НТГР позволяет существенно повысить параметры пара
во втором контуре по сравнению с ВВРД, а следовательно, и КПД ЯЭУ.

По типу энергетической установки: паротурбинные или газотурбин-
ные ЯЭУ. По газотурбинным ЯЭУ пока имеются только проекты.

По типу передачи мощности на винты: с механической передачей от
турбины через редуктор (ГТЗА) или с электрической передачей (ГЭУ).
ГТЗА обычно используются на транспортных и пассажирских судах,
ГЭУ — на ледоколах и ледокольно-транспортных судах, что связано со
спецификой работы и различными требованиями к маневренности уста-
новки. В свою очередь, ГЭУ могут быть на переменно-постоянном или на
переменно-переменном токе. Первые хорошо освоены, вторые более
перспективны, так как обеспечивают более высокий КПД и снижают
трудозатраты на обслуживание.

В настоящее время на судах применяются и очевидно в ближайшие
15—20 лет будут применяться только двухконтурные установки с ВВРД.
Наиболее перспективными, позволяющими получить существенное повы-
шение КПД и снижение массы ЯЭУ, являются одноконтурные ГТУ.
§ 1.2.	Схема и принципы компоновки ЯППУ

Схема ЯППУ с ВВРД. Судовая ЯППУ является сложным комплек-
сом оборудования и систем, который обеспечивает не только бесперебой-
ную передачу тепла из активной зоны в парогенераторы, но и безопас-
ность установки как в нормальных, так и в аварийных условиях работы.

Как правило, судовая ЯППУ включает в себя следующие основные
системы; циркуляции теплоносителя в первом контуре; компенсации
температурных изменений объема теплоносителя, создания и поддержа-
ния давления в первом контуре; управления, защиты и контроля реак-
тора; очистки теплоносителя; подпитки теплоносителем первого конту-
ра; расхолаживания первого контура; взятия проб и контроля за актив-
ностью теплоносителя в первом контуре; воздухоудаления, дренажа,
хранения и выдачи радиоактивных вод первого контура; промежуточ-
ного контура охлаждения оборудования и первичкой биологической за-
щиты (третий контур); контура охлаждения забортной водой (четвер
тый контур); специальной системы вентиляции помещений ЯППУ.

Кроме того, в соответствии с требованиями кодекса ИМО [26]
и Правил Регистра СССР [17] для обеспечения безопасности ЯППУ
должна иметь специальные системы безопасности', аварийного охлажде-
ния (проливки) активной зоны, предотвращения повышения давления
в первом контуре, отсечения защитной оболочки от внешней среды, сни-
жения давления в защитной оболочке.

Упрощенная схема ЯППУ с некоторыми основными перечисленными
выше системами показана нз рис. 1.4, В систему циркуляции в первом
контуре входят реактор 6', парогенератор 10 и циркуляционный насос
первого контура (ЦНПК) 19. Циркуляционный контур должен быть
абсолютно герметичным и полностью заполненным теплоносителем при
любых температурах Поэтому при его разогреве часть теплоносителя
должна из контура удаляться, а при снижении температуры поступать
в контур. Для этих целей служит компенсатор давления (КД) 3.

Давление в первом контуре ЯППУ с ВВРД лежит в диапазоне при-
мерно 10—20 МПа. Это давление создается в КД с помощью газовой по-
душки (верхняя часть КД и газовые баллоны 7 заполнены азотом), как
показано на рис. 1.4, или с помощью паровой подушки в КД, создавае-
мой за счет нагрева воды в нем до температуры кипения при заданном
давлении в первом контуре (см. рис. 1.5) .

Для предотвращения повышения давления в первом контуре свыше
допустимого на КД должно устанавливаться не менее двух предохрани-
тельных клапанов или устройств 6 (см. рис. 1.4). Сброс теплоносителя
от этих клапанов должен осуществляться в специальные емкости, ко-
торые выполняю н я, как правило, в виде барботеров 5, где осуществля-
ются конденсация г охлаждение сброшенного теплоносителя.
Рис. 1.4. Схема ЯППУ сводо-водяным реактором.

При циркуляции теплоносителя по контуру в результате процессов
коррозии и эрозии в него поступают примеси, которые при прохождении
через активную зону становятся радиоактивными. Такие примеси могут
попадать в первый контур с подпиточной водой, это может произойти
также в результате выхода радиоактивных продуктов деления ядерного
топлива из-под оболочек твэлов (тепловыделяющих элементов), если
в некоторой части твэлов будет нарушена герметичность оболочек.
Эти процессы приводят к росту радиоактивности теплоносителя в первом
контуре выше допустимых пределов. Поэтому первый контур должен
быть снабжен системой очистки теплоносителя.

Большая часть примесей в теплоносителе существует в ионной фор-
ме, для их удаления используются ионообменные фильтры 17. Ионооб-
менные смолы не могут работать при температуре воды Гф >70 80° С,
поэтому перед фильтром вода охлаждается в холодильнике фильтра 21.
Охлаждение холодильника осуществляется водой промежуточного кон-
тура охлаждения 20 (третьим контуром). Как видно из.рис. 1.4, цирку-
ляция теплоносителя через холодильник и фильтр осуществляется за счет
напора ЦНПК (один из возможных вариантов).

Отвод остаточных тепловыделений [15], т. е. расхолаживание реак-
тора после остановки, при работающих ЦНПК можно сначала осущест-
влять через парогенератор (ПГ), подавая в них питательную воду из вто-
рого контура с помощью главных или резервных питательных насосов.
В аварийных ситуациях подача питательной воды в ПГ может осу-
ществляться от аварийных питательных насосов 16. Вырабатываемый
при этом пар сначала сбрасывается на главные конденсаторы, затем
сброс пара, пароводяной пульпы и воды переводится на стояночный кон-
денсатор 12. Вторым каналом расхолаживания является холодильник
фильтра 21, охлаждаемый третьим контуром. В этом случае клапан за
фильтром закрывается, а за холодильником открывается и охлажден-
ный теплоноситель поступает под активную зону. При остановленных
ЦНПК или при вскрытой крышке реактора съем остаточных тепловыде-
лений может осуществляться через холодильник фильтра, для чего орга-
низуется циркуляция теплоносителя с помощью насоса ремонтного рас-
холаживания (ЦНР) 23.

При работе ЯП ПУ обязательно контролируются следующие основ-
ные теплотехнические параметры: давление в первом контуре Р\, темпе-
ратура на выходе Г2 и на выходе в реактор давлениеРрр и температура
лара за ПГ расход О и температура питательной воды Гп в. Обяза-
тельно контролируется также положение органов регулирования 9.

Контроль за радиоактивностью теплоносителя обычно осуществля-
ется с помощью 7-датчиков, установленных за фильтром и за ЦНР, а так-
же нейтронных датчиков п, установленных перед ПГ и холодильником
фильтра. Для контроля выхода продуктов деления при разгерметизации
оболочек твэлов обычно используется спектрометрический датчик за
фильтром с. Кроме того, путем периодического отбора проб 18 перед
фильтром и за ним осуществляются радиохимический контроль теплоно-
сителя и контроль за эффективностью работы фильтра.

Восполнение потерь теплоносителя из-за взятия проб осуществляется
с помощью подпиточных насосов 2. Подпиточные насосы используются
также для восполнения потерь теплоносителя при малых течах из перво-
го контура, когда в контуре поддерживается высокое давление. Подпит-
ка осуществляется водой высокой чистоты, которая хранится в специ-
альной цистерне 4 под азотной подушкой. При больших течах, когда дав-
ление в первом контуре падает ниже установленного предела, аварийное
охлаждение активной зоны осуществляется с помощью специальных
насосов аварийной проливки, подающих воду в трубопровод 7.

В эксплуатации не исключается возможность образования течи в
трубке ПГ. Это будет приводить к выходу радиоактивного теплоноси-
теля во второй контур, что недопустимо. Поэтому всегда предусматри-
ваются контроль за радиоактивностью пара и возможность отключения
аварийного ПГ. Конструктивное выполнение реактора и ПГ в современ-
ных судовых ЯППУ таково, что ПГ можно отсечь сдвоенными клапанами
77 по пару и питательной воде от второго контура. Естественно, что в этом
случае корпус ПГ должен быть рассчитан на давление в первом контуре.
Современные судовые ВВРД, как правило, работают в режиме само-
регулирования [15], при котором управление мощностью реактора осу-
ществляется питательным клапаном 13, регулирующим количество пита-
тельной воды, подаваемой в ПГ. Поэтому к питательному клапану предъяв-
ляются повышенные требования поточности и стабильности поддержания
заданного расхода при линейной характеристике клапана О = ^(Л). Послед-
нее обстоятельство требует использования дроссельного клапана 14
поддерживающего постоянным перепад давления на питательном кла-
пане. Байпасный питательный клапан 15 может использоваться при отка-
зе питательного или дроссельного клапанов.

Реактор является самым мощным источником ионизирующих излу-
чений, поэтому он помещается в первичную биологическую защиту 22.
В современных судовых ЯППУ в первичную защиту помещают также
КД, ЦНПК, ионообменный фильтр с холодильником и некоторое другое
оборудование.

Все оборудование первого контура обычно помещается во вторич-
ную биологическую защиту 24, которая снижает интенсивность ионизи-
рующих излучений до безопасных пределов. В современных судовых
ЯППУ вторичная защита конструктивно обычно совмещается с защитной
оболочкой. Защитная оболочка предназначена для удержания радио-
активных веществ и предотвращения их неконтролируемого распростра-

нения в окружающую среду как в нормальных, так и в самых тяжелых
аварийных ситуациях, связанных с полной разгерметизацией первого
контура и выбросом теплоносителя в оболочку.

Принципы компоновки оборудования ЯППУ. В первых судовых
ЯППУ (атомный ледокол „Ленин", 1959 г„ СССР; атомное судно

Рис. 1.5. Схемы компоновки блочных ЯППУ

1 — корпус реактора; 2 — активная зона; 3 — тепловая защита корпуса;
4 — КД; 5 — ЦНПК; 6 — приводы органов регулирования; 7 — вход пита-
тельной воды в П Г; 8 — выход пара; 9 — корпус П Г.
„Саванна", 1962 г., США) реактор, ПГ, КД, ЦНПК и т. д. были изготов-
лены как отдельные агрегаты, которые соединялись между собой трубо-
проводами практически так, как показано на схеме рис. 1.4. Такой
способ компоновки иногда называют полиблочным; он до сих пор
используется в мощных стационарных атомных электростанциях (реак-
торы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1ООО).

Блочный принцип компоновки также предусматривает
изготовление реактора, ПГ, ЦНПК как отдельных агрегатов. Однако они
соединяются между собой короткими силовыми патрубками типа „труба
в трубе" так, что создается единая жесткая конструкция — блок.
На рис. 1.5, а блок ЯППУ образован корпусами реактора, парогенератора
и гидрокамерой ЦНПК. На схеме рис. 1.5, б насосы образуют единый
блок с ПГ. Число ПГ и соответственно ЦНПК в различных проектах
может изменяться от двух до четырех и более в блоке. Компенсаторы
давления в блочных установках выносные, могут быть паровыми, как
показано на рис. 1.5, или газовыми (см. рис. 1.4).

Моноблочный принцип компоновки ЯППУ преду-
сматривает размещение активной зоны, ПГ, ЦНПК, а иногда КД, холо-
дильников фильтров и ионообменных фильтров в едином прочном кор-
пусе. Две возможные схемы моноблочной компоновки ЯППУ представ-
лены на рис. 1.6. На рис. 1.6, а используются встроенный парогазовый
компенсатор давления и змеевиковый ПГ. На рис. 1.6,6 КД выносной,
а шесть ПГ выполнены из прямых Сообразных трубок. В обоих случаях
вертикальные ЦНПК расположены на крышках, хотя есть проекты с го-
ризонтальными ЦНПК, расположенными в корпусе.

Блочные и моноблочные схемы компоновки, называемые иногда
интегральными схемами, позволяют существенно уменьшить габаритные
размеры и массу ЯППУ по сравнению с полиблочными установками.
Кроме того, переход на эти схемы обеспечивает большую надежность
установок, так как снижает вероятность разгерметизации первого кон-
тура за счет обрыва циркуляционных трубопроводов, что может иметь
место при полиблочной компоновке, а также за счет отсутствия в первом
контуре разобщающей арматуры.

Важным достоинством моноблочных установок является уменьше-
ние гидравлического сопротивления циркуляционного контура, а следо-
вательно, снижение мощности ЦНПК и создание лучших условий для
развития естественной циркуляции. Во многих проектах моноблочных
ЯППУ естественная циркуляция не только обеспечивает расхолаживание
реактора при остановке с любого уровня мощности, но и рабо-
ту на мощности 25—30 % от номинальной. Это существенно по-
вышает безопасность ЯППУ и позволяет снизить требования к системе
Рис. 1.6. Схемы компоновки моноблочных ЯППУ.

1 — корпус моноблока; 2 — активная зона; 3 — парогенератор;
4 — выход пара; 5 — привод ЦНПК; 6 — подача газа; 7 — привод
органов регулирования; 8 — парогазовый объем; 9 — крышка
моноблока; 10— вход питательной воды; //—тепловая защита
корпуса; 12 — щелевой фильтр на входе напорной камеры; 13 —
трубопроводе КД.

энергообеспечения ЯППУ, т. е. упростить состав и схему судовой элек-
тростанции.

К недостаткам моноблочных ЯППУ относятся возможность актива-
ции отложений на внутренних поверхностях трубок ПГ, которые распо-
ложены в непосредственной близости от активной зоны, где еще доста-
точно высока плотность потока нейтронов, и последующий вынос радио-
активных отложений во второй контур. Кроме того, известную труд-
ность представляет создание корпусов реакторов диаметром 4-5 м,
рассчитанных на давление 10- 15 МПа. Указанных недостатков лишены
блочные установки.

Следует отметить, что представленные на рис. 1.5 и 1.6 схемы
не исчерпывают всего многообразия компоновочных решений, встре-
чающихся в различных проектах ЯППУ.

§ 1.3. Конструкция реакторов

Реактор является основной, наи-
более ответственной частью ЯППУ и
и всей ЯЭУ. Конструкция реактора в
целом и всех его элементов и узлов
должна обладать чрезвычайно высо-
кой надежностью, так как осмотр,
замена или ремонт большинства частей
реактора затруднены, а часто и вообще
невозможны из-за высокой радиоак-
тивности. Эти обстоятельства пред-
определяют необходимость использо-
вания наиболее простых компоновоч-
ных и конструктивных решений узлов
реактора, прошедших всестороннюю
экспериментальную проверку, а также
отработанных технологических про-
цессов по изготовлению деталей и
узлов с тщательным пооперационным
контролем качества.

На рис. 1.7 приведен продоль-
ный разрез реактора ВВЭР-1000,
а на рис. 1 .В — поперечный разрез

Рис. 1.7. Реактор типа ВВЭР-1 ООО.

1,3 — подвод и отвод охлаждающего возду-
ха; 2 — верхний блок с приводами СУЗ;
4, 5 — патрубки отвода и подвода теплоно-
сителя; 6 — активная зона; 7 — корпус
реактора; 8 — эллиптическое днище; 9 —
нижняя опорная решетка; 10 - тепловой
экран; //—подвесная шахта; /2—верх-
ний блок защитных труб с перфорирован-
ной обечайкой; 13 — шпильки крепления
крышки с корпусом, 14 — съемная крыш-
ка; 15 — штуцер для подвода коммуника-
ций внутриреакторных измерений.
Рис. 1.8. Картограмма первой топливной загрузки активной зоны
реактора типа ВВЭР-1ООО для трехлетнего цикла выгорания (три
перегрузки за кампанию) кассетами с различным обогащением
топлива.

1,2 — ТВС с тнэлом, содержащим топливо с обогащением 2 и 3 %;

3 — ТВС с обогащением топлива 4,4%, содержащая 12 стержней с
выгорающим поглотителем; 4 — ТВС со стержнями регулирования.

(картограмма) активной зоны реактора ВВЭР-1ООО [В, 10]. Это стацио-
нарный реактор АЭС, в его конструкции воплощены последние достиже-
ния отечественного реакторостроен ия.

Ответственным элементом реактора является прочноплотный кор-
пус, который должен выдерживать не только высокие механические
нагрузки, обусловленные внутренним давлением, но и длительное время
Сохранять работоспособность в условиях облучения. Корпус реактора
сваривается из кованых обечаек, выполненных из специальных термо-
и радиационно стойких сталей перлитного класса (типа 15Х2МФА).
Стали перлитного класса имеют довольно высокую скорость общей по-
верхностной коррозии (см. табл. 5.1). Вода первого контура вследствие
радиолиза всегда имеет некоторое количество свободного водорода,
который наводораживает перлитную сталь, в результате чего она охруп-
чивается, теряет пластичность.

Для уменьшения выхода в теплоноситель продуктов коррозии
и предотвращения наводораживания корпус реактора изнутри имеет
наплавку (плакировку) из аустенитной нержавеющей стали толщиной
8—20 мм. Корпус имеет два ряда патрубков для подвода и отвода тепло-
носителя, днище эллиптической формы и сферическую крышку.

Весьма важным является узел уплотнения между корпусом и крыш-
кой, в котором обычно используются металлические (никелевые, красно-
медные) прокладки различной формы клиновидные, плоские, трубча-
тые и т. п.

В судовых реакторах, имеющих диаметр корпуса около 2 м, часто
используются самоуплотняющиеся плоские крышки (рис. 1.9) Крышка 1
свободно укладывается в корпус; в посадочное гнездо заводится треу-
гольная уплотняющая прокладка 4. С помощью нажимного кольца 3
прокладка уплотняется путем контролируемого натяга шпилек 2. При
повышении давления внутри корпуса прокладка выжимается крышкой
гем сильнее, чем выше давление в корпусе, этим и обеспечивается само-
уплотнение крышки. Опыт эксплуатации таких крышек и уплотнений

показал их высокую надежность

Активная зона размещается в подвесной шахте, устанавливаемой в
корпусе реактора. К наружной поверхности подвесной шахты в районе
активной зоны крепится экран тепловой защиты, предназначенный для
уменьшения плотности потоков нейтронов и 7-квантов, облучающих
корпус. Это необходимо для уменьшения местных температурных гради-

ентов и напряжений в толстостенном
нейтронов, который в основном
определяет срок службы корпуса

(флюенсом называется интегральная
по энергии и времени плотность
потока нейтронов).

Под действием нейтронного об
лучения в стали возникают радиа
ционные повреждения, приводящие
к потере пластичности и росту кри
тической температуры мгновенного

хрупкого разрушения металла.
Для современных корпусных сталей
флюенс не должен превышать

Ь 2 о

корпусе (5-190 мм) и флюенса

Рис. 1.9. Плоская самоуплотняю-
щая ся кры ш ка реа ктора.

5

2- 796
1021—1022 нейтр./см2, что обеспечивает работоспособность корпуса
в течение заданного срока службы (20—30 лет).

Активная зона набирается из шестигранных ТВС; зазоры между
ТВС, необходимые для свободной установки и выемки их в процессе
перегрузки, составляют 3 мм. Конструкция ТВС и твэлов представлена
на рис. 1.10. ТВС содержит 317 твэлов, 12 направляющих трубок для
стержней регулирования (для кластера), одну трубку для размещения
внутризонных датчиков энерговыделения и одну центральную каркас-
ную трубку.

Основные характеристики реактора типа ВВЭР-1000: электрическая
мощность 1000 МВт, тепловая мощность 3000 МВт; параметры пара
в ПГ —давление 6,4 МПа, температура 278,5°С, КПД брутто 33,3%;
параметры теплоносителя в первом контуре — давление 16 МПа, темпе-
ратура на входе 289 ° С, на выходе 322 ° С, расход теплоносителя через
реактор 57 000 т/ч.

Основные характеристики активной зоны: эффективный диаметр
3,12 м, высота 3,55 м, число ТВС 151, отношение объема замедлителя
к объему топлива 2, коэффициент неравномерности энерговыделения
по объему 2,35, общая поверхность твэлов 4850 м2, максимальная ско-
рость теплоносителя в ТВС 5,7 м/с, загрузка ОО2 75 т, глубина выгора-
ния (средняя) 40 МВт-сут/кг, удельное энерговыделение 111 МВт/м3,
обогащение догружаемого топлива 4,4%, число датчиков температуры
на выходе из ТВС 151, число внутриреакторных датчиков энерговыде-
ления 217.

Основные характеристики ТВС и твэлов: размер под ключ 23В мм,
шаг ТВС 241 мм, толщина стенки ТВС 1,5 мм. полная высота ТВС
4655 мм, шаг твэла 12,76 мм, размеры трубок для стержней и датчиков
12,6 х 0,В5 мм, материал корпуса ТВС 2г + 2,5 % №, размеры оболочки
твэла 9,1 х 0,65 мм, материал оболочки твэла 2г + 1,5%1МЬ, диаметр
топливной таблетки 7,53 мм, диаметр осевого отверстия таблетки 1,4 мм,
масса 1Ю2 в одном твэле 1565 г.

Основные характеристики стержней регулирования: размеры обо-
лочки 8,2 х 0,6 мм, материал оболочки — нержавеющая сталь, диаметр
сердечника 7 мм, материал сердечника—окись европия в матрице из
алюминиевого сплава.

В активной зоне первой загрузки, как видно из картограммы
рис. 1.В, используется профилирование энерговыделения [15] за счет
неравномерного обогащения топлива г5 (54 ТВС с = 2%, 54 ТВС
с г— 3 % и 43 ТВС с г5° = 4,4 %). Кроме того, в 43 периферийных ТВС
устанавливается по 12 стержней с выгорающим поглотителем (1 % по
массе естественного бора в матрице из циркония). Предусматривается
также профилирование энерговыделения по твэлам в ТВС. Так, в ТВС
Рис. 1.10. ТВС (а) и твэлы (б) реактора типа ВВЭР-1000.

1 — перфорированный шестигранный корпус; 2 ~ пучок твзлов; 3 ~ направляю-

щие трубки для регулирующих стержней (для
кластера); 4 — верхняя решетка; 5 ~ подвижные
упоры верхней головки; 6 ~ плавающая головка
кластера; 7 — два отверстия под пальцы захвата;

8 — дистанционирующие решетки; 9 — нижняя ре-
шетка; 10 фиксирующий штырь хвостовика
для ориентации кассеты в активной зоне; 11 —
нижняя заглушка; 12 — разрезная втулка; 13 —
топливная таблетка; 14 — оболочка; 15 — втул-
ка; 16 — наконечник.
с г® =4,4% размещение в периферийном ряду твэлов с г? = 3,6%
приводит к уменьшению коэффициента неравномерности энерговыделе-
ния по ТВС с 1,22 до 1,16 [24].

Моноблочная установка типа ЕОВ с водо-водяным реактором тепло-
вой мощностью 38 МВт, установленная на рудовозе „Отто Ган", введен-
ном в опытную эксплуатацию в конце 1968 г. в ФРГ, показана на рис. 1.11.
Давление в реакторе составляло 6,21 МПа, температура воды на входе
в ТК 266 С, на выходе 278 С, т. е. была равна температуре на-
сыщения при указанном давлении. Это означало, чт° в активной
зоне имелось локальное пристеночное кипение. Расход теплоно-
сителя через активную зону составлял 2370 т/ч. Г1аРопР°ИЗЕ0ДИ
тельность установки была 64,1 т/ч, эксплуатациоНное давление
пара 3,02 МПа, температура 273 е С, т е пар был перегрет на
36 ° С.

Рис. 1.11. Моноблочная П ПУ типа РОН а — продольный
разрез моноблока; б-поперечный разрез активной зоны-
1 — нагнетательный трубопровод; 2 — циркуляционный
насос первого контура кри насоса по 15 кВт); 3 — при-
воды регулирующих стержней (12 шт.); 4— тепловая
изоляция крышки реактора; 5 — первичная бологиче-
ская защита; 6 — крышка реактора, 7—пучки трубоК-
парогенератора; 8 - теплоизоляция корпуса реактора;

5? —бак биологической зищиты (вода и чугун); 10
прочный корпус реактора,- 11 —тепловая защита кор-
пуса; 12 — активная зона; 13 — корзина активной зоны;
14 — регулирующий стержень из четырех Т-образныХ
стержней; 15 —треугольный ТК; 16 -- квадратный ТК-
Первая активная зона реактора была образована 3144 твэлами,
собранными в двенадцать квадратных и четыре треугольных ТК. В каче-
стве топлива использовалось 2980 кг 002 при среднем обогащении
4,02 %. В целях выравнивания энерговыделения по радиусу активной
зоны использовалось топливо с обогащением 2,77; 3.20; 3,89 и 4,87 %,
размещенное в четырех зонах, где обогащение возрастало от центра
к периферии.

Активная зона диаметром 1150 мм и высотой 1120 мм крепилась
в корзине, опирающейся на днище прочного корпуса. Внутри корпуса
над активной зоной размещался ПГ. Три циркуляционных аксиальных
насоса соединялись с нижней частью корпуса трубами типа „труба в тру-
бе". Такое конструктивное решение приводило к полному осушению
активной зоны в случае разрыва трубопроводов. В настоящее время
правила [17, 26] требуют, чтобы все трубопроводы располагались выше
активной зоны (см. рис. 1.5,1.6, 1.10).

Пространство над уровнем воды в корпусе реактора использовалось
в качестве компенсатора давления, в котором за счет испарения теплоно-
сителя создавалась паровая подушка, стабилизирующая изменение давле-
ния при изменениях мощности реактора. Регулирование мощности реак-
тора и защита обеспечивались 12 стержнями, выполненными из четырех
Т-образных стержней, связанных в единое целое. В сферической крышке
реактора имелись гидравлические уплотнения штоков приводов стерж-
ней, в камерах которых поддерживалось давление воды примерно на
0,35 МПа выше, чем в реакторе.

В работающем реакторе восемь периферийных стержней полностью
извлекались из активной зоны, компенсируя уменьшение реактивности
за счет разогрева и отравления реактора ксеноном и самарием. Четыре
центральных стержня медленно поднимались вверх в течение всей кампа-
нии (500 сут), компенсируя изменение реактивности, обусловленное
выгоранием топлива. При этом критическое положение этих стержней
возрастало с 400 до 800 мм от низа активной зоны.

Корпус реактора с внутренним диаметром 2360 мм, высотой 8558
и толщиной стенок 50 мм снаружи был покрыт слоем теплоизоляции
и заключен в первичную защиту, которая внизу переходила в бак, запол-
ненный водой и пластинами из чугуна.

Опыт эксплуатации подтвердил высокую надежность установки
ЕОК. Это позволило в 1972 г. загрузить реактор усовершенствованной
второй зоной. Размеры второй зоны меньше, что привело к возрастанию
ее удельной мощности с 33 до 51 кВт/л, снижению количества 1Ю2
с 2980 до 1746 кг. Оболочки твэлов выполнялись из циркониевого спла-
ва (вместо нержавеющей стали в первой зоне); крестообразные регули-
рующие стержни заменялись пучками цилиндрических стержней
(кластерами). Среднее выгорание топлива было повышено с 7260 до
25 000 МВт-сут/т. Все это позволило продлить кампанию с 500 до
1015 сут при работе на полной мощности и примерно на 40 % снизить сто-
имость вырабатываемой энергии.

На рис. 1.12 приведена схема компоновки моноблочной установки
типа СЫ8С-Н1, принятая фирмой „Бабкок энд Уилкокс” (США), для
мощностного ряда судовых ППУ от 14700 до 88000 кВт на винтах.
Конструкция активной зоны подобна конструкции зоны реактора судна
„Отто Ган”. Прямоточный ПГ образован трубами, навитыми в спираль-
ный змеевик вокруг центральной выгородки и разделен на четыре сек
ции. Четыре циркуляционных насоса расположены на крышке реактора.
Давление в реакторе 8.32 МПа и поддерживается парогазовой подушкой
над свободным уровнем воды в верхней части реактора, для чего туда
подается водород. Таким образом, давление в корпусе примерно на
2 МПа выше давления паров воды при температуре насыщения Ц = I?,

что предотвращает развитое кипение
во работать на „горячей” воде,
предупреждая срыв подачи и кави-
тацию на лопатках рабочего колеса
насоса.

В дальнейшем фирмой „Баб-
кок энд Уилкокс” был разработан
мощностной ряд до 180 000 кВт на
базе новой модели СЫ8С-1\/, в
которой ПГ змеевикового типа
заменен на 12 прямотрубных паро-
генераторов (см. рис. 1.6, б) -

На советских атомных ледоко-
лах типов „Арктика” и „Россия",
ато м н ом л и хтеровозе-контей неро -
возе „Севморпуть” используются
блочные ЯППУ, принципиальная
компоновка которых показана на
рис. 1.13. Блок включает в себя

реактор, четыре прямоточных ПГ и
четыре двухскоростных ЦНПК,
ЯППУ имеет газовые компенсаторы
давления, ионообменный фильтр с
холодильником, которые вклю-
чены в первый контур так, как
показано на рис. 1.4. Корпус реак-
тора с эллиптическим днищем

ТК и позволяет насосам устойчи-

Рис. 1.12. Моноблочная ЯППУ типа

СП8С-Ш

I - прочный корпус моноблока: 2 —
змеевиковый ПГ из четырех секций;

3 — ЦНПК (4 шт.); 4 — приводы регули-
рующих стержней; 5 — цистерна аварий-
ного охлаждения контейнера; С—вход
питательной воды; 7 — первичная биоло-
гическая защита; 8 — теплоизоляция
корпуса; 9 — активная зона.
Рис. 1.13. Принципиальная компоновка и состав оборудования первого контура блочной ЯППУ.

1 — бак металловодной защиты; 2 — трубопровод питательной воды; 3 — трубопровод перегретого пара; 4 — компенса-
торы давления; 5 — парогенераторы; б —реактор; 7 — циркуляционный насос первого контура; 8 — биологическая
защита; 9 - газоотвод из первого контура; 10 — циркуляционный насос расхолаживания; 11 — трубопровод от подпи-
точного насоса; 12 — холодильник фильтра; 13 — штуцеры перегрузки фильтра; 14 — фильтр первого контура; 15 — тру-
бопровод для отбора проб; 16 — трубопровод в дренажную систему

Рис. 1.14. Стержневой твэл реактора, охлаждаемого водой под давлением.
изготовлен из теплостойкой низколегированной стали с антикорро-
зионной наплавкой на внутренних поверхностях. Герметизация плоской
крышки осуществляется с помощью самоуплотняющейся прокладки
так, как это показано на рис. 1.9.

Одноходовая активная зона с межканальным пространством состоит
из 241 технологического канала, расположенных в узлах правильной тре-
угольной решетки. ТК представляют собой пучок стержневых твэлов,
заключенных в трубу из циркониевого сплава. Давление в первом кон-
туре составляет 13,2 МПа, температура воды на входе в активную зону
278 °С, на выходе 318 °С. Продолжительность работы активной зоны на
полной мощности без замены топлива 460—500 сут.

Активная зона имеет внутренние саморегулирующие характеристи-
ки, которые препятствуют любым возможностям выхода системы из-под
контроля. Благодаря этому реактор может работать в режиме саморегу-
лирования на энергетических уровнях мощности, что позволяет управ-
лять им путем изменения расхода питательной воды во втором контуре.

Реактор имеет систему компенсации избыт очной реактивности, вы-
полненную из поглощающих стержней, которые перемещаются в межка-
нальном пространстве в специальных циркониевых направляющих тру-
бах. Система аварийной защиты состоит из 16 поглощающих стержней,
объединенных в четыре независимые друг от друга группы. Парогенера-
торы выполнены в виде вертикальных цилиндрических камер с эллипти-
ческим днищем, внутри которых размещена трубная система, разделенная
на 20 автономных секций и закрепленная в крышке ПГ, что позволяет
при необходимости легко заглушить любую секцию. Вода первого кон-
тура циркулирует в межтрубном пространстве. Циркуляционные насосы
первого контура представляют собой единый агрегат, состоящий из гер-
метичного двухскоростного электродвигателя и центробежного насоса.

Корпуса реактора, ПГ, ЦНПК соединены друг с другом короткими
силовыми патрубками типа „труба в трубе”, расположены вертикально
в кессонах бака первичной металле водной защиты и закрыты малогаба-
ритными блоками защиты, что обеспечивает легкую доступность при
ремонтных работах.

§ 1.4.	Тепловыделяющие элементы и технологические каналы

Принципиальное устройство и типы твэлов. Тепловыделяющий эле-
мент — основная конструкционная деталь гетерогенных активных зон,
в значительной степени определяющая их надежность, размеры и стои-
мость.

Принципиальное устройство тепловыделяющего элемента и назначе-
ние его отдельных час।ей рассмотрим на примере наиболее широко
используемого стержневого твэла (рис. 1.14). Твэл состоит из топливного
сердечника 1, оболочки 2, газовых полостей 4, герметизирующих пробок 5
и концевиков 6. Между топливом и оболочкой существует зазор 3.

Топливный сердечник представляет собой активный объ-
ем твэла, в котором содержится ядерное топливо; при работе реактора
происходит процесс деления топлива, сопровождаемый выделением
энергии, что приводит к нагреву сердечника.

В зависимости от материала топливного сердечника различают твэлы:

—	с металлическим топливом — сердечник выполнен из металличе-
ского урана или его сплавов;

—	с керамическим топливом — сердечник выполнен из окислов
(1Ю2, РиО2), карбидов (ОС, ШС2) и других керамических соединений
урана, плутония,тория;

—	с дисперсионным топливом — сердечник выполнен из смеси ядер-
ного топлива с неделящимся материалом (матрицей), например из частиц
керамического топлива, диспергированных в металлической матрице
(керметы), графите или керамической матрице (ВеО, А2Оз и т. п.).

Материал топливного сердечника оказывает очень большое влияние
на все характеристики твэлов, определяя их конструкцию, размеры и
технологию изготовления.

Оболочка твэла предназначена для предотвращения непосред-
ственного контакта теплоносителя и топлива с целью исключения выхода
радиоактивных продуктов деления топлива в теплоноситель, а также
коррозии и эрозии топливного сердечника. Оболочка является конструк-
тивным элементом, придающим твэлу необходимую форму и восприни-
мающим на себя все нагрузки, стремящиеся разрушить твэл. Оболочки
твэлов — наиболее ответственные конструкционные детали активных
зон, работающие в самых тяжелых условиях. Для уменьшения поглоще-
ния нейтронов в оболочках желательно делать их как можно тоньше.
Толщина металлических оболочек, определяемая по условиям прочности
и технологии изготовления, обычно составляет 0,3—0,8 мм.

Газовые полости служат емкостями, в которых накаплива-
ются газообразные продукты деления, диффундирующие из топлива.
Довольно значительная часть продуктов деления ядерного горючего
представляет собой атомы газов, среди которых особенно много
атомов ксенона и криптона. Так, при выделении в 1 т урана энергии
3000 МВт  сут образуется около 400 г криптона и ксенона, которые при
нормальных условиях занимают объем 762000 см3. Часть газов удержи-
вается внутри сердечника, а часть диффундирует в газовые полости,
в результате чего внутри оболочки твэла по мере выгорания топлива
возрастает давление. При глубоких выгораниях давление внутри твэла
может достигать 10—15 МПа и более. В твэлах с дисперсионным топли-
вом газовые полости обычно отсутствуют и газообразные продукты
деления накапливаются и удерживаются в порах матрицы.

Зазор между оболочкой и топливным сердеч-
ником обычно существует в твэлах с керамическим топливом.
Он необходим по условиям технологии изготовления твэлов, а также для
предотвращения взаимодействия между сердечником и оболочкой, обу-
словленного различным термическим расширением топлива и оболочки,
а также изменениями их формы и размеров. С этой точки зрения зазор
желательно увеличивать. Однако при этом растет термическое сопротивле-
ние зазора, препятствующее отводу тепла от сердечника к оболочке и вы-
зывающее рост тем пературы топлива. Поэтому зазор обычно не превышает
0,05--0,10 мм. Кроме того, для уменьшения термического сопротивле-
ния зазор, как правило, заполняется термической связью, т. е. вещест-
вом с большим коэффициентом теплопроводности. В водо-водяных
реакторах с этой целью широко используют заполнение после вакууми-
рования внутренних полостей твэла гелием при давлении 1—2 МПа.
Заполнение внутренних полостей гелием позволяет организовать простой
и высокоэффективный контроль за герметичностью оболочек с по-
мощью гелиевых течеискателей при изготовлении твэлов.

В твэлах с дисперсионным сердечником зазоры обычно отсутствуют,
так как технология изготовления их не требует, а материалы матрицы и
оболочки подбирают с примерно одинаковым коэффициентом терми-
ческого расширения. В таких твэлах обеспечивается сцепление материала
матрицы с оболочкой за счет взаимной диффузии материала оболочки и
матрицы, пайки крепким припоем, горячей сварки под давлением ит. д.

Герметизирующие пробки и концевики часто вы-
полняются в виде одной детали, они служат для герметизации твэла и его
крепления в технологических каналах. Герметизирующие пробки и кон-
цевики приваривают к оболочке обычно электронно лучевым или диф-
фузным способом в вакууме.

В настоящее время в различных типах реакторов применяют твэлы,
разнообразные по форме, конструкции и используемым материалам
(рис. 1.15). Одна из важных характеристик твэлов — отношение

Рис 1.15. Типы твэлов: а — стержневой; б — стержневой с оребренной
оболочкой; в — крестообразный; г—кольцевой; д — пластинчатый с
продольными ребрами; е — перфорированный; к — пластинчатый с про-
гибом.

7 — топливо; 2 — оболочка; 3 — зазор.
поверхности к объему, которое определяет теплонапряженность на
единицу поверхности, а следовательно, температуру оболочки и топлива.
Стремление увеличить поверхность твэла при заданном объеме топлива,
уменьшить толщину топлива, а значит, и его температуру привело к
разработке пластинчатых, кольцевых, крестообразных и перфорирован-
ных твэлов. Для интенсификации процесса теплоотдачи от оболочки к
теплоносителю в газоохлаждаемых реакторах и реакторах с органиче-
ским теплоносителем широко используются оболочки с ребрами различ-
ных типов: продольными, поперечными, спиральными и т. д.

Материалы топливных сердечников и их свойства. Исходя из условий
осуществления цепной реакции, наилучший материал для топливного сер-
дечника — металлический уран или плутоний, так как в этом случае
число атомов топлива в единице объема получается наибольшим, а поте-
ри нейтронов в неделящихся материалах — наименьшими.

Особенностями металлического урана являются: увеличение разме-
ров и изменение формы урановых стержней под действием нейтронного
облучения и циклических температурных качек вследствие фазового
перехода урана из а-фазы в |3-фазу, наступающего при 662 °С; радиацион-
ный рост, т. е. увеличение размеров урановых стержней (при темпера-
турах до 400 °С), обусловленное сильными повреждениями кристалли-
ческой решетки осколками деления; радиационное распухание урано-
вого стержня, вызванное образованием газовых пузырьков и ростом
давления в них по мере выгорания топлива (при температурах более
400 ° С). В эксплуатационных условиях изменение формы и рост разме-
ров топливного сердечника могут привести к деформации и разрушению
оболочки твэла.

В настоящее время нелегированный, термически обработанный уран
иногда применяют, если температура топлива не превышает 350—450 °С;
легированный, термически обработанный уран применяют до темпера-
туры 600—650 °С.

В энергетических реакторах широкое распространение получило
керамическое топливо, в частности, двуокись урана СО2. Двуокись ура-
на имеет температуру плавления 2ВВ0°С, плотность около 10 г/см3;
1Ю2 стабильна под облучением до температур, близких к температуре
плавления, химически устойчива по отношению к воде, пару, органи-
ческим жидкостям, углекислому газу. Изготовление топливных табле-
ток из СО2 обычно ведется методом порошковой металлургии: прессо-
ванием и спеканием с последующим шлифованием.

Один из основных недостатков двуокиси урана — низкая теплопро-
водность, резко зависящая от температуры и примерно в десять раз
меньшая, чем у металлического урана. Малая теплопроводность приво-
дит к возникновению значительных температурных градиентов и, следо-
вательно, больших температурных напряжений в таблетках.
В энергетических реакторах радиус таблеток обычно не превышает
5—6 мм, но даже в этих случаях возникающие термические напряжения
вызывают растрескивание таблеток. При больших тепловых потоках
температура в центре таблеток может превышать температуру плавления
1Ю2 , в результате чего там образуется полость и резко возрастают распу-
хание и выделение из двуокиси урана газообразных продуктов. Это по-
вышает давление на оболочку и может привести к ее разрушению. Дву-
окись урана хорошо совместима с большинством конструкционных
материалов до температуры 600 °С.

Перспективным топливом для газоохлаждаемых реакторов являют-
ся карбиды, особенно монокарбид урана ПС, который содержите 1 см3
на 25—30% больше атомов урана, чем 1Ю2, и имеет теплопроводность,
близкую к теплопроводности металлического урана. Недостатки карби-
дов — высокая хрупкость, разложение в воде, самовозгорание при
300—400 °С, окисление с образованием СО2 при 500 °С, т. е. меньшая
химическая устойчивость, чем у СО2, особенно при повышенных темпе-
ратурах.

Для повышения работоспособности твэлов, их прочности, снижения
температурных градиентов и, следовательно, температурных напряже-
ний, уменьшения газовы деления в последние годы стали широко приме-
нять дисперсионные топливные смеси окислов и карбидов с А12О3, ВеО,
МдО и С. Используют также керметы, т е. смеси высокообогащенной
СО2 с металлами (нержавеющей сталью, цирконием, ниобием, нихро-
мом, молибденом, вольфрамом и т. д.), выполняющими функции
матрицы.

Большими преимуществами обладают дисперсионные смеси, приго-
товленные из сферических частиц топлива, имеющих защитное покрытие.
В этом случае керметы или дисперсионные смеси изготовляют из оксид-
ных или карбидных гладких сферических частиц диаметром от 150 мкм
до 2 мм, покрытых однослойной или многослойной оболочкой из пиро-
литического углерода, 1МЬ, Мо, А(2О3, гидрида циркония и т. п. толщиной
75—150 мкм. Исследования и опыт применения показывают, что исполь-
зование такого покрытия снижает выход газообразных продуктов деле-
ния в 104—105 раз по сравнению с непокрытыми частицами и обеспечи-
вает высокую размерную стабильность частиц и топлива.

Материалы оболочек и требования, предъявляемые к ним. К матери-
алу каждого типа твэлов предъявляются свои особые требования,
зависящие от вида теплоносителя и топлива, температурного уровня,
энергии нейтронов, вызывающих деление, и т. п

Одно из основных требований, предъявляемых к материалу оболо-
чек для реакторов на тепловых нейтронах, — малое сечение поглощения
тепловых нейтронов, что необходимо для уменьшения потерь нейтронов.
Материал оболочек должен обладать достаточно высокими проч-
ностью, пластичностью, сопротивляемостью ползучести, вибростой-
костью при рабочих температурах, стабильностью размеров при цикли-
ческих температурных нагрузках, высокой теплопроводностью.
Наконец, материал оболочек должен обладать высокой коррозионной
и эрозионной стойкостью, быть совместимым с топливом и теплоноси-
телем во всем интервале рабочих температур, иметь низкую стоимость.

В настоящее время в энергетических водо-водяных реакторах на
тепловых нейтронах широко используются оболочки из циркония и его
сплавов, что объясняется малым сечением поглощения тепловых нейтро-
нов у циркония (0,18 барн). Однако цирконий обладает относительно
низкими прочностными показателями при температуре 360—400 С.
С целью повышения жаропрочности и коррозионной стойкости применя-
ется легирование циркония МЬ, Та, 5п, VI/, Сг, Ее, Мо.

Наряду с циркониевыми сплавами в энергетических реакторах при-
меняются оболочки из нержавеющих хромоникелевых аустенитных
сталей типа ОХ16Н15МЗБ, которые по сравнению с цирконием обладают
значительно более высокими жаропрочностью, коррозионной стой-
костью, прекрасной технологичностью и, кроме того, меньшей стои-
мостью.

Основной принципиальный недостаток сталей по сравнению с цирко-
нием заключается в их большом сечении поглощения тепловых нейтро-
нов (2,7—2,9 барн), что требует более высоко обогащенного топлива.
Крупным недостатком аустенитных нержавеющих сталей является
склонность к коррозионному растрескиванию, возникающему при нали-
чии в металле растягивающих напряжений, а в охлаждающей воде — хло-
ридов и кислорода. Большое значение при эксплуатации реакторов
в связи с этим приобретает тщательное поддержание предельно низкого
содержания в воде хлоридов и кислорода, а также других примесей.

Для высокотемпературных реакторов особый интерес представляют
тугоплавкие металлы — ниобий (температура плавления 2415 С),
молибден (2622 °С), вольфрам (3395 °С), тантал (2996 °С), а также
их сплавы, которые можно применять для оболочек твэлов при темпе-
ратуре до 800—1200 °С в случае использования в качестве теплоносителя
гелия или жидких металлов. Следует отметить, что в кислородсодержа-
щих газах (воздухе, углекислом газе и парах воды) стойкость этих
металлов весьма низка уже при температуре 500—600 С.

Перспективным материалом для оболочек твэлов высокотемпера-
турных газоохлаждаемых реакторов является графит повышенной плот-
ности (до 2—2,2 г/см3). Недостаток графита — невозможность создать
герметичные твэлы из-за диффузии продуктов деления через графитовую
оболочку.
Конструкции тепловыделяющих элементов и технологических кана-
лов судовых реакторов. Стержневой твэл 5 первых реакторов атомного
ледокола „Ленин" (рис. 1.16) имел диаметр 6,1 мм и представлял собой
трубу из циркония с толщиной стенки 0,75 мм, наполненную топливны-
ми таблетками из 1Ю2 диаметром 4,5 мм. Между оболочкой и таблетка-
ми существовал зазор 0,05 мм, который, как и газовая полость 12, был
заполнен гелием. После заполнения оболочки 11 таблетками топлива 10
на обжатые концы оболочки надевались и приваривались наконечники
9 и 13. Технологический канал имел круглое сечение и был образован
трубой из циркония 6 с внешним диаметром 54 мм и толщиной стенки
1 мм. К стенке ТК были приварены верхняя подвеска 8, служащая для
крепления ТК в активной зоне, и нижний направляющий наконечник 2,
имеющий кольцевые проточки, играющие роль лабиринтового уплотне-
ния. В части каналов в расточку 1 нижнего наконечника устанавливались
дроссельные шайбы для уменьшения расхода теплоносителя. Внутри ТК
по трем концентрическим окружностям располагались 36 твэлов с ша-
гом 7,5 мм. Твэлы крепились в звездочке верхней подвески 7 и свобод-
но расширялись вниз. Дистанционирование твэлов осуществлялось спе-
циальными звездочками 4, устанавливаемыми через каждые 200 мм-
Звездочки 4 крепились к центральному дистанционирующему стержню3.

На рис. 1.17 приведена конструкция твэла и ТК реактора атомного
судна „Саванна”. Твэл стержневого типа (рис. 1.17, а) имел внешний
диаметр 12,7 мм. Оболочка 3 толщиной 0,89 мм выполнялась из нержа-
веющей стали. На плиту 1 опирались 130 топливных таблеток 2 из 1Ю2
диаметром 10,81 мм. Плита была отодвинута от герметизирующей
пробки 6 для снижения температуры в месте сварки и облегчения усло-
вий работы наименее надежного узла твэла. В газовой полости 4, запол-
ненной гелием, размещалась пружина 5, поджимающая топливные
таблетки друг к другу. Квадратный технологический канал размером
216 х 216 мм (рис. 1.17, в) содержал 164 твэла 13, собранных в четыре
пакета по 41 твэлу. Твэлы располагались в правильной квадратной ре-
шетке с шагом 16,8 мм и дистанционировались кольцами 14, припаян-
ными к оболочкам твэлов через каждые 203 мм. ТК опирались конусной
частью 8 нижнего наконечника 9 (рис. 1.17, 6} на нижнюю плиту корзи
ны активной зоны. Верхний наконечник 11 соединялся с переходником
12, имевшим пружину для поджатия ТК и вырезы для захвата ТК. Нако-
нечники 8 и 11 были стянуты центральным стержнем 7. Снаружи сборка
имела оболочку ТК 10, выполненную из нержавеющей стали толщиной
2,77 мм для 16 центральных ТК и толщиной 2,39 мм для внешних ТК.
Толщина оболочек ТК определялась из условия отсутствия деформаций
стенок под действием разности давлений, возникающей в двухходовой
активной зоне.
Рис. 1.16. Технологический канал (а) и теэл (б)

первых реакторов атомного

ледокола „Ленин"

Рис. 1.17. Твэл (а), продольный (6) и поперечный (в) разрезы ТК реактора
атомного судна „Саванна".
04



Оболочка стержневых твэлов реактора ЕОН (рис. 1.18) выполнена
из нержавеющей стали толщиной 0,35 мм, диаметр твэла 11 мм, актив-
ная длина 1120 мм при полной длине 1260 мм. В каждом ТК в квадрат-
ном решетке размещено 216 твэлов и 10 стержней, содержащих выгораю-
щий поглотитель (2гВ2 + 2гО2) для компенсации избыточной реактив-
ности в начале кампании. Твэлы 7 закреплены в нижней решетке 3 и
свободно проходят через верхнюю. Дистанционирование твэлов осущест-
вляется решетками 2. К нижней решетке 3 крепится нижний наконечник
ТК 4, с помощью которого он монтируется в активной зоне. В наконеч-
нике прорезаны окна 5 для входа теплоносителя в ТК. Верхняя и нижняя
решетки 3 связаны двенадцатью квадратными стержнями 7 и одним
центральным стержнем из циркаллоя. ТК не имеет внешней оболочки.
В центральной части ТК расположен регулирующий стержень б составлен-
ный из четырех Т-образных частей, который передвигается в направляю-
щих 8.

Повреждения твэлов в эксплуатации. В процессе эксплуатации реак-
торов в материалах твэлов происходят под действием облучения, цикли
ческих изменений температуры, воздействия теплоносителя и т. п. глубо-
кие изменения, которые могут стать причиной их разрушения. Полное
разрушение твэлов является чрезвычайно крупной и совершенно недопу-
стимой аварией, так как приводит к сильному загрязнению первого кон-
тура радиоактивными осколками деления.

Наиболее часто наблюдается потеря герметичности твэлов из-за воз-
никновения трещин в оболочке или в месте приварки герметизирующих
пробок. Потеря герметичности ведет к выходу газообразных продуктов
деления в теплоноситель. Попадание теплоносителя внутрь оболочки,
обусловленные этим коррозия и вымывание топлива, в свою очередь,
усиливают выход осколков деления, в результате чего еще более сущест-
венно повышается радиоактивность теплоносителя в контуре.

Трещины в оболочках могут возникать в результате следующих
причин:

—	появления недопустимых внутренних напряжений, связанных
с действием статических, динамических и вибрационных нагрузок, тем-
пературных напряжений, обусловленных наличием резких температур-
ных градиентов как по радиусу, так и по длине твэлов:

—	объемных изменений топлива, обусловленных радиационным рос-
том, распуханием, фазовыми превращениями горючего и приводящих к
появлению сил, стремящихся разорвать оболочку; недопустимого повы-
шения давления внутри твэлов газообразных продуктов деления;

—	изменения структуры и физико-механических свойств материала
оболочки под действием облучения или в результате диффузионного
взаимодействия материалов топлива и теплоносителя с оболочкой,
например насыщения оболочек водородом;
—	длительного коррозионного и эрозионного воздействия теппоноси-
> спя, а также в результате транс- и межкристаллитной коррозии под напря-
жением в присутствии ионов хлора и свободного кислорода (в водоводя-
•|ЫХ реакторах при использовании оболочек из нержавеющих сталей};

—	дефектов, допущенных при изготовлении твэлов (неоднородность
материала оболочки, наличие рисок на поверхности оболочки, низкое
качество сварки ит.п.).

В некоторых случаях под действием тех же причин наблюдается
изменение формы и размеров твэлов, например искривление, что может
приводить к значительным общим и локальным изменениям в распре
селении топлива и теплоносителя по ТК и, как следствие, к местным
перегревам и разрушению твэлов.

В связи с гем что твэлы представляют собой тела с внутренними
источниками тепла и работают при высоких температурах и больших
удельных энерговыделениях, наибольшая опасность для них возникает
при внезапном прекращении охлаждения. Прекращение подачи теплоно-
сителя в активную зону приводит, как правило, к расплавлению твэлов
за счет остаточного энерговыделения (выделение энергии в процессе
радиоактивного распада накопленных осколков деления ядерного топ-
лива). В остановленном реакторе вследствие выделения энергии радио-
активного распада осколков деления, накопленных в твэлах, необходи-
мо охлаждение последних в течение длительного времени после останов-
ки. В противном случае возможно расплавление активной зоны в оста-
новленном реакторе.

Длительная и надежная работа твэлов зависит не только от их конст-
рукции, материалов и технологии изготовления, но и в значительной сте-
пени от условий эксплуатации. Для обеспечения надежной, длительной
; и боты твэлов необходимо при эксплуатации тщательно соблюдать тре-
бования инструкции по подготовке к пуску, пуску и остановке ЯППУ,
не только по порядку операций, но и особенно по времени, не допускать
чрезмерно быстрых сбросов и набросов мощности реактора, частых ава-
рийных сбросов стержней аварийной защиты, повышения или понижения
давления в реакторе за установленные пределы, превышения макси-
мально возможной мощности или температуры теплоносителя, так как
в противном случае в твэлах будут возникать недопустимо большие меха-
нические и температурные напряжении, которые могут разоушить их

Особое внимание при эксплуатации ЯППУ должно быть обращено
на организацию контроля и поддержание требуемого водно химического
режима.

§ 1.5. Парогенераторы судовых ЯППУ

Парогенератором (ПГ) называется агрегат, в котором за счет тепло-
ты, переносимой теплоносителем из реактора, осуществляется генерация
пара
В ПГ ЯППУ греющим агентом является радиоактивный теплоноси-
тель первого контура, попадание которого даже через микротечи во вто-
рой контур недопустимо, так как это приводит к распространению
радиоактивности. ПГ должны размещаться в биологической защите, что,
с одной стороны, затрудняет осмотр и ремонт поверхности нагрева,
а с другой — требует возможно меньших размеров ПГ с целью снижения
массы защиты (см. рис. 1.13) , а в моноблочных ЯППУ — и размеров кор-
пуса моноблока. Вместе с тем при малых размерах и высокой надежно-
сти ПГ должны обеспечивать высокие маневренные качества, т. е. быть
способными быстро изменять паропроизводительность, иметь по воз-
можности низкие гидравлические сопротивления по первому и второму
контурам. Это желательно как для уменьшения мощности ЦП ПК и пита-
тельных насосов, т. е. повышения КПД установки, так и для создания
лучших условий для развития естественной циркуляции, т. е. обеспече-
ния большей надежности ЯППУ в целом.

Опыт проектирования и эксплуатации судовых ЯЭУ показал, что
в наибольшей степени изложенным выше требованиям отвечают прямо-
точные ПГ, в которых рабочее тело второго контура двигается внутри
груб, а теплоноситель первого контура двигается в межтрубном прост-
ранстве (см. рис. 1.5 и 1.6). Это объясняется удобством компоновки
ЯППУ, а также большей надежностью трубной системы ПГ. В этом слу-
чае трубы испытывают напряжения сжатия, так как давление теплоноси-
теля выше давления во втором контуре, что препятствует возникнове-
нию и развитию трещин в стенках труб. Кроме того, в прямоточных ПГ
содержится меньше воды второго контура, что обеспечивает их более
высокую маневренность по сравнению с другими типами ПГ.

Расчетная схема прямоточного ПГ. Прямоточные ПГ (рис. 1.19)
представляют собой систему труб, параллельно включенных в раздаточ-
ный коллектор питательной воды и сборный паровой коллектор. При
этом практически всегда используется противоточная схема движения
теплоносителя и рабочего тела второго контура.

Вся поверхность нагрева в ПГ может быть разделена на три зоны:
экономайзерную в которой питательная вода нагревается до темпе-
ратуры кипения I'; испарительную Диеп- в которой осуществляется
парообразование и на выходе из которой получается сухой насыщенный
пар с температурой пароперегревательную ДПер. в которой осущест-
вляется перегрев пара до температуры ?пг-

Связь параметров теплоносителя и рабочего тела и условия теплооб-
мена на различных участках поверхности нагрева ПГ устанавливаются
с помощью О—{-диаграммы . (рис. 1.20). Диаграмма О—I строится на
основании уравнений баланса теплоты по первому и второму контурам
для каждой зоны и ПГ в целом. Количество теплоты, передаваемое
в каждой зоне, равно
Рис. 1.19 Схема прямоточного ПГ,	Рис. 1.20. Диаграмма 0—1 ного ПГ	г для прямоточ-
Оэк О (/’ — /’п в) ” б| пг(/э_/1	);	
$исп	У" ~	“ С| п Г <'и - #э)		(1.2)
Опер ^('ПГ	) =С|пг(/?	'и)	(1.3)

и в целом по П Г

Г ^эк + ^исп + Опер О (/ п г - /'п.в) 0( п Г (^2 ” Л ) »	(1.4)

где О — паропроизводительность ПГ, кг/с; 6| п г - расход теплоносителя
первого контура через ПГ, кг/с; /п.в ” /(р’п_в. *п.вЬ /'

/ /(Ри); * п г = (/’п г, г) - энтальпии рабочего тела на входе в П Г
в конце экономайзерной, испарительной и перегревательной зон; /1 =
- ? (Р\, Г|); /э = / (Р), 1Э}; /и = / (Р|, ги ); /2 / (/’ь	) — энтальпии

теплоносителя, кДж/кг.

Уравнения (1.1) — (1.4) не учитывают потерь теплоты в окружающее
пространство и изменения давления теплоносителя по тракту ПГ. так
как △А’|/ </э|. Диаграмма О—Г строится путем приближений, так как
для определения давлений Рэ, Ри и Рр в при заданном Рпг необходимо
знать гидравлическую характеристику змеевиков ПГ.
Поверхность нагрева каждой зоны находится из уравнения тепло-
передачи

О1=К!Р1ДЛ1,	(1.5)

где К,- — коэффициент теплопередачи в 7-й зоне, Вт/м2.

Средний логарифмический температурный напор в 7-й зоне определя-
ется на основе О— г-диаграммы по известной зависимости для противо-
тока

△Т/6 - ДГ/М

ДГ/ =-------й--3— ’

1л (Д^/Дт/Ч

где ДГ-*, ДТ™ — большая и меньшая разность температур теплоносителя
и рабочего тела на границах 7-й зоны.

Из анализа О—^-диаграммы и уравнений (1.5), (1.6) следует, что при
постоянных Т2 и ^1 уменьшить поверхность П Г можно путем увеличения
температурных напоров ДГз, Дрм и ДГЛ и коэффициентов теплопередачи
К/. Увеличение ДГ/ при = сопз! и Ь = сопзТ приводит к увеличению
потери от необратимости процесса теплопередачи, пропорциональной
площади гл.в—	—^пг~*2— И и снижению Г и ?пг< т- е. снижению

давления и температуры генерируемого пара, а значит, и КПД паротур-
бинной установки. Увеличение К,- возможно в первую очередь за счет
повышения скоростей теплоносителя и рабочего тела, что вызывает рост
гидравлического сопротивления, мощности ЦНПК и питательных насо-
сов и ведет к снижению КПД ЯЭУ.

Существенное влияние на характеристики ПГ, реактора и всей ЯППУ
оказывает нагрев теплоносителя в реакторе △ ? = Г2 — который одно-
значно определяет расход теплоносителя через реактор и ПГ, С| =
— Ор/(срДг) = 6|пгп» гДе « — число ПГ в ЯППУ. Компоновка и выбор
параметров, определяющих размеры ПГ, представляют собой сложную
комплексную проблему, от решения которой во многом зависят основ-
ные технико-экономические характеристики ЯЭУ.

Одной из принципиальных особенностей прямоточных ПГ является
автомодельная зависимость распределения поверхности нагрева между
экономайзерной, испарительной и перегревательной зонами от паропро-
изводительности, давления генерируемого пара и температуры питатель-
ной воды. Например, при уменьшении паропроизводительности ГПвВ =
= сопз’!:, Р|-| р = сопбТ будут уменьшаться Рэк и Дисл и будет возрастать
Дпер = — Диеп — Ддк, следовательно, Тп [-будет приближаться к г2.
Повышение ₽пг при Д = соп51 и Гп.в=соп51 приводит к росту Дэк,
уменьшению Диеп И соответствующему изменению Дпер.
Автомодельность перераспределения поверхности нагрева между
отдельными зонами позволяет в прямоточных ПГ реализовать любой
закон изменения давления пара, в том числе Ар Г ~ сопзТ, в зависимости
от паропроизводительности (мощности) ЯППУ при любом законе изме-
нения средней температуры теплоносителя. Это одно из важных преиму-
ществ прямоточных ПГ. которое позволяет использовать оптимальные
программы регулирования как в реакторе, так и в паротурбинной

установке.

Гидродинамическая характеристика витка прямоточного ПГ- Надеж
пая работа ПГ невозможна без обеспечения гидродинамической устойчи-
вости. под которой понимают постоянство во времени параметров рабо
чего чела по всей длине тракта циркуляции при стабильном распределе-
нии поверхности нагрева по зонам для любых возможных установивших-
ся режимов работы ПГ.

Гидродинамическая устойчивость прямоточных ПГ,у которых паро
водяная смесь движется внутри труб, зависит от гидродинамической
характеристики отдельного витка. Гидродинамической характеристикой

витка называют зависимость между гидравлическим сопротивлением
и расходом рабочего тела через виток при постоянной тепловой нагрузке
витка, т. е. зависимость Арв = / (Ов) при Ов = сопз!.

Вопрос о гидравлической характеристике парогенерирующих кана-
лов применительно к ТК в активной зоне рассмотрен в [15], где было

получено кубическое уравнение, связывающее сопротивление канала с
расходом рабочего тела. Аналогичное кубическое уравнение может быть
получено и для витка ПГ, имеющего дополнительно перегревательный

участок. В этом случае в выражения,
определяющие коэффициенты А, В и С
[15] будут дополнительно входить пара-
метры перегревательного участка. Сум-
марное сопротивление витка (рис. 1.21)
Дрв = Дрэк + Д₽исп + Др„ер.

Следовательно, как и для парогенери-
рующих ТК, при определенных условиях
сопротивление витка ПГ может изменять-
ся в зависимости от расхода таким обра-
зом, что одному и тому же значению Дрв
будут отвечать три значения расхода
рабочего тела, например точки 1, 2 и 3
(кривая /), т. е. будет существовать
неоднозначная зависимость сопротивле
ния витка от расхода рабочею тела, кото-
рая приведет к । идродинамической
неустойчивости.

Рис 1.21. Гидродинамиче-
ская характеристика витка
прямоточного ПГ.

I — неустойчивая характери-
стика; И — устойчивая ха-
рактеристике с дроссельной
.шайбой на входе.
Неустойчивая работа ПГ недопустима, гак как при этом имеют место
гидравлические удары и постоянно изменяющиеся условия охлаждения
труб, приводящие к пульсации температуры стенки.

Основное средство устранения гидродинамической неустойчивости
и получения однозначной характеристики — увеличение сопротивления
на входе в виток. С этой целью используются дроссельные шайбы (шай-
бование), вход в виток выполняется через трубку меньшего диаметра
необходимой длины (ступеньчатый виток) или используют дроссельные
вставки и решетки (см. рис. 1.25). Тогда общее сопротивление витка
Лрв.ш - Дрв + Дрвх, и при достаточно большом входном сопротив-
лении ДРвх может быть получена однозначная характеристика витка
(см. рис. 1.21, кривая //). Чем больше сопротивление на входе в виток,
тем круче и устойчивее его гидродинамическая характеристика. Если
характеристика устойчива при малых расходах рабочего тела, то она обя-
зательно устойчива и при любых других больших расходах.

Для судовых ПГ, работающих в широком диапазоне изменения паро-
производительности, важно обеспечить устойчивую гидродинамическую
характеристику при малой производительности. Обычно стремятся обес-
печить устойчивую работу ПГ при 10- 15 % номинальной производитель-
ности, так как при меньших нагрузках требуемое входное сопротивле-
ние получается чрезвычайно большим. Это приводит к недопустимо боль-
шому сопротивлению ПГ на номинальной производительности и соответ-
ствующему росту мощности питательного насоса, а также снижает надеж
носгь ПГ из-за увеличения вероятности засорения входного устройства.

При использовании в П Г ступенчатого витка диаметр входной труб-
ки получается больше диаметра шайбы, что уменьшает возможность
засорения входного канала в виток. Однако использование ступенчатого
витка усложняет конструкцию ПГ и сказывается на его надежности
из-за увеличения числа сварных или паяных соединений.

Параллельная работа прямоточных ПГ. В судовых ЯППУ обычно
имеются несколько ПГ, которые включаются параллельно между коль-
цевым напорным трубопроводом питательной воды и кольцевым глав-
ным паропроводом. В этом случае должна быть обеспечена устойчивая
работа всех ПГ, т. е. равное и постоянное во времени распределение
питательной воды между ПГ в возможно более широком диапазоне
мощности (паропроизводительности) ЯППУ.

Устойчивая работа ПГ обеспечивается, если гидравлические характе-
ристики всех ПГ, включая характеристики трактов от кольцевого трубо-
провода питательной воды до ПГ и от ПГ до кольцевого паропровода,
однозначны и одинаковы во всем диапазоне возможной паропроизводи-
тельности. Если гидравлические характеристики ПГ однозначны, но неоди-
наковы, то расход питательной воды через разные ПГ будет стабильным.
но различным. При равном распределении теплоносителя первого конту-
ра между всеми Г! Г это приведет к снижению температуры пара на
выходе из ПГ, имеющих больший расход питательной воды. При одина-
ковых, но неоднозначных гидравлических характеристиках на некото-
рых уровнях паропроизводительности могут возникать колебания рас-
хода питательной воды между П Г.

Гидравлические характеристики ПГ, как показывает опыт, могут
изменяться и становиться различными в процессе эксплуатации ЯППУ
за счет, например, изменения давления пара за ПГ, заглушки некоторых
парогенерирующих груб в одном или нескольких ПГ, различного темпа
возникновения отложений в трубах ПГ, замены или ремонта разобщаю-
щей запорной арматуры, приводящих к изменению ее гидравлического
сопротивления, и т. п.

Вероятность перераспределения расхода питательной воды между
ПГ возрастает по мере снижения давления пара за ПГ и мощности (паро-
производительности) ЯППУ. В этом случае при достаточно глубоком
перераспределении расхода питательной воды на низком уровне мощно-
сти возникает опасность заброса в паропроводы и турбины влажного
лара и даже воды, что может вызвать гидравлические удары в трубопро-
водах, а в турбинах поломку лопаток или расплавление упорных под-
шипников.

Для устранения недопустимо глубоких перераспределений питатель-
ной воды между П Г используют метод, который служит для устранения
гидравлической неустойчивости внутри отдельного ПГ, т. е. увеличивают
гидравлическое сопротивление входа в ПГ. При этом чем больше гидрав-
лическое сопротивление входа в ПГ, тем ниже мощность или допустимое
снижение давления пара за ПГ, при которых возможна работа ЯППУ без
существенного перераспределения расхода питательной воды между ПГ.

Материалы парогенераторов. Надежность и срок службы ПГ в значи-
тельной степени зависят от правильного выбора материала труб и кор-
пуса. Материалы, из которых изготовляются элементы ПГ, определяются
в основном типом теплоносителя, рабочей температурой и схемой движе-
ния теплоносителя и рабочего тела.

Особое значение для увеличения срока службы и надежности ПГ
имеет выбор материала трубной системы. Материал груб должен обла-
дать высокой теплопроводностью, иметь высокие механические свойства
в заданных темпера!урных условиях работы, хорошо обрабатываться
и свариваться. Для высокотемпературных ПГ важны жаропрочность,
отсутствие склонности к температурному старению, высокое сопротив-
ление температурной усталости.

Важнейшее значение имеет стойкость материала труб П Г к общей кор-
розии и осойе.ч’м» к коррозионному растрескиванию под напряжением.
к меж- и транскристал л итной коррозии. Малая скорость обшей корро-
зии уменьшает содержание продуктов коррозии в теплоносителе и коли-
чество отложений на поверхности твэлов, снижает мощность и емкость
системы очистки теплоносителя. Однако скорость общей коррозии прак-
тически не влияет на срок службы и надежность ПГ.

Надежность и срок службы ПГ определяются главным образом стой-
костью материала труб к коррозионному растрескиванию под действием
растягивающих напряжений в присутствии свободных ионов хлора и
кислорода, а также стойкостью к межкристаллитной коррозии при от-
сутствии напряжений, так как именно эти виды коррозии приводят к
возникновению трещин в трубах и выходу ПГ из строя.

В первых ядерных установках с реакторами водо-водяного типа
широко использовались трубы из аустенитных хромоникелевых сталей
типа Х18Н10Т, которые обладают высокой стойкостью к общей корро
зии, имеют высокие прочностные свойства, технологичны и доступны.
Однако опыт эксплуатации таких ПГ показал, что эти стали имеют ма-
лую стойкость к коррозионному растрескиванию под напряжением в

присутствии ионов хлора и кислорода, склонны к меж- и транскристал-

литной коррозии. Даже при весьма
высокой чистоте воды первого и вто-
рого контуров (СГ < 0,02^-0,03 мг/л и
О2 < 0,05 мг/л) срок службы трубной
системы ПГ не превышал 10 000 ч.

!< межкристаллитному и коррози-
онному растрескиванию не склонны
ферритные стали типа 1Х12ВМФ и
перлитные углеродистые стали типов
20К, 22К, однако они имеют высокую
скорость обшей коррозии (в 5—50 раз
более высокую, чем стали типа Х18Н9Т)

Рис. 1.22. Продольный разрез прямоточного
ПГ для судового блочного высокотемпера-
турного реактора с гелиевым теплоносителем.
1 — диффузор и выходной канал газодувки;

2 — корпус ПГ; 3 — вход холодного газа
в газодувку; 4 — вход питательной воды;

5 — электродвигатель; 6 — радиальные под-
шипники; 7 — упорный подшипник; 8 —
клеммы электропитания; 9 — змеевик
охлаждения электродвигателя; 10— выход
пара; 11 — одноступенчатая аксиальная газо-
дувка; 12 — змеевик; 13 — невозвратный
клапан; 14 — вход газа в трубный пучок;

15 — выход газа из ПГ; 16 — вход газа в ПГ.
и склонны к язвенной коррозии. Несмотря на зто, ведутся работы и
имеются примеры использования перлитных сталей в ПГ. Разрабатыва-
ются способы пассивации поверхности труб в целях создания устойчивой
защитной плен ки, уменьш аю щей с к орость общей коррози и

В последнее время в ПГ водо-водяных реакторов находят широкое
применение грубы из никелевых сплавов типов инконель (до 70—75 % 1Ч|),
инколой (до 45 % М ।), которые имеют высокую стойкость к общей кор-

розии и не подвержены коррозионному рас грескиванию под напряжением.

Конструкция ПГ. Прямоточные ПГ в зависимое!и от конструкции

поверхности нагрева можно разделит*, на две группы: змеевико-
вые, вы пол ней н ь) е в виде гоо и за и т а л ь ног о многослой| юго, м ногозаход •
ног о змеевика, навитого вокруг центральной выгородки с коридор-
ным и шахматным расположением труб, и прямотрубные,

рис. 1.23. Внешним вид тройной системы змеевикового типа реактора
РОН.
выполненные из пучков прямых вертикальных Ь-образных труб или
труб Фильда (см. рис. 1.5,1.6).

На рис. 1.22 представлен продольный разрез прямоточного ПГ для
судового блочного высокотемпературного реактора с гелиевым
теплоносителем мощностью 75 МВт. В ПГ вырабатывается пар давлени-
ем 4.21 МПа при температуре 460°С. Температура гелия на входе
700 °С, а на выходе 200 °С. Поверхность нагрева выполнена в виде 30
многозаходных змеевиков, помещенных один в другой и имеющих
одинаковый шаг по высоте. Змеевики, закрепленные в крышке ПГ,
образуют шахматный пучок труб. Снаружи трубки омываются гелием.

Расположение эле ктроп ри водной осевой газодувки в крышке ПГ
позволяет получить сравнительно небольшое гидравлическое сопротив-
ление, что при большом перепаде температур в реакторе, т. е. малом рас-
ходе теплоносителя, позволяет снизить мощность электродвигателя
газодувки.

В ПГ использован принцип противотока: газ движется в межтрубном
пространстве вверх, а вода по змеевикам опускается вниз. Такая схема
движения увеличивает средний температурный напор, что ведет к умень-
шению поверхности нагрева, позволяет облегчить условия работы газо-
дувки и снизить ее мощность, так как в этом случае она работает на
„холодном" газе. Для отключения ПГ, например в случае течи в трубах,
имеется невозвратный клапан, закрытие которого прекращает циркуля-
цию газа через ПГ. Это исключает возможность пережога трубок даже
при их полном осушении.

П Г имеет сравнительно небольшие размеры, достигнутые благодаря
использованию гелия, имеющего прекрасные теплофизические свойства,
высокому давлению газа (7 МПа), большим температурным перепадам
между газом и рабочим телом второго контура.

На рис. 1.23 показан внешний вид трубной системы змеевикового
типа реактора ГОР, а на рис. 1.24 приведена компоновка ПГ в корпусе
моноблочного реактора ГОР, который использовался в ЯППУ рудовоза
„Отто Ган" (см. рис. 1.11).

На рис. 1.25, а дана конструкция входного патрубка этого ПГ с
дроссельным входным устройством. П Г состоит из трех секций, каж-
дая секция имеет патрубки входа питательной воды и выхода пара и
состоит из 54 труб длиной по 50 м и диаметром 19,5 мм с толщиной
стенки 1,2 мм, выполненных из инконеля. Змеевики эластично закреп-
лены между внутренним направляющим кожухом и наружным корпу-
сом П Г (см. рис. 1.24). Питательная вода по опускным трубам, располо-
женным в один слой на внутреннем радиусе П Г, опускается вниз, а затем
по змеевикам движется вверх, что обеспечивает принцип противотока и
возникновение подъемной силы в ПГ. Дроссельное устройство состоит
Рис. 1.24. Компоновка ПГ в корпусе моноблочного
реактора ЕГ)Н.

1 - прочный корпус моноблока; 2 — выход пара;
э гильза с фланцем; 4 — трубная доска со штыко-
вым затвором; 5—опускные трубы; 6 — дроссель
пая плита; 7 — вход питательной воды; 8 — трубки
ПГ; 9 — направляющий кожух; 10 — внутренняя
шахта.

из дроссельного вкладыша в экранирующей вставке, дроссельной плиты
с отверстиями для прохода воды и дроссельных стержней, закрепленных
в плите и входящих в трубы ПГ. Дроссельный стержень (рис. 1.25,6)
создает эффект лабиринтового уплотнения. Дроссельный вкладыш и
дроссельная плита создают сопротивление на входе в ПГ, а дроссельные
стержни — на входе в парогенерирующие 1рубы ПГ.
Рис. 1.25. Конструкция патрубков парогенератора РОК с дроссель-
ным входным устройством.

/—начало экономайзерного участка (конец опускных груб}; 2 —
направляющий кожух ПГ; 3 — наружный корпус ПГ; 4 - прочный
корпус реактора; 5 - патрубок корпуса реактора; 6 — гильза с флан-
цем; 7 — вход питательной воды; 8 — переходный фланец; 5 — экра-
нирующая вставка с дроссельным вкладышем; 10 — зазоры, запол-
ненные теплоносителем: 11 — дроссельная плита с дроссельными
стержнями; 12 — трубная доска; 13— ппускные трубы; 14 — внут-
ренняя шахта; 15 — направление потока теплоносителя; 16 — дрос-
сель
ЯППУ рудовоза „Отто Ган" успешно эксплуатировались с 1968 по
1979 г г., наработка ПГ составила 65 800 ч. За все это время было заглу-
шено 8 грубой из 162, из которых 5 были заглушены в профилактиче-
ском порядке В конце срока службы были замечены поверхностные
продольные трещины в местах приварки выступающих концов труб
к трубной доске. Более значительный опыт эксплуатации отечественных
прямоточных ПГ на атомных ледоколах так же подтверждает их высо-
кую надежность и позволяет считать, что существовавшая в ЯППУ
первого поколения проблема выбора материала труб и конструкции
П Г нашла свое удовле творительное решение.

§ 1.6. Циркуляционные насосы первого контура

ЦНПК должны перекачивать радиоактивный теплоноситель и распо-
лагаться в биологической защите, поэтому ЦНПК для непосредственного
обслуживания недоступны. В ВВЭР теплоноситель имеет давление
10-20 МПа при температуре 250—320 °С и недогрет до кипения иногда
только на 10—30 ° С.

Указанные условия работы предопределяют следующие основные
требования к ЦНПК: высокую надежность как насоса, гак и его
привода; возможность достаточно простой и быстрой замены насоса в
случае его выхода из строя; полное отсутствие утечки радиоактивного
теплоносителя или минимальный контролируемый уровень утечки в
специальную систему; как можно большее время выбега или такое
резервирование по электропитанию, при котором практически невоз-
можна внезапная полная остановка насосов; исключение кавитационных
явлений в насосе.

Основные типы ЦНПК. В ЯППУ с ВВРД находят применение два типа
насосов: герметичные насосы с нулевой утечкой (рис. 1.26, а} и насосы
с ограниченной контролируемой утечкой (рис. 1.26, б). В судовых ЯППУ
пока используются только герметичные ЦНПК. В этих ЦНПК колесо
центробежного насоса насажено консольно непосредственно на вал
ротора электродвигателя; внешние уплотнения вала отсутствуют;
электродвигатель работает в перекачиваемой воде первого контура,
которая используется как для смазки подшипников, так и для охлажде-
ния электродвигателя.

Герметичные насосы могут быть с сухим и с мокрым статором элек
тродвигателя. В двигателях с мокрым статором требуется водоустойчи-
вая электроизоляция, способная длительное время работать в водной
среде при высоких температурах и давлениях, в присутствии мощных
ионизирующих излучений. Пока такие материалы, способные работать
Рис. 1.26. Схемы ЦНПК.

1 — крыльчатка насоса; 2 — выходной диффузор; 3 -
змеевик охлаждения; 4 — обмотка статора большой скоро-
сти; 5 — нихромовая рубашка; # —датчик оборотов; 7 —
импеллер; 8 — радиальный подшипник; 9, 12 — вход и вы-
ход воды третьего контура; 10 — обмотка статора малой
скорости, 11— ротор; 13 — тепловая защита, 14 —ради
альный подшипник; 15 — гидрокамера; 16 — маховик;

17 — электромотор; 18, 21 — отвод воды из камер уплот-
нения; 19 — торцевое уплотнение; 20. 22 — подача воды
на уплотнение.

при напряжении 380 В, отсутствуют и хотя КПД таких электродвигате-
лей заметно выше, чем у ныне используемых, они в судовых ЯППУ не
используются.

В насосах с сухой статорной обмоткой требуется герметичная статор-
ная полость, попадание воды в которую должно быть исключено.
Для этого она отделяется от роторной полости герметичной рубашкой
из немагнитных материалов, обладающих высоким удельным электри-
ческим сопротивлением и достаточной пластичностью. Чаще всего для
этих целей используют нихром. Ротор электродвигателя набирается
из листов электротехнического железа, пазы в котором обычно залива-
ются алюминием. Для исключения коррозии ротор также помещается
в герметичную рубашку из нихрома. Наличие герметизирующих рубашек
приводит к существенному (на 10—15%) снижению КПД электродвига-

теля.

Электрические потери в рубашке статора приближенно равны

12В21ЬО2
к---------—

рр

(1.7)

где к — постоянный коэффициент; / —частота тока в сети, Гц; В -ин-
дукция в воздушном зазоре, Тл; / —длина активного железа статора,
см; 6 — толщина рубашки, см; О -диаметр рубашки, см; р — удельное
электрическое сопротивление материала рубашки. Ом  м; р — число пар
полюсов обмотки статора.

Существенное влияние на КПД двигателей, работающих в воде,
оказывает трение ротора о воду, что дополнительно снижает КПД
на 8—10%. Мощность потерь на трение на цилиндрической поверх-
ности ротора

Л/Тр= (я4/2)рт

(1.8)

где рт — плотность теплоносителя; л —скорость вращения, с ; % —
коэффициент трения.

Как видно из (1.7) и (1.8), снижение электрических потерь в рубаш-
ке и потерь на трение, т. е. получение более или менее приемлемого КПД
двигателя, требует в первую очередь уменьшения диаметра рото-
ра О и толщины рубашки 6, а также высокого удельного элек-
трического сопротивления материала р. Поэтому такие двигатели имеют
необычно большие //О >2^2,5, а толщина рубашек не превышает
0,4—0,5 мм.

Кинетическая энергия вращающегося цилиндрического ротора
Ер =./ рШ2 /2, где момент инерции 7 р = трЯ2 /2. Следовательно, уменьше-
ние диаметра ротора снижает запас кинетической энергии, а значит,
и время выбега при остановке насоса. Малое время выбега, как правило,
не превышающее для судовых ЦНПК 2—3 с, является основным недо-
статком герметичных ЦНПК, так как при внезапной остановке насоса
приводит к резкому падению расхода теплоносителя через активную
зону, что может вызвать кризис теплообмена в ТК и расплавление
твэлов.

Одним из способов предотвращения полной внезапной остановки
ЦНПК из-за обесточивания является использование электродвигателей
с двумя статорными обмотками, которые питаются от двух различных
источников. В судовых ЯППУ обычно используются двухскоростные
электродвигатели, в которых имеются обмотка большой (номинальной)
скорости вращения (лном) и обмотка малой скорости (п~ пном/3).
Использование обмоток большой и малой скоростей целесообразно так-
же для повышения КПД ЯЭУ при работе на малых мощностях, уменьше-
ния потребной мощности электростанции в режимах пуска и остановки
реактора, комплектации и мощности аварийных источников электро-
питания ЯППУ.

Используемые в герметичных насосах материалы электроизоляции
статора, а также вкладыши подшипников, изготовляемые из графитизиро-
ванных пластмасс, не могут работать при температурах выше, как прави-
ло, 100—120 °С. Поэтому в таких ЦНПК между собственно насосом и
двигателем имеется тепловая защита, ограничивающая приток теплоты
от горячего теплоносителя, а двигатель имеет систему охлаждения ста-
тора и подшипников. Обычно на роторе имеется небольшой насос (им-
пеллер) , который осуществляет прокачку теплоносителя через подшип-
ники, зазор между ротором и статором и холодильник. В свою очередь,
холодильник охлаждается водой третьего контура. Допускаемое время
работы двигателя без охлаждения обычно не превышает нескольких
минут.

От основных недостатков герметичных ЦНПК (низкий КПД и малое
время выбега) свободны насосы с контролируемой утечкой и раздель-
ным приводом (см. рис. 1.26, 6}. В этом случае вал насоса имеет систему
буферного уплотнения. Над подшипником расположено многоступенча-
тое уплотнение. В первую камеру подается подпиточным насосом вода из
системы очистки с давлением, превышающим давление за насосом, что
исключает выход радиоактивного теплоносителя в уплотнение и далее.
За первым уплотнением устанавливается второе, например торцевого
типа. В камеру этого уплотнения подается холодная чистая вода низкого
давления. Между торцевым уплотнением и подшипником иногда целе-
сообразно использовать лабиринтовое уплотнение. Этот способ уплотне-
ния практически полностью исключает утечки теплоносителя в помеще-
ние, но может использоваться только в ЯППУ, в которых существует
постоянный отбор теплоносителя из первого контура и его возврат
в контур.

Необходимость создания достаточно разветвленной системы с посто-
янно работающими подпиточными насосами высокого давления являет-
ся крупным недостатком таких насосов для судовых ЯЭУ. Вместе с тем
использование обычных открытых электродвигателей и маховика позво-
ляет существенно повысить КПД насоса (до 77—83 %) и увеличить время
выбега до минуты и более. Последнее обстоятельство существенно повы-
шает надежность и безопасность реактора или позволяет снизить
16

1 — патрубок всасывания; 2 гидро кам ера насоса; 3 — рабочее колесо; 4 — на-
правляющий выходной диффузор; 5 — диафрагма разгрузочной камеры; 6 — ниж-
ний подшипник; 7 — корпус электродвигателя; 8 — обмотка статора; 9 — ротор;

10— статорное железо; 11 — нихромовая рубашка (6 = 0,4 мм); 12— верхний
радиальный подшипник; 13 — упорный подшипник; 14 — импеллер; 15— крыш-
ка; 16 — датчик аксиального положения ротора; 17 — верхняя часть корпуса
электродвигателя; 18 — тепловой экран, охлаждаемый водой автономного контура
охлаждения; 19 — охлаждающая вода; 20 — уплотняющая медная прокладка;

21 — напорный патрубок гидрокамеры.
в активной зоне запас до кризиса теплообмена и тем самым повысить ее
мощность. Кроме того, в этом случае возможно заметное упрощение
состава электростанции, так как требования по бесперебойности подачи
электропитания становятся менее строгими. Именно по этим причинам,
в частности в реакторе ВВЭР-1000, использован такой ЦНПК, в котором
через 30 с после отключения двигателя расход падает не более
чем в 2,7 раза.

ЦНПК с контролируемой утечкой и отдельным двигателем позволя-
ют использовать в качестве привода турбину, которая обеспечивает воз-
можность плавного изменения производительности насоса, что иногда
выгодно. Такие насосы используются в реакторах с жидкометалличе-
скими теплоносителями, в газоохлаждаемых реакторах, в реакторах
с органическим теплоносителем. Не исключена возможность и целесооб-
разность использования в мощных судовых ЯППУ с ВВРД насосов с
контролируемой утечкой теплоносителя.

Конструкция ЦНПК. Конструкция ЦНПК обычно такова
(см. рис. 1.26), что собственно насос, направляющий выходной диффу-
зор и электродвигатель представляют единый блок, который через раз-
личные типы уплотнительных устройств крепится к гидро камере, являю-
щейся частью корпуса блока или моноблока. Это позволяет достаточно
просто заменять насос в случае его выхода из строя.

На рис. 1.27 показана конструкция герметичного насоса ГЦЭН-310
для реактора ВВЭР-440, его производительность 6500 м3/ч, напор 60 м,
время выбега до расхода теплоносителя 0,7 от номинального 2,4 с,
общий КПД насоса 52 %, потери в статорной рубашке 16 %. Насос имеет
автономный водяной контур охлаждения, и, кроме того, обмогка статора
дополнительно охлаждается воздухом, продуваемым через полость
статора. В судовых ЦНПК продувка воздухом не применяется, охлажде-
ние статора обеспечивается водой третьего контура, как показано на
рис. 1.26,а.

Герметичные электроприводные насосы используются не только
в ВВЭР, но и в газоохлаждаемых реакторах. На рис. 1.22 показана газо-
дувка, приводимая от электродвигателя с частотным регулированием
числа оборотов, ротор которого вращается в газовых гидростатических
подшипниках.

§ 1.7. Основные системы ЯППУ

Система циркуляции теплоносителя первого контура. Это основная
система, определяющая тип ЯППУ, его массовые, габаритные и
стоимостные показатели, а также надежность и безопасность установки.
Надежная работа активной зоны возможна только тогда, когда обеспе-
чивается соответствие между количеством выделяющейся и отводимой
из зоны энергии. Это условие должно выполняться не только в нормаль-
ных, но и в аварийных режимах.

Любое кратковременное прекращение циркуляции теплоносителя
или его охлаждения в ПГ даже после аварийного прекращения цепной
реакции вызывает недопустимое повышение температуры теплой оси
теля, оболочек твэлов. топлива и давления в первом контуре. Это, в свою
очередь, может привести к кризису теплообмена (в ВВЭР) [15], расплав-
лению зоны или разрыву первого контура, что абсолютно недопустимо.
Поэтому система циркуляции должна обладать очень высокой надеж
ностью, которая обеспечивается в первую очередь использованием не-
скольких циркуляционных петель (секций), резервированием оборудо
вания, источников электропитания и подачи питательной воды в ПГ,
созданием аварийных систем расхолаживания реактора и энергопитания
потребителей ЯППУ.

Правила Регистра СССР (17] требуют, чтобы на каждый реактор
было предусмотрено не менее двух ПГ или один ПГ с двумя раздель-
ными секциями. При отключении одной циркуляционной петли (секции)
реактор может работать на 50 % мощности, однако обеспечение его
безопасности в этом случае в аварийных режимах отключения ЦНПК или
прекращения подачи питательной воды становится затруднительным.
Поэтому в современных судовых ЯППУ используется от четырех до две-
надцати ПГ. В блочных ЯППУ число ЦНПК обычно равно числу ПГ,
в моноблочных число ЦНПК может быть меньше числа секций Г1Г.

Выбор числа ПГ и ЦНПК определяется назначением, условиями раз-
мещения на судне, схемой компоновки ЯППУ, статическими характери-
стиками при работе на частичных мощностях и динамическими характе-
ристиками в переходных процессах пуска и остановки ЦНПК, перехода
с обмоток большой скорости на обмотки малой скорости, внезапной
остановки всех или части работающих ЦНПК, прекращения подачи пита-
тельной воды, включения в работу ранее отсеченного ПГ и т. п.

Динамика изменения в реакторе при останов-
ке ЦНПК (изменение мощности реактора, расхода теплоносителя,
температуры теплоносителя и давления в первом контуре) при полном
обесточивании всех ЦНПК герметичного типа в контуре со слаборазви-
той естественной циркуляцией показана на рис. 1.28. По сигналу обесто
чивания срабатывает аварийная защита (АЗ). нос задержкой во времени
(0,4—0,5 с), обусловленной временем прохождения сигнала и ввода стерж-
ней АЗ в зону. Поэтому сначала уменьшение расхода теплоносителя идет
быстрее, чем спад мощности реактора, что вызывает кратковременный
Рис. 1.28. Зависимость изменения парамет-
ров первого контура при внезапной оста
новке всех ЦНП К от времени.

Рис. 1.29. Зависимость изменения
характеристик реактора ВВЭР-440
при полном обесточивании блока

Лг’а.з’ Лг2а.з* Лг1ПГ- Дг2ЛГ ~ изменения

температуры на входе и выходе из активной

зоны и ПГ; Ор/Орр — относительная нейт-
ронная мощность; /С/о — относительный
расход теплоносителя; Р^Р^ — относитель-
ное давление; тн — период циркуляции в
первом контуре при нормальном режиме
работы; 1/г — объем газа в системе компен-
сации; I// — объем первого контура.

АЭС от времени.

1 — критическая мощность; 2 — теп-

новая мощность при воздействии
автоматического регулятора мощ-
ности; 3 — расход теплоносителя
через реактор; 4 — тепловая мощ-
ность при АЗ первого рода; 5 —
нейтронная мощность при АЗ перво-
го рода; 6 — давление в первом
контуре; 7 — температура насы ще-
ния воды в ПГ при АЗ первого
рода.

рост температуры ?2а.з> Затем мощность падает быстрее, чем расход,
что приводит к снижению Г2а.з» но через 1—3 с расход падает ниже мощ-
ности остаточного энерговыделения и начинается повышение ?2а.з- в рас-
сматриваемом случае не прекращается подача питательной воды в ПГ,
поэтому I |аз и давление в первом контуре падают. Однако рост г2а 3
и падение Р\ создают условия для возникновения кризиса теплообмена
и пережога твэлов.

Как правило, полное обесточивание всех ЦНПК герметичного типа,
которые останавливаются за 2—3 с, при 100 %-й мощности реактора при-
водит к разрушению зоны. Чтобы избежать разрушения зоны при такой
аварии, нужно продлить время выбега ЦНПК или не допускать падения

расхода ниже некоторого уровня, например, за счет сохранения аварий-
ного электропитания на обмотках малой скорости хотя бы у части ЦНПК.

На рис. 1.29 показана зависимость изменения параметров в реакторе
ВВЭР-440 после полного обесточивания всего блока от времени, но при
использовании электроэнергии для питания четырех ЦНПК (из шести)
в течение 100 с, получаемой за счет механического выбега главных тур-

богенераторов. В первые 5—6 с после обесточивания тепловая мощность
уменьшается медленнее, чем расход теплоносителя, однако даже в самый
опасный момент ('''2 с) тепловая мощность примерно в два раза ниже
критической мощности, при которой возникает кризис теплообмена.
Следовательно, даже в этом режиме обеспечивается достаточно надежное
охлаждение активной зоны. Примерно через 100 с реактор с принуди-
тельной циркуляции переходит на естественную. Аналогичные процессы
имеют место в ЯППУ атомных ледоколов, в которых в течение 120 с

обеспечивается подача электропитания на обмотки малой скорости

ЦНПК за счет парового и
механического выбега вспо-
могательных турбогенерато-
ров. Этого времени вполне
достаточно для авто матиче
ского запуска и принятия на-
грузки резервным (~40 с)
и аварийным (~10—12 с)
дизель-генераторами.

Схема электропи-
тания ЯППУ должна
осуществлять бесперебойное
электропитание потребителей
системы циркуляции и дру-
гих систем, обеспечивающих
безопасность реактора, что
чрезвычайно важно. Схема
электропитания ЦНПК реак-
тора, имеющего четыре двух-
скоростных насоса, приведена
на рис.1.30.

В составе судовых ЯЭУ

всегда имеются две независи-
мые (электрически не связан-
ные) электростанции, от кото-
рых питаются главные

Рис. 1.30. Схема электропитания ЦНПК.

К — контактор; А — автомат; П — ручной пе-
реключатель.
распределительные щиты ГРЩ1 и ГРЩ2, а также аварийные источники
(обычно АДГ), от которых электроэнергия подается на панели секцион-
ного щита аварийного питания ЩАГ (см. § 2.2).

Питание обмоток большой скорости ЦНПК1 и ЦНПКЗ осущест-
вляется через ручные переключатели по фидерам от ГРЩ1, а ЦНПК2 и
ЦНПК4 от ГРЩ2. Обмотки малой скорости могут запитываться автома-
тами от панелей малой скорости, которые всегда находятся под напря-
жением от одного из трех источников: ГРЩ1, ГРЩ2 или ЩАГ через
контакторы К], К2 и К3. Блокировки исключают питание панелей малой
скорости от двух источников одновременно: при этом контактор с мень-
шим номером имеет преимущество при включении перед другими.
Если ГРЩ1 и ГРЩ2 под напряжением, то контакторы К] обеспечивают
питание панелей малой скорости; контакторы К2 и К3 разомкнуты.
При этом если обмотки большой скорости ЦНПК1 и ЦНПКЗ питаются от
щита 1 ЯППУ, то панель малой скорости этих ЦНПК запитана от щита 2
ЯППУ.

Следовательно, при обесточивании щита 7 ЯППУ в работе на боль-
шой скорости останутся ЦНПК2 и ЦНПК4, а обмотки малой скорости
ЦНПК1 и ЦНПКЗ будут автоматами подключены на щит 2 ЯППУ. При
этом панель малой скорости ЦНПК2и ЦНПК4 будет подключена контак-
тором К2 на щит 2 ЯППУ. При обесточивании одного или сразу двух ГРЩ
автоматически запускаются АДГ1, АДГ2. В этом случае через автоматы
и контакторы К3 обеспечивается питание панелей малой скорости от
АДГ, т. е. если один АДГ не запустится, то в работе на малой скорости оста-
нутся два ЦНПК, что обеспечит расхолаживание реактора. При такой
схеме питания каждый ЦНПК имеет трехкратное резервирование по
питанию, а реактор — четырехкратное резервирование для обеспечения
принудительной циркуляции.

Статической характеристикой реактора называ-
ются зависимости расхода теплоносителя через реактор 6], температур
теплоносителя на входе ? 1 и выходе из реактора и давления в первом
контуре Р । от мощности реактора Ор в установившихся, стационарных
режимах работы ЯППУ. Мощность реактора связана с температурами и
расходом теплоносителя соотношением

Ор = О| (/2 —Л) ~ Ср (г2 — И) Е6Н.П,	(1.9)

п

где 6Н<П — производительность одного ЦНПК при параллельной работе
пнасосов. Из уравнения (1.9) следует, что изменение количества теплоты,
отводимой из реактора, т. е. его тепловой мощности, может осущест-
вляться несколькими способами, находящими применение в различных
типах реакторов:
при неизменном расходе теплоносителя (б| = соп8Т) изменять
пропорционально мощности нагрев теплоносителя △?;

-- при постоянном нагреве (△? = сопзТ) плавно изменять пропорцио-
нально мощности расход теплоносителя 6( ;

— одновременно изменять по взаимосогласованным законам нагрев
△г и расход теплоносителя С{.

Статическая характеристика судовой ЯППУ с ВВРД, в которой ис-
пользуются двухскоростные ЦНПК, представлена на рис. 1.31. При рабо-
те всех четырех ЦНПК на большой скорости и изменении мощности от О
до 100% изменяется по линейному закону от 0 до △гномг (2 растет,
I। уменьшается, Г] = 0,5 (г2 + * () сохраняется постоянной.

Статическая характеристика с Г) = соп81 наиболее целесообразна для
ВВРД, так как обеспечивает минимальные изменения реактивности при
переходе с одного уровня мощности на другой, обусловливаемые отри-
цательным температурным коэффициентом реактивности, а значит,
требуются наименьшие воздействия органов регулирования на реактор.
Отметим, что в реакторах на окисном топливе, работающих в режиме
саморегулирования, Г| с ростом мощности падает, однако линейный
закон изменения Ц , Г2 и сохраняется и в этом случае, как следует
из (1.9)

При питании электродвигателя ЦНПК от сети с частотой тока 50 Гц
обычно целесообразно иметь на большой скорости частоту вращения

Рис. 1.31. Статическая характери-
стика реактора при работе четы-
рех ЦНПК на большой и малой
скоростях.

7 область работы ЦНПК на ма-
лой скорости; 2 — область рабо-
ты ЦНПК на большой скорости.

Рис. 1.32. Статическая характеристи-
ка реактора при частичной работе
ЦНПК на большой скорости.

7 — область работы двух ЦНПК; 2 —
область работы трех ЦНПК; 3~
область работы четырех ЦНПК.
лб.с ~ 50 1 а на маЛой скорости пм с = 20 с “1. Объемная производитель-
ность центробежных насосов, если пренебречь изменением КПД насоса,
изменяется пропорционально их частоте вращения, м3/с, Ум-С =
= Уб-сг/мс/г$-с.

При работе всех ЦНПК на малой скорости целесообразно сохранить
в активной зоне значения Т2, *Т. а значит, и все запасы по критериям,
обеспечивающим теплотехническую надежность зоны, такими же, как и
при работе на 100%-й мощности. В этом случае (Г] = соп81) плотность
теплоносителя в ЦНПК на малой скорости будет сохраняться такой же,
как и при работе на 100 %-й мощности на большой скорости, а массовая
производительность ЦНПК уменьшается в три раза, т. е.

4	1	4	Л

2	2 ОД.

л- 1	3 п-1

Тогда из (1.9) при = г2 — =сопз1: следует, что максимальная мощ-
ность реактора при работе четырех ЦНПК на малой скорости составит 33 %
от номинальной (см. рис. 1.31) .

Статическая характеристика реактора при частичной работе ЦНПК на
большой скорости показана на рис. 1.32. Если не учитывать изменение
производительности ЦНПК при частичной работе и сохранять △ ? = Г2 —
— 4 =соп51, то максимальные разрешенные уровни мощности, как это
очевидно из (1.9), составят 75 % при трех работающих на большой ско-
рости ЦНПК и 50 % при двух работающих ЦНБК (пунктирные линии на
рис. 1.32). На самом же деле 6Н2 > 6Н3 > ^н4 из-за падения гидравли-
ческого сопротивления на общем участке контура циркуляции, поэтому
нагрев теплоносителя при 50 и 75 %-й мощности будет несколько меньше
(сплошные пинии на рис. 1.32), чем на 100 %-й мощности.

Эффективная полезная мощность, подводимая к
насосу, определяется произведением массовой производительности
(Сн = 1/нрн, кг/с) на напор (Дрн,  Следовательно, мощность, потреб-
ляемая двигателем из сети,

«„ =	 Ю’/Чн,	(1.10)

где 7?н =77г77м7?зл — общий КПД насоса; 7?г, т?м, 77зл - гидравлический,
механический КПД и КПД электродвигателя. Если принять ??н = соп81,
рн = сопз! и Дрн (= С2, то

л,М.С/лв.С= (лМ.С/п6.С)3= (еМ.С/я6.С)3

Такая резкая зависимость потребляемой мощности от частоты вращения
существенно снижает необходимую мощность источников аварийного
электропитания ЦНПК на малой скорости.

Как видно из (1.10), потребляемая мощность зависит от плотности
теплоносителя рн. Поэтому мощность электродвигателя ЦНПК должна
выбираться из условия обеспечения работы насоса на „холодной" воде
(в режимах разогрева реактора) с учетом его максимальной объемной
производительности при частичной работе (обычно два насоса). При ра-
зогреве реактора до рабочих температур плотность уменьшается с едини-
цы до ~0,75 и потребляемая ЦНПК мощность падает на 25—30 %.

Затраты энергии на привод ЦНПК при 100 %-й мощности реактора
существенно зависят от типа реактора и компоновки ЯППУ. В ЯППУ
с ВВРД эти затраты могут составлять 0,2—2%, а в ЯППУ с НТГР до
5—10 % от тепловой мощности реактора.

Система компенсации температурных изменений объема теплоноси-
теля, создания и поддержания давления в первом контуре. Назначение
системы рассмотрено в § 1.1. В судовых ЯППУ используются три типа
системы: газовая (ГКД), паровая (ПКД) и парогазовая (ПГКД). Схемы
ГКД и П КД приведены на рис. 1.33 и 1.34.

Система компенсации давления предназначена для компенсации из-
менений давления теплоносителя, которые возникают при изменении
температуры теплоносителя в герметичном первом контуре. При повы-
шении температуры избыточный объем воды вытесняется из системы

Рис. 1.33. Схема газовой системы компенсации давления.

1 — ЦНПК; 2 — ПГ; 3- реактор; 4 — рабочая группа ресиверных баллонов; 5 —
резервная группа ресиверных баллонов; 6 — баллоны с запасом газа; 7 — комп
рессор; 8 — трубопровод от транспортных баллонов; 9 — уровнемер; 10 — ком
пенсатор давления (4 шт.); 11 —трубопровод воздухоудаления (в дренажную
систему).
циркуляции в компенсатор давления (КД), а при снижении температу-
ры — поступает из КД в первый контур.

Наибольший объем теплоносителя вытесняется из системы циркуля-
ции при ее разогреве из холодного состояния (Гх =20 = 70°С) до сред-
ней рабочей температуры (Гг «=» 300°С). Разогрев ЯППУ обычно ведется
на мощности 3—5% СрОМ, поэтому (см. рис. 1.31) значения 12 и Г1 мало
отличаются от Г|. Это позволяет считать в первом приближении, что весь
объем первого контура V) после окончания разогрева будет заполнен
теплоносителем, имеющим температуру 1Г.

Следовательно, в КД будет вытеснена масса теплоносителя

△&Е-Д = бялпу (?х) ~сяппу(й-).

которая займет в КД объем

п рх (*х) — Рг(*г)

Д1^д =-------(1 .И)

₽КД<'кд1 ₽кд<гкд1

где РкД^Кд) — плотность теплоносителя в КД; бдпПУ (*х), Рх —
масса и плотность теплоносителя в первом контуре в холодном состоя-
нии; С?яппу (М • Рг^г» — масса и плотность теплоносителя в разогре-
том состоянии. При Гх = 20°С рх _Ркд = Ю3 кг/м3, а при ?г = 300 С
и Р) =13 МПа рг ~ 750 кг/м3. Следовательно, объем вытесняемой
воды составляет 1/| /4, что требует соответствующих объемов КД.

При работе реактора температура теплоносителя на различных участ-
ках системы циркуляции различна (см. рис. 1.31, 1.32), а в переходных
процессах, как видно из рис. 1.2В, изменяется по различным законам.
Кроме того, при изменении режима работы ЯППУ изменяются объемы
участков V,, особенно в ПГ. Поэтому при изменении мощности ЯППУ
или в результате любого другого переходного процесса масса теплоноси-
теля, вытесняемая в КД или поступающая из КД в систему циркуляции,
будет определяться соотношением

△Скд = ^/Р/1 (Ъ‘1) ~ ^/Р/2 (Ъ'г)»
/ /

где р;1 (1,1), р;2 (Г; г) — плотность теплоносителя в /-м участке контура
в исходном состоянии и в рассматриваемый момент нестационарного
процесса. Компенсатор давления должен быть способен компенсировать
и динамические изменения объема теплоносителя.

В холодном состоянии в КД должен быть некоторый начальный
минимальный объем теплоносителя 1/0, необходимый в Г КД для исклю-
чения попадания газа в систему циркуляции и образования в ней газовых
мешков, а в ПКД —для затопления и обеспечения работы электрогре-
лок. В рабочем состоянии верхняя часть в ГКД должна быть заполнена
газом, а в ПКД — паром. Поэтому полный конструктивный объем КД
примерно в два раза больше ЛУ^д для ГКД и в 2,5—3 раза — для ПКД.

В судовых ЯППУ исходя из условий их компоновки, снижения мас-
сы биологической защиты, в которой располагаются КД, технологии из-
готовления компенсаторов, КД часто выполняют из нескольких балло-
нов, которые соединяются трубопроводами по воде и газу (пару), как
это показано на рис. 1.33.

Способ создания и поддержания давления в КД определяется типом
системы компенсации. В ГКД верхняя часть КД и ресиверные баллоны
(РЕ) рабочей группы, подсоединенные к КД, заполняются газом. Выбор
газа для КД крайне ограничен, так как по химическим свойствам и усло-
виям радиационной безопасности пригодны только азот, гелий и неон.
Обычно используется самый доступный из этих газов—азот высокой
чистоты.

Необходимый суммарный объем газа (в КД и РЕ) можно опреде-
лить по статическому изменению давления в первом контуре в резуль-
тате процесса разогрева, если принять отношение давлений в контуре
в холодном Р|Х и горячем состоянии Р\г. Используя РХ/-КТ, Ур =
= Уг - △ уР д и пренебрегая разницей температур газа в КД и РБ, можно
получить необходимый полный объем газа в холодном состоянии

и, следовательно, найти объем Ур, который будет занимать газ в системе
после разогрева. Обычно принимают Р\ Г/Р\ х « 1,5 4-2.

В горячей работающей ЯППУ можно в первом приближении считать
процесс изменения состояния газа в системе изотермическим. Тогда лю-
бые изменения температуры теплоносителя в системе циркуляции после
завершения переходных процессов (в статике) будут приводить в соот-
ветствии с (1.12) к изменению давления в контуре на величину

△Р| =Р|2 -Рц = РИ

1 ±ДУКд/У,

где Р\ 1, Р| 2 — исходное и конечное давление в первом контуре; Л У кд —
количество теплоносителя, вытесненное в КД (знак минус) или ушедшее
из КД в контур (знак плюс); У^. — исходный газовый объем в системе.

Только при Ур-> 00 ДР| -> О; чем меньше Угг, т. е. объем газа в рабо-
чем состоянии, тем больше будет изменяться давление (или контур
будет становиться более „жестким”). В связи с тем что △1/кд, как
видно из (1.11), зависит от 1/|, „жесткость" контура будет зависеть от
возрастая с уменьшением этого отношения (см. рис. 1.28).

В динамических переходных процессах существенное влияние на из-
менение во времени давления в реакторе, КД и РБ оказывают длина и
диаметр трубопроводов, соединяющих реактор с КД и КД с РБ. При рез-
ких изменениях температуры теплоносителя в реакторе (остановки
ЦНПК, прекращение подачи питательной воды в ПГ и т. п.) в этих трубо-
проводах могут возникать значительные перепады давлений. Для умень-
шения перепадов желательно иметь длину этих трубопроводов меньше,
а диаметр больше. Однако для снижения скорости опорожнения кон-
тура при разрыве трубопровода полезно этот диаметр принимать как
можно меньшим.

Одной из наиболее тяжелых аварий является потеря теплоносителя
в системе циркуляции, которая может возникнуть при разрыве трубо-
провода, выходящего из корпуса реактора. Разрыв трубопровода самого
большого диаметра принимается за максимальную проектную аварию.
В блочных и моноблочных установках самым большим диаметром обла-
дает трубопровод, соединяющий реактор с КД.

Чтобы активная зона и ее элементы могли выдержать возникающие
при максимальной проектной аварии термические и механические на-
грузки и не разрушиться, необходимом помимо использования систем
безопасности снизить насколько возможно расход теплоносителя из
оборванного трубопровода. Для этого обычно на выходе трубо-

провода из корпуса реактора устанавливаются различные дросселирую-

щие устройства, простейшим из
которых является дроссельная
шайба. Поэтому выбор всех кон-
структивных элементов системы
компенсации возможен только
после анализа наиболее сложных
динамических процессов с учетом
всех аспектов безопасности.

Схема паровой системы ком-
пенсации давления (ПКД) пред-
ставлена на рис. 1.34. В этом

Рис. 1.34. Схема паровой системы ком-
пенсации давления.

1 — электрогрелка; 2 — невозвратные
клапаны; 3 — трубопровод к реакто-
ру; 4 — компенсатор давления; 5 —
трубопровод в систему дренажа; 6 —
уровнемер; 7 воздушный клапан.

случае давление создается с по-
мощью паровой подушки в верх-
ней части КД. Для получения пара
в КД встраиваются электрогрел-
ки. Включив электрогрелки, дово-
дят воду до кипения при открытом
воздушном клапане и производят воздухоудаление из КД. Затем,
закрыв воздушный клапан, поднимают давление в КД до уровня, при
котором разрешается пуск ЦНПК. При работающих ЦНПК ведут разо-
грев системы циркуляции за счет энергии, выделяемой в активной
зоне. Электрогрелки в этом режиме работают на полной мощности.
После достижения рабочего давления грелки переводят в режим автома-
тического поддержания заданного давления, в котором по сигналу дат-
чика давления в одном из КД включается или выключается часть секций

грелки.

Ввод теплоносителя в КД осуществляется через разбрызгивающее
устройство в паровой объем, что позволяет в нестационарных режимах
уменьшить повышение давления в КД за счет конденсации части пара.

Максимальная мощность электрогрелок находится обычно из усло-
вий обеспеченйя максимально допустимой скорости разогрева первого
контура (около 100 С/ч) и определяет минимальное время, необходи-
мое для ввода ЯППУ в действие. В судовых ЯППУ эта мощность может

составлять 50—100 кВт и
более Поддержание давле-
ния в нормальных и аварий
ных режимах работы требует
существенно меньшей мощ-
ности.

Конструкция газовых
КД проста. Это емкость
высокого давления, выпол-
ненная из высокопрочной
перлитной стали с внутрен-
ней наплавкой из нержавею-
щей ау стен итн ой стал и.
В верхней части КД имеются
патрубки для ввода тепло-
носителя и газа, установки
уровнемера и предохрани-
тельных устройств I клапа-
нов) .

На рис. 1.35 приведена
конструкция парового ком-
пенсатора давления, исполь-
зованного в первой установ-
ке атомного ледокола „Ле-
нин". Корпус компенсатора 4
изготовлен из углеродистой

Рис. 1.35 Паровой компенсатор давления.
стали типа 20ХМ и имеет внутри для уменьшения коррозии нгплавку 6
из нержавеющей стали Х18Н10Г. В компенсаторе использована плоская
самоуплотняющаяся крышка 7, в которую вмонтированы четыре секции
электронагревателя 3. Спирали нагревателя заключены внутри трубок из
нержавеющей стали, заполненных специальной термостойкой изоляцией.
Вход теплоносителя в компенсатор 9 осуществляется через разбрызги-
вающее устройство 7 в паровое пространство КД выше уровня воды 5.
Выход воды в контур 2 осуществляется из нижней части компенсатора.
На входной и выходной линиях установлены шаровые клапаны 8, обес-
печивающие движение воды только в нужном направлении. Для осуше-
ния КД имеется сливной трубопровод 10.

Все четыре секции включаются только при разогреве установки.
Для поддержания давления и компенсации тепловых потерь периоди-
чески включается только одна секция.

Большое значение для обеспечения надежной работы установки име-
ет контроль за уровнем теплоносителя в КД. Поэтому любой КД всегда
снабжен надежным уровнемером. Часто для этих целей используют
ультразвуковые уровнем еры, излучатель и приемник которых распола-
гаются в трубе, вставленной в компенстор. Контроль за работоспособ-
ностью уровнемера и точностью его показании является одной из основ-
ных задач в процессе эксплуатации системы компенсации и поддержания
давления в первом контуре.

К достоинствам ГКД относятся: постоянная готовность системы к
действию после ее заполнения водой и газом; отсутствие затрат энергии
на работу системы.

К недостаткам ГКД можно отнести: значительную массу, габариты,
разветвленность газовых трубопроводов (КД, РБ, компрессоры, арма-
тура) , а также растворение газа в теплоносителе. Последнее обстоятель-
ство приводит к тому, что в системе циркуляции теплоноситель может
содержать до 1500—2000 нсм3/кг Н2О растворенного азота. Столь высо-
кое содержание газа может приводить к его выделению из раствора в хо-
лодных местах контура и образованию в застойных участках контура газо-
вых мешков. Это может вызывать нарушения в работе подшипников
ЦНПК, приводов СУЗ, холодильников фильтров и т. д. Кроме того,
при большом количестве растворенного газа изменяются условия тепло-
отдачи на поверхности твэлов, что снижает критическую плотность тепло-
вого потока. Усложняется водно-химический режим в первом контуре,
так как требуются специальные меры по нейтрализации образующейся
азотной кислоты (см. § 5.2).

Положительными особенностями ПКД являются: исключение проб-
лем, связанных с растворением газа, и выполнение ПКД функций дегаза-
тора теплоносителя; более высокая стабильность давления в первом кон-
туре по сравнению с ГКД.
К недостаткам ПКД можно отнести: постоянный расход энергии
для работы системы, особенно большой в режиме разогрева ЯППУ;
трудное™ создания малогабаритных электрогрелок, обладающих высо-
кой надежностью и длительным сроком службы; необходимость специ-
альной автоматической системы поддержания давления в КД; большие,
чем в Г КД, конструктивные объемы собственно КД, которые должны
размещаться в пределах биологической защиты, что увеличивает ее раз-
меры и массу.

В моноблочных ЯППУ со встроенным КД часто используется паро-
газовая система компенсации давления. В этом случае в верхней части
корпуса (см. рис 1.11) создается парогазовая подушка за счет испаре-
ния теплоносителя и подачи газа (водорода, азота). При этом полное
давление Р\ = /\и2) + РГ, где ^(Дг) —парциальное давление насыще-
ния паров воды при Г2; Рг — парциальное давление газа, обычно Рг «
« (1/3-1/4) Я,.

Парогазовая система обладает в какой-то степени свойствами само-
компенсации: снижение давления приводит к увеличению парообразова-
ния, а повышение — к конденсации части пара. Условие Р\ > Р$ (г2) обес-
печивает исключение объемного кипения в активной зоне. Выбор газа
(водород или азот) определяется типом водно-химического режима,
принятого в первом контуре (см. § 5.2).

Система охлаждения оборудования ЯППУ. Система предназначена
для охлаждения оборудования в целях обеспечения температурных усло-
вий, необходимых для его работы как в нормальных, так и аварийных
условиях. Обязательному охлаждению подлежат первичная биологиче-
ская защита, которая нагревается за счет энергии поглощаемых
нейтронов и 7-квантов, теплообменники системы очистки, электропри-
воды герметизированных ЦНПК, приводы стержней регулирования
и защиты и т. п.

Схема системы охлаждения оборудования ЯППУ приведена на
рис. 1.36. Охлаждающая вода при прохождении через биологическую
защиту подвергается нейтронному облучению, в результате чего она и
растворенные примеси приобретают наведенную активность. Кроме того,
в результате радиолиза в воде выделяются свободные водород и кисло-
род, которые образуют гремучую смесь. Гремучая смесь из бака защиты
отводится в расширительную цистерну третьего контура и далее выбра-
сывается в атмосферу через вентиляционную мачту. При возникновении
гечи в теплообменниках оборудования первого контура в охлаждающую
воду будет поступать радиоактивный теплоноситель. В связи с этим все
теплообменники в оборудовании первого контура, как правило, имеют
не менее двух секций, каждая из которых обеспечивает полную произво-
дительность. Это позволяет после отсечения вышедшей из строя секции
обеспечивать нормальную работу ЯППУ.
Рис. 1.36. Схема охлаждения оборудования ЯППУ.

/—раздающий коллектор; 2 — теплоноситель первого контура; 3 — теплообмен-
ники в оборудовании; 4 —сборный коллектор; 5 — датчик 7-активности; 6 — вы-
ход гремучей смеси в мачту; 7 — расширительная цистерна; 8 — бак первичной био-
логической защиты; 9 — циркуляционные насосы третьего контура; 70—теплооб-
менник; 11— насосы четвертого контура; ХФ — холодильник фильтра; пераого
контура; ИФ! — ионообменный фильтр первого контура; ИФШ — ионообменный
фильтр третьего контура; СУЗ — приводы регулирующих стержней.

Для исключения выхода радиоактивности в окружающую среду
система охлаждения ЯППУ всегда выполняется двухконтурной. Внутрен-
ний замкнутый контур, непосредственно охлаждающий оборудование,
называется обычно третьим контуром. Вода высокой чистоты, циркули-
рующая в третьем контуре, переносит теплоту в охладитель, где она пере-
дается забортной воде (четвертому контуру). Циркуляция воды в треть-
ем и четвертом контурах обеспечивается соответствующими насосами.

В современных ЯППУ с целью снижения расхода воды в третьем
контуре обычно используется параллельно-последовательное включение
охлаждаемого оборудования в третий контур. Холодная вода (?~
20^-30° С) из охладителя поступает в раздающий коллектор и далее
на все охлаждаемое оборудование. Из сборного коллектора вода посту-
пает на охлаждение биологической защиты и далее к насосам третьего
контура.

Как и в любом замкнутом контуре охлаждения, для компенсации
температурных изменений объема используется расширительная цистерна.
которая обычно располагается на 10 12 м выше бака защиты. Это позво-
ляет обеспечить хорошие условия работы насосов третьего контура,
иметь запас воды на случай возникновения течи в третьем контуре
и повысить температуру воды в баке защиты до 70—80 С при приемле-
мых скоростях испарения воды в баке.

Для контроля за активностью воды третьего контура обычно после
сборного коллектора устанавливается датчик 7-активности. Для очистки
воды третьего контура от продуктов коррозии и радиоактивных нукли-
дов между раздаточными и сборным коллекторами обычно устанавли-
вается ионообменный фильтр третьего контура.

В зависимости от допустимой температуры и поверхности теплооб-
мена назначается температура воды третьего контура за каждым из по-
требителей, что позволяет найти расход на каждый потребитель 6|ц; =
- О,	—*н)] и общий расход воды третьего контура через парал-

лельно включенные потребители 6|ц = Х6ц р, где О, — количество
7
теплоты, выделяющееся в / -м оборудовании

Очевидно, что общее количество теплоты, отводимое третьим и чет-
вертым контурами, будет равно =ЕО;-. Это количество теплоты
определяет производительность насосов четвертого контура. Давление
в напорной магистрали третьего контура обычно составляет 0,6—1 МПа,
а в четвертом контуре 0,3—0,4 МПа, что уменьшает вероятность попада-
ния забортной воды в третий контур через неплотности в охладителе.

Окончательный выбор характеристик оборудования третьего конту-
ра, алгоритмов управления арматурой, допустимых задержек включения
резервных насосов осуществляется в результате анализа нестационарных
процессов. Из всего охлаждаемого оборудования ЯППУ наименьшее
время без охлаждения могут работать ионообменные фильтры и электро-
двигатели герметичных ЦНПК. ЯППУ длительное время может работать
с отключенным ионообменным фильтром.

Фильтр всегда независимо от причины автоматически отключается
по сигналу превышения допустимой температуры теплоносителя перед
фильтром. Поэтому критическим элементом в первом контуре, опреде-
ляющим время, на которое может быть прекращено охлаждение, как
правило, является ЦНПК. Используемые в современных ЯППУ ЦНПК
допускают работу без охлаждения в течение нескольких минут
(до 10 мин). Это достаточно большое время, его хватает для запуска
резервного насоса. Поэтому в однореакторных ЯППУ в работе обычно
находится по одному насосу третьего и четвертого контуров. В третьем
контуре запуск одного из резервных насосов обычно осуществляется
автоматически.

Критическим элементом в третьем контуре является также холо-
дильник ионообменного фильтра, в котором при прекращении
циркуляции практически мгновенно вскипает вода третьего контура и
холодильник запаривается. Это явление не устанавливает ограничений на
работу первого контура, однако может привести к затруднениям при
вводе системы очистки в действие после восстановления подачи воды по
третьему контуру, так как паровой пузырь может препятствовать цир-
куляции охлаждающей воды через холодильник.

В третьем контуре (особенно в баке защиты) находится большое
количество воды. Это приводит к большой тепловой инерции контура и,
следовательно, к значительному времени (до 30 мин и более) допусти-
мой остановки насосов четвертого контура. Поэтому резервный насос
четвертого контура может не иметь автоматического запуска и вклю-
чаться в работу оператором.

Система очистки теплоносителя в первом контуре. Назначение систе-
мы рассмотрено в § 1.1. В судовых ЯППУ с ВВРД могут применяться
два типа систем очистки: высокого давления (СОВД) и низкого давле-
ния (СОНД). Каждая из этих систем может быть регенеративной и нере-
генеративной.

Схемы регенеративных СОВД и СОНД приведены на рис. 1.37.
Нерегенеративные схемы получаются при исключении регенератив-
ного подогревателя.

В СОВД циркуляция теплоносителя через регенератор, холодильник
фильтра и фильтр осуществляется за счет напора ЦНПК и вся система
работает при высоком давлении первого контура. Для этого теплоноси-
тель берется за ЦНПК (обычно напорная камера реактора) и возвраща
ется на прием ЦНПК (обычно за ПГ). Эта схема наиболее целесообразна
для ЯППУ, в которых используются герметичные ЦНПК и приводы
стержней регулирования, т. е. отсутствуют контролируемые постоянные

Рис. 1.37. Схемы очистки теплоносителя в первом контуре: а — система
высокого давления; б — система низкого давления.

1 — теплоноситель из первого контура; 2 — регенеративный теплообмен-
ник; 3 — возврат теплоносителя в первый контур; 4 — холодильник
фильтра; 5 ~ ионообменный фильтр; 6 — подпиточные насосы; 7 —
цистерна; 8 — расширитель.

6В
утечки теплоносителя и нет необходимости осуществлять постоянную
подпитку первого контура.

В СОНД движение теплоносителя через систему обеспечивается за
счет давления в первом контуре, а возврат его в первый контур осущест-
вляется подпиточными насосами высокого давления. Теплоноситель из
реактора поступает в расширитель, в котором поддерживается давление
(0,4—0,7 МПа), достаточное для преодоления гидравлического сопротив-
ления холодильника и ионообменного фильтра. Это давление регулиру-
ется за счет изменения расхода охлаждающей воды из третьего контура.
Следовательно, в этой системе холодильник и фильтр работают при низ-
ком давлении. СОНД иногда применяют в ЯППУ, в которых используют-
ся ЦНПК или сухие приводы СУЗ с контролируемой постоянной утеч-
кой, т. е. требуется постоянная работа подпиточных насосов.

Потери теплоты в системе очистки, обусловленные
ее отводом в расширителе, холодильнике фильтра, теряемые в цистерне
чистой воды, являются прямыми потерями, снижающими КПД ЯППУ и
всей ЯЭУ.

Потери теплоты (если использовать обозначения энтальпий теплоно-
сителя, приведенные на рис. 1.37) в нерегенеративных СОВД или СОНД
О0 = Со {/, —13) =Ох.ф +красил гДе —расход теплоносителя в си
стему очистки, составляющий обычно 0,003—0,01 от расхода в системе
циркуляции С| .

В регенеративных СОВД или СОНД теплота ДОр = 60(/| —/2) =
= Со На — /3) возвращается в первый контур. Отношение а = АОр/С)(,
представляет собой коэффициент регенерации. Потери теплоты в регене-
ративной системе

(1 -д)О0.	(113)

Количество теплоты, которое необходимо отводить из системы
очистки, определяет расход воды третьего контура. Следовательно,
использование регенеративных подогревателей позволяет не только в
1/(1 — а) раз уменьшить потери теплоты, но и существенно снизить рас-
ход воды в третьем контуре и мощность насосов. Важно также, что в ре-
генеративных схемах теплоноситель возвращается в реактор с темпера-
турой (энтальпией) существенно более высокой, чем в нерегенеративных
схемах. Если при а = 0 /4 = /*ф (г4	40 °С), то в регенеративной схеме

/4 = о/'1 + (1 -с)/3	(1.14)

и яй 200--230 °С. Это позволяет существенно снизить температурные
напряжения в устройствах возврата воды, т. е. повысить их надежность.
В общем случае количество теплоты, которое необходимо отводить из
системы очистки, равно

(1 —о) Ор С?расш + ^х.ф -	(1.15)

Количество теплоты, отводимое из расширителя Орасш и из холодиль-
ника фильтра 0х.ф, легко находится, если учесть, что /2 = (1 --«)/, +
+ с/ з.

Из (1.13) — (1.15) следует, что коэффициент регенерации выгодно
иметь как можно выше. В СОВД его значение ограничивается размерами
регенеративного подогревателя, который устанавливается в биологиче-
ской защите. Приемлемые размеры подогревателя ограничивают с ««
« 0,65 ^-0,В. В СОНД, если допускать вскипание теплоносителя в расши-
рителе, значение а ограничивается не только размерами подогревателя,
но и давлением в расширителе, потому что а не может быть выше

/’1 -/'(Яр)

« = ----I------- >

11 ~ 13

где /'(Рр) — энтальпия кипящей воды при давлении в расширителе

Особо остановимся на охлаждении собственно ионообменного
фильтра. При работе в режиме очистки фильтр охлаждается теплоносите-
лем и не нуждается в охлаждении водой третьего контура. При работе
ЯППУ с выключенным фильтром он будет нагреваться за счеттеплопри-
токов из биологической защиты и за счет энергии радиоактивного распа-
да элементов, осевших на сорбентах. Отсутствие охлаждения в этих ре-
жимах может привести к спеканию ионообменных смол и выходу
фильтра из строя.

Ионообменные материалы широко используются в ядер-
ных энергетических установках для очистки воды от растворенных при-
месей, продуктов коррозии, радионуклидов, поддержания и изменения
водно-химического режима первого, второго и третьего контуров, а так-
же в системах приготовления воды. В настоящее время применяются
только органические иониты на основе искусственных полистирольных
смол.

Для всех ионитов характерен один и тот же принцип построения,
они имеют каркас (матрицу), состоящую из высокополимерной прост-
ранственной сетки углеводородных цепей, в которой на бензольных
ядрах закреплены функционально активные группы (рис. 1.38), содер-
жащие обменные ионы. В воде функционально активные группы диссо-
циируют и становятся способными к ионному обмену, при котором
имеющиеся в растворе более электроподвижные ионы замещают
Рис. 1.38. Структура и возможные формы ионообменных смол
обменные ионы и закрепляются на каркасе смолы. Обменные ионы
поступают в раствор. При этом всегда соблюдается эквивалентность
обмена.

В судовой ядерной энергетике в настоящее время используются
катиониты марки КУ-2-8 и аниониты марки АВ-17-8, а также их чистые
и сверхчистые формы (КУ-2-8чС, АВ-17-8чСв). В катионите КУ-2-8 в ка-
честве фиксированного иона функциональной группы используется
сульфогруппа 50,, а в анионите АВ-17-8 аминогруппа С2Н2М (СНЭ)^.

Обменные ионы могут быть разными, поэтому используются кати-
ониты в водородной, аммонийной, гидразинной, литиевой и других фор-
мах (см. рис. 1.38) и аниониты в гидроксильной, фосфатной, борной и
других формах. Часто используются ионнообменные смолы смешанной
формы, например водородно-аммонийной или гидроксильно-фосфатной
и т. п., когда на смоле имеются два различных обменных иона. Выбор
той или иной формы катионита и соответствующего анионита определя-
ется типом водно-химического режима и задачами, которые должны
решаться в процессах водоподготовки и очистки.

Обычно радикал смолы обозначают /?к или Тогда реакции ион-
ного обмена записываются в следующем виде:
ЯК)Т + №+ - Як №4 + Н' ; Яа 0Н"+ СГ -* Я* СГ + ОН

2Я" Н* + Са" - 2ЯкСаг+ + Н2; Яр ОН" + ЕеО? = Я,', ЕеО7 + 2ОН ; ’

2Я^Ыа++ Еег+— 2ЯкЕе2++ 2Ыа+; 2Яд С1"+50, = 2Я* 503 + 2С1

(1.16)

Процесс ионного обмена зависит от электрохимической активности
(подвижности) иона: чем активнее ион, тем интенсивней идет процесс;
более активные ионы вытесняют менее активные. По электрохимической
активности ионы располагаются в ряды, например, катионы: Ее2*
> Са2* > Мд2* > К* > !\1НХ > №* > Н* , анионы: 5О2 > СГ >И03
>НСОГ>Н5)О3 >0Н

Основной характеристикой ионообменной смолы является ее динами-
ческая обменная емкость (ДОЕ), под которой понимают количество
того или иного иона, способного поглотиться в 1 м~ смолы до его появ-
ления в фильтрате. ДОЕ зависит не только от типа иона, но и от рН раст
вора, концентрации иона в растворе, скорости фильтрации. Обычно опре
деление ДОЕ проводится по методикам, установленным ГОСТами, путем
фильтрации через катионит раствора СаС12 до появления иона Са2+ , а че
рез анионит фильтруется раствор ПаС| до появления иона С1 . При работе
смол в условиях первого или второго контура их ДОЕ будут другими

Сухие иониты в воде набухают, коэффициент набухания /3 =
- '/цаб/^сух и составляет для различных смол 1,4—1,9.

Ионообменные смолы представляют собой сферические зерна свет
ло-желтого, желтого, желто-коричневого цветов. Важной их характери
стик ой является размер зерен рабочей фракции, обычно равный
0,4—1,25 мм. Более мелкие фракции должны отмываться в период под
готовки смолы к загрузке во избежание их вымывания из фильтра
в контур и увеличения гидравлического сопротивления фильтра.

Иониты КУ-2-8чС и АВ 17-8чС обладают следующими свойствами:

	КУ-2-8чС	АВ-1 7-ВчС
Размер зерен рабочей фракции, мм	0,4-1,25	0,40-1,25
Содержание рабочей фракции, %	95	95
Насыпная плотность ионита, т/м3 :		
воздушно-сухого	0,73	0,74
влажного	0,50	0.39
Содержание влаги, %	40-60	35-50
Коэффициент набухания	1,46	1,9
Полная обменная емкость, г-экв/м3	1300	930
Содержание х лор-иона (не более),		
мг/кг	0,003	0.005
Допустимая температура. С	120	60
Ионообменные смолы в фильтрах подвержены деструкции при воз-
действии содержащихся в воде окислителей (О2, С>2 и др.). Катализато
рами процесса окисления служат железо и другие тяжелые металлы.
Кроме того, что значительно более важно, смолы разлагаются под дейст-
вием высоких температур — термолиз и ионизирующих излучений —
радиолиз. При температурах выше 100—120 'Се катионите КУ-2-8 проис-
ходит отшепление функциональных групп и в воду поступает серная
кислота

и О, г

Я“8О, Н —Н + Н2 80.,.

Анионит АВ 17-8 еще менее устойчив, и при температуре выше 60—70 0 С
в воду поступают продукты его термолиза: метанол СНчОН и триметил-
амин Ы (СН ч) ?

СН,ОН + (СН,) ч;
(дезаминирование)

2/?а СН?К (СН,)ОН^_

'	/?; сн2м (СН,) 2 + СНчОН.

(деградация)

(1.17)

При радиолизе под действием ионизирующего излучения также
нарушаются полярные связи функциональных групп. В катионите это
опять приводит к выделению серной кислоты

2/?«8О2Н - Я“8О2Я7+Н28О4.

Радиолиз анионита проходит так же, как термолиз, т. е. путем деза-
минирования и деградации [см. формулу (1.17)]. Радиационная стой-
кость солевых форм анионита выше, чем гидроксильный формы и соот-
ветствует следующему ряду I МО-, Л 80. ’ 7 -С1 .-'ОН'.

Рабочая температура воды, поступающей в смешанные фильтры,
не должна превышать 60—70 С, оптимальной является температура
30—40сС

Исчерпавшие свою емкость иониты могут быть регенерированы.
Регенерация катионитов проводится путем их промывки серной или
соляной кислотами, аниониты промываются щелочами. На судне про-
цессы регенерации никогда не проводятся, но они могут проводиться
на береговой базе и только для нерадиоактивной шихты фильтров
второго контура, если они имеют раздельную загрузку катионитом и
анионитом. Отработавшие смолы фильтров первого и третьего контуров
являются радиоактивными и подлежат переработке и захоронению.
Опыт эксплуатации ионообменных фильтров показывает, что они
очищают воду не только от растворенных примесей, существующих в
ионной форме, но и достаточно эффективно фильтруют нерастворимые
примеси, существующие в коллоидной и взвешенной форме. Эти формы
примесей задерживаются за счет накопления их на поверхности гранул и
в пространстве между ними. Средний коэффициент очистки от нераство-
римых примесей на ионообменных фильтрах составляет 3—5. Указанная
особенность ионообменных фильтров позволяет в судовых ЯППУ отка-
зываться в первом контуре от специальных механических фильтров для
очистки воды от нерастворимых примесей.

Однако при некоторых типах водно-химических режимов в первом
контуре для удаления нерастворимых примесей может оказаться целе-
сообразным использование электромагнитных или электрофорезных
фильтров.

В ионообменных фильтрах судовых ЯППУ обычно используется сме-
шанная шихта, содержащая катионит и анионит в соотношении 1:1.

Ресурс фильтра определяет период между его перезарядками.
После включения свежего фильтра в результате реакций ионного обмена
(1.16) в первую очередь начинают насыщаться улавливаемыми приме-
сями верхние (по ходу воды) слои смолы. По мере работы фильтра и на-
копления примесей фронт ионообменной сорбции катионов и анионов
(в смешанном фильтре) смещается вдоль фильтра по ходу теплоноси-
теля. Для каждого типа иона-примеси фронт сорбции перемещается
по-разному в зависимости от ее концентрации в теплоносителе С, (т)
и электрохимической активности.

Если в первом контуре существует постоянный источник какой-либо
примеси (например, Ее20з или 7гО7) мощностью О/ (т), кг/с, то при
достижении фронтом сорбции нижней границы слоя смолы наступает
проскок /-й примеси, приводящий к возникновению некоторой концен-
трации Ли примеси в фильтрате (т). Если до проскока эффективность
фильтра по /-му иону е, =1 — С&/С, была равна е, =1 (€$ = 0),
то после проскока 0 < е,- < 1. В результате с момента проскока концен-
трация /-й примеси в теплоносителе начинает возрастать, так как фильтр
уже не может ее удалять полностью.

Если концентрация /-й примеси нормирована, то через некоторое
время она достигнет предельно допустимого значения С"р, ресурс фильт-
ра 7ф будет исчерпан и сорбенты должны быть заменены.

Расчет ресурса фильтра при большом числе различных ионов-приме-
сей с учетом всех процессов в контуре и фильтре является сложной зада-
чей. На практике для расчета ресурса фильтра часто используют соотно-
шение, определяющее ресурс фильтра по /-й примеси, 7ф = У^ды/О,,
где Уф — объем смолы в фильтре (катионита или анионита); д®, —
динамическая обменная емкость по /-й примеси (ДОЕ); О, — мощность
источника примеси в первом контуре.

Накопление на смоле нерастворимых примесей приводит к росту
гидравлического сопротивления фильтра, предельно допустимое значе-
ние которого может определить как емкость фильтра по нерастворимым
примесям, так и ресурс фильтра.

Возрастание гидравлического сопротивления фильтра при постоян-
ном расходе воды через фильтр приближенно подчиняется закону
Др (г) = Д р0 (1 —Врт)~3; если на фильтре поддерживается постоянный
перепад давления, то в процессе работы расход будет уменьшаться,
т. е. в0 (г) = 60 (1 + В$т) “3^2, где Др0, — перепад давления и расход
воды через фильтр при т = 0; Вр, В$ — эмпирические коэффициенты.

Конструкция ионообменного фильтра высокого
давления приведена на рис. 1.39. Прочный корпус фильтра 2, выполнен-
ный из перлитной стали, имеет внутри наплавку из нержавеющей аусте-
нитной стали и рассчитан на давление первого контура. Внутри корпуса
имеются нижняя 1 и верхняя 11 плиты, на которых размещены щелевые
фильтры 10. На нижней плите укладывается подложка 13 из сечки тита-
новой или нержавеющей проволоки. Подложка 13 и фильтры 10 служат
для исключения выноса ионообменной смолы 12 в контур.

Загрузка фильтра сорбентами и его перегрузка осуществляются
гидравлическим способом. Для загрузки используется труба 7, по кото-
рой подается пульпа. Сорбенты отлагаются на подложке, а транспорти-
рующая их вода уходит из фильтра по трубе 5. При выгрузке отработав-
ших ресурс сорбентов вода подается по трубе 5, а пульпа из фильтра ухо-
дит по трубе 8. Подробно операции по загрузке и выгрузке сорбентов
рассмотрены в § 5.3.

Во время работы ЯППУ вода из холодильника фильтра поступает
в фильтр через патрубок 9, проходит верхние щелевые фильтры, слой
сорбентов, подложку, нижние щелевые фильтры и по трубе 5 возвраща-
ется в контур. Фильтр имеет воздушный клапан 6. Отверстие 4 служит
для постоянного удаления газа, который выделяется из теплоносителя.
В полости между прочным корпусом 2 и внешним корпусом 3 циркули-
рует вода третьего контура. Для организации циркуляции внутри поло-
сти имеются вертикальные ребра.

Конструкция холодильника фильтра высокого дав-
ления показана на рис. 1.40. Сварной корпус холодильника имеет внутри
наплавку из нержавеющей стали. Охлаждаемый теплоноситель входит в
холодильник через патрубок, вваренный в крышку (на рисунке не пока-
зан) , омывает снаружи змеевиковую систему и уходит через патрубок 7.
Змеевиковая система имеет две автономные секции. Охлаждающая вода
третьего контура входит в каждую из секций через патрубок 8,
Рис. 1.39. Конструкция ионообменного фильтра.
Рис. 1.40. Конструкция холодильника фильтра высокого давле-
ния.

12 — выходные трубы; 2- косынки; 3 — вытеснитель; 4 —
дистанциирующие гребенки; 5 -- коллектор второй секции; 6 —
фланец.. 7 патрубок; 8 — патрубок входа теплоносителя;

9, 20 — угольники; 10 — крышка; 11 — проушина; 13 — пере-
ходник; 14. 19 — коллекторы; 15 — спускная труба; 16 —
обечайка; 17 — трубная система; 18 — днище.
опускается в нижний коллектор, откуда по змеевикам поднимается в
верхний коллектор и уходит из холодильника через патрубок 9. Выте-
снитель установлен для обеспечения необходимой скорости воды в
межтрубном пространстве. Наличие двух автономных секций по третье-
му контуру обеспечивает работу холодильника в случае выхода из строя
(появления течи) одной из секций. Вышедшая из строя секция отсека-
ется клапанами от третьего контура.

Система дренажа, хранения и удаления жидких радиоактивных от-
ходов. В случае ЯППУ с ВВРД сбросы радиоактивных вод появляются
при частичном дренировании первого контура, воз духоудал ени и, а также
при сливе теплоносителя перед отбором проб. Для осуществления ука-
занных операций служит специальная система дренажа. Кроме того, воз-
можны аварийные протечки воды первого контура в некоторые помеще-
ния реакторного отсека.'

При эксплуатации реакторных установок любого типа образование
активных вод возможно при обмывке и дезактивации помещений, обо-
рудования, защитной одежды, а также в санпропускнике реакторного
отсека.

Каждая ППУ оборудуется системой отвода радиоактивных вод,
временного хранения этих вод и их удаления. Состав системы зависит от
типа реактора. Слив воды в зависимости от ее активности обычно произ-
водится в разные емкости, имеющие соответствующую биологическую
защиту. Удаление радиоактивных вод с судна на базу обслуживания про-
изводится специальными насосами, гидравлическими эжекторами или
сжатым воздухом.

Система вентиляции. Газы и мелкие взвешенные частицы (аэрозоли)
в воздухе, окружающем реактор, становятся радиоактивными вследст-
вие нейтронного облучения. При наличии утечек теплоносителя также
возможно появление газовой и аэрозольной активности в атмосфере
соответствующих помещений. Поэтому система вентиляции должна обес-
печивать удаление радиоактивных газов и аэрозолей и поддержание необ-
ходимой температуры и влажности в помещениях реакторного отсека.

При размещении оборудования первого контура в газоплотном отсе-
ке обычно используется разомкнутая система вдувной и вытяжной вен-
тиляции. Для предотвращения распространения радиоактивных газов и
аэрозолей эта система поддерживает разное разрежение в различных по-
мещениях реакторного отсека (в интервале от 200 до 600 Па), тем боль-
шее, чем выше возможная радиоактивность воздуха в помещении.
Таким образом обеспечивается постоянное движение воздуха только
в одном направлении — из обслуживаемых помещений в необслуживае-
мые.

Вытяжные вентиляторы, удаляющие воздух из газоплотного отсека,
размещаются в отдельном помещении с ограниченным доступом. Для
очистки воздуха с повышенным содержанием радиоактивных газов и
аэрозолей устанавливаются специальные фильтры с биологической защи-
той.

При размещении оборудования первого контура в защитном контей-
нере внутри последнего обычно предусматривается система кондициони-
рования, обеспечивающая необходимые температуру и влажность возду-
ха, а также его циркуляцию.

§ 1.8.	Принципы и системы обеспечения безопасности судовых ЯППУ

Основные принципы обеспечения безопасности судовых ЯППУ. В до-
полнение к общим принципам безопасности, которые должны быть
обеспечены на обычных судах (безопасность мореплавания и техниче-
ской эксплуатации оборудования и судна) на судах с ЯЭУ должны быть
обеспечены радиационная и ядерная безопасность, которые тесно взаимо-
связаны.

Предметом радиационной безопасности является сведение к разум-
ному минимуму обпучения экипажа ионизирующими излучениями и
радиоактивного, загрязнения окружающей среды.

Основные принципы радиационной безопасности следующие:

—	непревышение установленного для различных категорий лиц
основного дозового предела облучения;

—	исключение всякого необоснованного облучения;

—	снижение дозы облучения до возможно низкого предела.

Система дозовых пределов и принципов их применения устанавлива-
ется специальными Нормами радиационной безопасности НРБ-76 [16],
которые более подробно рассматриваются в главе 4.

Предметом ядерной безопасности является предотвращение: потери
контроля и управления цепной ядерной реакцией; нарушения или пре-
кращения отвода тепла от твэлов; образования критических масс при
перегрузках, транспортировке и хранении элементов, содержащих деля-
щееся вещество, а также при проведении монтажных и ремонтных работ.

Требования и условия обеспечения ядерной безопасности как при
проектировании, так и при эксплуатации устанавливаются Правилами
ядерной безопасности судовых атомных энергетических установок
(ПБЯ-04-74), которые разработаны для судовых ЯЭУ с ВВРД [18].

Основные проектные принципы, обеспечивающие выполнение радиа-
ционной и ядерной безопасности, в мировом атомном судостроении
устанавливаются Кодексом ИМО по безопасности ядерных торговых
судов [26], а в СССР — Правилами классификации и постройки атомных
судов Регистра СССР [16, 17,18].
Радиационная и ядерная безопасность обеспечивается не только
комплексом специальных систем и оборудования, но также комплексом
организационно-технических мер, таких как постоянный контроль за
состоянием оборудования и параметрами технологических процессов
при эксплуатации, организация работ, профессиональная подготовка и
дисциплина персонала и т. п-

В соответствии с [17, 25] проект атомного судна должен удовлетво-
рять трем основным критериям безопасности:

критерий А — должны быть предусмотрены средства для экра-
нирования радиоактивных источников и сведения к минимуму возмож-
ностей распространения радиоактивных веществ для того, чтобы облуче-
ния людей на борту судна, населения и окружающей среды были бы
столь низкими, насколько это разумно достижимо;

критерий Б — должны быть предусмотрены средства для безо-
пасного отвода остаточных тепловыделений из активной зоны реактора;

критерий В — должны быть предусмотрены средства для безо-
пасного управления и вывода из действия реактора и поддержания
его в этом состоянии так долго, как это Необходимо-

Указанные критерии должны применяться при анализе безопасности
установки и судна не только в условиях нормальной эксплуатации, но и
на различных аварийных режимах, отнесенных к разряду проектных.
К числу проектных аварий отнесены такие тяжелые аварии, как потеря
теплоносителя при мгновенном разрыве любого трубопровода первого
контура, разрыв паропровода в пределах защитной оболочки, аварии
с судном, включая затопление, посадка на мель, столкновение с другим
судном и др.

Для обеспечения критерия А в конструкции атомного судна должны
быть предусмотрены:

— биологическая защита ЯППУ, хранилищ радиоактивных отходов
и Других источников ионизирующих излучений, предназначенная для
снижения мощности ионизиоующих излучений до безопасных уровней
(см. главу 4) 

—	защитная оболочка и защитное ограждение, в которых должны
размещаться ЯППУ, предназначенные для предотвращения распростра-
нения радиоактивных веществ в другие помещения судна и окружаю-
щую среду;

—	конструктивная защита в районе расположения ЯППУ, предназна-
ченная для поглощения энергии, возникающей при столкновении с дру-
гим судном или посадке на мель, и исключения повреждений защитного
ограждения.

Защитная оболочка должна быть рассчитана на внутреннее
давление, которое может возникнуть при максимальной проектной
аварии, связанной с выбросом теплоносителя при разрыве трубопровода
первого контура. Для снижения давления при аварийном выбросе тепло-
носителя допускается использование различных систем, таких как
спринклерная, барботажная и т. п. Защитная оболочка должна выдержи-
вать наружное давление, возникающее при затоплении судна, поэтому
она имеет устройство для выравнивания внешнего и внутреннего давле-
ния при затоплении судна на большой глубине.

В соответствии с [17] защитная оболочка может быть выполнена
как прочноплотнан конструкция, являющаяся частью корпуса судна,
или как самостоятельная прочноплотная конструкция, не являющаяся
составной частью корпуса. Проходы трубопроводов и кабелей через
защитную оболочку должны быть сведены к минимуму. На всех трубо-
проводах, соединяющих внутренний объем защитной оболочки с помеще-
ниями защитного ограждения или атмосферой, должны быть установле-
ны отсечные клапаны, имеющие дистанционное или автоматическое
управление и расположенные снаружи оболочки как можно ближе к ней.

Защитные оболочки обычно имеют люк для перегрузки топлива,
замены некоторого оборудования, шлюзы для входа персонала внутрь
оболочки и аварийный выход. Помещение защитной оболочки должно
быть оборудовано системой пожаротушения углекислотой или хладо-
нами с дистанционным пуском системы. Фундаменты реактора, биологи-
ческой защиты, защитной оболочки должны удерживать все оборудова-
ние на месте при любых наклонениях судна вплоть до опрокидывания.

Защитное ограждение образуется за счет использования
водо- и газонепроницаемых переборок, палуб и других конструкций кор-
пуса судна, образующих отсек, в котором размещаются защитная обо-
лочка и все вспомогательные системы и оборудование, обслуживающее
ЯППУ.

Продольные переборки, образующие боковые стенки защитного
ограждения, должны находиться от борта на расстоянии, равном 1/5 ши-
рины судна (В/5), но не более 11,5 м. Это расстояние может быть умень-
шено, если бортовая конструктивная защита от столкновений исключает
проникновение штевня таранящего судна на такую глубину. Нижняя
часть защитного ограждения должна быть не ниже настила второго дна,
а расстояние от днища судна до защитного ограждения должно быть
6/15, но не более 2 м.

Конструктивная защита обычно достигается за счет уси-
ления поперечного и продольного набора судна в районе реакторного
отсека, использования дополнительных платформ и переборок, а иногда
специальных противоударных конструкций.

Протяженность конструктивной защиты в нос и корму от попереч-
ных переборок защитного ограждения должна быть не менее 0,2 длины
реакторного отсека. Реакторный отсек должен быть отделен от смежных
помещений коффердамами или переборками типа А-60 для защиты от
внешних пожаров и взрывов.

Защитная оболочка должна иметь специальную систему вентиляции,
обеспечивающую возможность работы по замкнутому и открытому
циклам. Система должна иметь автоматические отсечные клапаны для
быстрого перекрытия воздухопроводов при авариях и системы контроля
за активностью удаляемого воздуха.

Помещения внутри защитного ограждения также имеют специальную
вентиляцию, которая должна поддерживать в них некоторое разрежение
так, чтобы был обеспечен направленный поток воздуха из помещений
с меньшей вероятностью радиоактивного загрязнения в помещения
с большей вероятностью загрязнения. Для предотвращения переноса
радиоактивных загрязнений между контролируемой зоной (защитным
ограждением) и свободными для посещения и работы помещениями
должны располагаться санпропускник, в котором осуществляются пере-
одевание персонала, контроль загрязненности спецодежды, а при необхо-
димости и обмывка персонала.

К числу технических средств, обеспечивающих выполнение всех трех
критериев А, Б и В, относятся основные системы ЯППУ (см. § 1.6),
а также специальные системы безопасности: отвода остаточных энерго-
выделений, аварийного охлаждения активной зоны, отсечения и сниже-
ния давления в защитной оболочке, предотвращения повышения давле-
ния в первом контуре.

Все системы безопасности должны при любом состоянии судна и
ЯЭУ, кроме опрокидывания и затопления, отвечать критерию единичного
отказа. Критерий единичного отказа — это проектный принцип, который
устанавливает, что требуемые характеристики каждой системы безопас-
ности будут обеспечиваться, несмотря на случайный отказ компонента
системы в любых аварийных ситуациях. Удовлетворение критерия еди-
ничного отказа обеспечивается резервированием, выполнением элемен-
тов или подсистем различными по принципу действия, физическим
разделением элементов и подсистем переборками и т. п.

Защитные устройства систем безопасности должны автоматически
включаться в действие с началом аварии реактора. Действия оператора
не должны препятствовать нормальной работе систем безопасности.
Системы должны быть спроектированы так, чтобы ЯППУ оставались
в безопасном состоянии без вмешательства персонала в течение не менее
30 мин после начала аварии.

Рассмотрим конструкцию защитных оболочек и схемы некоторых
систем безопасности на конкретных примерах.

В установке рудовоза „Отто Ган” (рис. 1.41) реактор, систе-
ма очистки и подпитки теплоносителя, системы вентиляции и дренажа
МОП

Рис. 1.41. Защитный контейнер ЯППУ
атомного рудовоза „Отто Ган"

1 место установки клапана затопле-
ния; 2 — вторичная бетонная защита
толщиной 50—60 см; 3 —цапфы (8шт.)
горизонтального крепления контей-
нера; 4 — место ввода кабелей; Б —
крышка контейнера; 6 — сферическая
шлюзовая камера диаметром 2,5 м;

7 — первичная биологическая защита из
чугуна и стали (см. рис. 1.11); 8 —
реактор; 9 — опоры, воспринимающие
массу контейнера и передающие усилие
на судовой набор.

смонтированы в герметичном цилиндрическом вертикальном контейнере
диаметром 9.55 м и высотой 14,55 м. Вторичная защита, размещенная
вокруг контейнера и некоторого вспомогательного оборудования,
выполнена из бетона толщиной 50—60 см. Контейнер рассчитан на внут
реннее давление 1,42 МПа и имеет толщину стенок 30 мм.

На рис. 1.42 показано размещение оборудования в защитной оболоч-
ке лихтеровоза „Севморпуть" На судне используется однореакторная
установка блочного типа (ее компоновочную схему см. на рис. 1.13.)
Защитная оболочка 6 выполнена из плоских секций с вертикальными
ребрами жесткости. Внутреннее помещение оболочки разделено съем-
ными блоками биологической защиты 4 с герметичным настилом на два
помещения: реакторное 14 и аппаратное 10. В реакторном отделе-
нии находится бак металловодной защиты 2, в кессонах которого разме-
щаются реактор 1, парогенераторы 13. холодильники фильтров, ионооб
менные фильтры, пространство для трубопроводов первого контура 3 и
т. д. Реакторное помещение при работе реактора не посещается.

В аппаратном помещении находятся приводы органов регулирования
реактора 11. При удалении легкосъемной биологической защиты 5 воз-
можен доступ к входному и выходному коллекторам ПГ 13, к приводам
ЦНПК. Вход в аппаратное помещение для периодического осмотра обо-
рудования осуществляется через герметичный тамбур, а на случай ава-
рийных ситуаций имеется аварийный выход 7. При перегрузках топлива
в этом помещении устанавливается перегрузочное оборудование и ис-
пользуется мостовой кран 8. Сверху защитная оболочка имеет герметич-
ное закрытие 9. На наружной поверхности стенок защитной оболочки
рг-т] бетон серлентижтовыи
нь *- | с карбидом бора

закреплена вторичная биологиче-
ская защита 12 из стали и серпен-
тинитового бетона с добавками
карбида бора.

К защитной оболочке предъ-
являются весьма высокие требо-
вания по герметичности. Норма
утечки паровоздушной смеси при
аварии, связанной с разрывом
трубопровода первого контура,
составляет 1 % от массового со-
держания среды до аварии. Все
кабельные вводы выполнены че-
рез специальные уплотнительные
коробки, которые выходят в
герметичные помещения с отсо-
сом воздуха системой специаль-
ной вентиляции.

Безопасность ЯППУ в значи-
тельной степени обеспечивается
системой управления и защиты
реактора, а также структурой
электроэнергетической установки
судна. Требования к ним и прин-
ципы их построения рассматри-
ваются в главах 2 и ?.

_	.	_	пг-1 г-1	- Система снижения аварийного

Рис. 1.42. Размещение ЯППУ в защитном	_

оболочке лихтеровоза-контейнеровоза давления в защитной оболочке. На
„Севморпуть".	лихтеровозе-контейнеровозе „Сев-

морпуть" (рис. 1.43) используется барботажная система с подключением
дополнительных объемов (специального коффердама) . При повышении
давления в реакторном или в аппаратном помещениях защитной оболочки
до 0,05 МПа срабатывают предохранительные заглушки, установленные
на конструкциях, разделяющих оболочку и специальный коффердам.
Паровоздушная смесь по каналам направляется в цистерну барботажа
через коллектор. Использование системы снижения аварийного давления
позволило ограничить внутреннее давление при аварии величиной
0,28 МПа за счет интенсивной конденсации пара в барботажной цистерне.
Снижение давления позволяет существенно уменьшить толщину стенок
защитной оболочки, ее массу и величину возможных утечек из оболочки
в случае максимальной проектной аварии.

Система затопления защитной оболочки. Для предотвращения разру-
шения оболочки внешним давлением при затоплении судна на глубокой
Рис. 1.43. Схема системы снижения ава-
рийного давления в защитной оболочке
ЯППУ на лихтеровозе-контейнеровозе
„Севморпуть".

1 — барботажная цистерна; 2 — негерме-
тичная защитная пробка; 3 — предохрани
тельная заглушка без биологической за-
щиты, срабатывающая при давлении
0,05 МПа; 4 - предохранительная заглуш-
ка с биологической защитой, срабатываю-
щая при давлении 0,05 МПа; 5 — предо-
хранительная заглушка с биологической
защитой, срабатывающая при давлении
0,15 МПа, 6‘— защитная оболочка; 7 —
специальный коффердам; 8 — каналы от-
вода паровоздушной смеси от защитной
оболочки; 9 —• барботажный коллектор.

Рис. 1.44. Система затопления защитной оболочки на лихтеровозе-контейнеро-
возе „Севморпуть".
Рис. 1.45. Схема системы расхолаживания ЯППУ через ПГ на лих-
теровозе-контей неровозе „Сев морп уть ".

Рис. 1.46. Схема системы расхолаживания ЯППУ через холодильник
системы очистки на лихтеровозе-контейнеровозе „Севморпуть".
воде и выхода радиоактивных продуктов в воду на лихтеровозс-кон!ей-
неровозе „Севморпуть" применена специальная система затопления
(рис. 1.44). При погружении судна на мембране гидроцилиндра 7 возни-
кает перепад давления, приводящий к перемещению золотника в манипу-
ляторе 2. В результате сжатый воздух из системы рабочего воздуха ?
поступает к пневмоприводам клапанов затопления 4 и открывает их.
Через систему каналов 6, связывающих полость перед клапанами с при-
емными патрубками на верхней палубе, забортная вода заполняет защит
ную оболочку 3 и коффердам 5 После выравнивания давления на мем-
бране гидроцилиндра клапаны 4 закрываются

Система расхолаживания ЯППУ. Расхолаживание реакторной уста-
новки лихтеровоза-контейнеровоза „Севморпуть” осуществляется по
трем независимым каналам.Основной канал расхолаживания предусмат-
ривает работу парогенераторов при принудительной или естественней
циркуляции теплоносителя по первому контуру.

Схема отвода теплоты от парогенераторов по второму контуру пока-
зана на рис. 1.45. Подача питательной воды в парогенераторы 1 осуществ-
ляется аварийным! питательным насосом 2 из цистерны запаса дистиллята3
или из основной системы питательной воды по трубопроводу 4. Отвод пара
или пароводяной смеси из парогенераторов осуществляется на конденса-
тор расхолаживания 5, работа которого обеспечивается конденсатными

Рис. 1.47. Схема системы аварийной проливки активной зоны на лихтеро-
возе-контейнеровозе „Севморпуть”

?—цистерна дистиллята; 2 - насосы аварийной проливки; 3—реактор;
4 — днище защитной оболочки; 5 — цистерна сбора активных вод; 6 -
насос удаления активных вод.

насосами 6, подающими конденсат в главный
конденсатный трубопровод 8, и циркуляционными
насосами забортной воды. Отвод теплоты от
парогенераторов по второму контуру обеспечива-
ется двумя одинаковыми автономными подсисте-
мами, оборудование которых размещается в бор-
товых отсеках за соответствующими продольными
переборками 7. Полная автономность подсистем
правого и левого бортов позволяет рассмат-
ривать их как два отдельных канала расхола-
живания.

Третьим каналом расхолаживания является
система, обеспечивающая теплоотвод при работе
холодильника системы очистки первого кон-
тура (рис. 1.46). Циркуляция теплоносителя по
первому контуру осуществляется при отключен-
ных ионообменных фильтрах 1 специальным
насосом расхолаживания 2. прокачивающим тепло-
носитель через холодильник фильтра 3 и реактор 4.
Съем теплоты от холодильника производится во-
дой третьего контура установки при работе насо-
сов третьего контура 5 и холодильника третьего-
четвертого контуров 6.

Три автономных канала расхолаживания обес-
печивают надежное функционирование системы
при всех проектных аварийных ситуациях, вклю-
чая и судовые аварии. Выполненное в проекте
схемное решение системы полностью обеспечивает
принцип единичного отказа, любого отдельного
элемента.

Система аварийной проливки активной зоны.
При авариях, связанных с разрывом трубопровода
первого контура, принудительная циркуляция
через активную зону прекращается, а истечение
теплоносителя через сечение разрыва может при-
вести к оголению активной зоны и ее последую-
щему расплавлению.

Для локализации аварии, связанной с разры-
вом трубопровода первого контура в наиболее
неблагоприятном сечении, в составе систем безо-
пасности установки лихтеровоза-контейнеровоза
„Севморпуть" используется система аварийной
проливки активной зоны (рис. 1.47). Система состоит из трех высоко-
напорных аварийных проливочных насосов подачей по 20 м3/ч и давле-
нием нагнетания 10 МПа, трубопроводов и арматуры.

По сигналу падения давления в первом контуре автоматически вво-
дятся в действие два насоса, подающих воду в реактор из цистерны
запаса питательной воды по двум автономным магистралям. В случае
незапуска одного из насосов включается третий насос с подклю-
чением его к магистрали незапустившегося насоса. При падении
давления в первом контуре ниже 3,5 МПа насосы системы пролив-
ки отключаются и подача воды осуществляется резервным пита-
тельным насосом.

Полное расхолаживание установки обеспечивается работой насосов
системы удаления активных сред, которые подают воду в реактор из
цистерны активных сред. В свою очередь, цистерна пополняет-
ся водой, дренируемой из защитной оболочки. Все элементы си-
стемы резервированы, что обеспечивает выполнение принципа единич-
ного отказа.

Расположение оборудования ЯЭУ в корпусе судна. Безопасность
ЯЭУ существенно зависит от расположения оборудования в корпусе
судна, так как это определяет вероятность его повреждения при различ-
ных авариях (столкновение с другим судном, посадка на мель, про-
боины в днище или бортах и т. п.).

На рис. 1.4В показано расположение оборудования ЯЭУ на атомном
ледоколе типа „Арктика". Корпус ледокола разделен главными попереч-
ными водонепроницаемыми переборками на восемь отсеков. Отдельные
наиболее важные помещения выделены в самостоятельные водонепро-
ницаемые или газоплотные отсеки. Это обеспечивает непотопляемость
ледокола при затоплении любых двух отсеков и выполнение всех требо-
ваний по обеспечению радиационной безопасности ЯЭУ. ЯППУ располо-
жена в средней части судна в специальном прочноплотном отсеке, выде-
ленном поперечными и продольными переборками, на которых имеется
вторичная биологическая защита.

Расположение оборудования двух реакторных установок в отсеке
принципиально совпадает с расположением оборудования на лихтеро-
возе-контейнеровозе „Севморпуть" (см. рис. 1.42). В установках ледо-
колов типа „Россия" имеются все вышерассмотренные системы безопас-
ности, хотя их схемы и конструктивное исполнение несколько отличает-
ся от схем „Севморпути".

На ледоколе в нос от ЯППУ расположено главное машинное отделе-
ние, в котором установлены два ГТГ по 27600 кВт и два ВТГ по
2000 кВт, а также обслуживающие их вспомогательные механизмы.
В корму от ЯППУ размещается кормовая электростанция, состоящая из
трех ВТГ по 2000 кВт и одного РДГ мощностью 1000 кВт. Далее следуют
помещения ГРЩ, бортовых и среднего гребных электродвигателей. Греб-
ная электрическая установка выполнена на двойном токе: шесть генера-
торов переменного тока, кремниевые выпрямители, три гребных двига-
теля постоянного тока равной мощности (по 16200 кВт). Некоторое
оборудование ЯЭУ размещено в средней части надстройки: два вспомо-
гательных котла, два испарителя, два парогенератора низкого давления,
деаэратор, два АДГ мощностью по 200 кВт и т. д.

Контрольные вопросы к главе 1

1.	В чем принципиальные отличия судовой ядерной энергетической установки
от установок на органическом топливе?

2.	Оцените принципиальные достоинства и недостатки одно- и днухконтурных
установок. Какой тип НППУ и РЭУ используется в настоящее время на судах?

3.	Перечислите и сформулируйте назначение вспомогательных систем и систем
безопасности судовой ЯППУ с ВВРД.

4.	С помощью какого органа управляют мощностью ВВРД. работающего в ре-
жиме саморегулирования?

5.	Перечислите возможные принципы компоновки судовых ЯППУ и сравните
их достоинства и недостатки

6.	В чем состоят особенности конструкции корпусов ВВРД и самоуплотняю-
щихся крышек?

7.	Каковы назначение и устройство тепловой защиты корпуса реактора?

8.	Назовите основные конструктивные элементы активной зоны гетерогенного
реактора.

9.	Рассмотрите устройство твзла и ТК, назначение их отдельных элементов.
Зачем и когда внутренняя часть твэла заполняется термической связью (гелием) ?

10.	В чем состоят основные преимущества и недостатки различных топливных
композиций и материала оболочки твэлов?

11.	Какие повреждения твэлов могут возникать, каковы причины поврежде-
ний, какие эксплуатационные мероприятия позволяют повысить надежность твэ-
лов?

12.	Условия работы и основные требования к парогенераторам судовых ЯППУ.
Какой тип ПГ и почему используется в судовых ЯППУ?

13.	На какие три зоны подразделяется поверхность теплообмена в прямоточ-
ных ПГ и как перераспределяются поверхности этих зон между собой при измене-
нии пара производительности, давления пара за Г! Г, температуры питательной воды?

14.	Какое преимущество прямоточных ПГ обеспечивается за счет автомодель-
ности перераспределения поверхности теплообмена между отдельными зонами ПГ?

15.	Что такое гидродинамическая характеристика витка прямоточного ПГ и
какой тип характеристики обеспечивает устойчивую работу ПГ? Какие методы ис-
пользуются для получения устойчивой гидродинамической характеристики?

16.	Из каких материалов изготовляются в настоящее время трубы ПГ и поче-
му нежелательно использовать углеродистые перлитные или нержавеющие аустенит-
ные стали?

17.	Сравните достоинства и недостатки ЦНПК с нулевой и ограниченной конт
ролируемой утечкой теплоносителя. Какой тип ЦНПК и почему используется в су-
довых ЯППУ?
18.	Как влияет диаметр ротора электродвигателя в герметичных ЦНПК на
электрические потери, мощность трения и запас кинетической энергии ротора?

19.	Почему в ЦНПК судовых ЯППУ обычно используются электродвигатели
с двумя обмотками статора (двумя скоростями вращения) I

20.	Почему электродвигатели герметичных ЦНПК нуждаются в охлаждении
и как это охлаждение осуществляется?

21.	Как изменяются основные параметры теплоносителя в первом контуре при
внезапном прекращении циркуляции теплоносителя, в чем опасность этого режима
и как обеспечивается надежность охлаждения активной зоны в различных нормаль-
ных и аварийных режимах работы?

22.	Какие принципы построения схемы электропитания ЦНПК используются
для обеспечения надежного охлаждения активной зоны?

23.	Что называется статической характеристикой реактора и какие виды харак-
теристик могут использоваться в различных типах реакторов?

24.	Как изменяется мощность, потребляемая электродвигателем ЦНПК из
сети, при переходе с обмоток большой скорости на обмотки малой скорости?

25.	Какие типы систем компенсации и поддержания давления в первом конту-
ре могут использоваться в судовых ЯППУ, в чем состоят их сравнительные преиму-
щества и недостатки?

26.	Как влияет объем газовых баллонов и диаметр соединительного трубопро-
вода между КД и реактором на динамические характеристики системы.компенса-
ции? Какие меры принимаются для снижения расхода теплоносителя при разрыве
соединительного трубопровода?

27.	Назначение и принцип построения системы охлаждения оборудования
ЯППУ.

28.	Назначение и типы систем очистки теплоносителя первого контура, кото-
рые могут использоваться в судовых ЯППУ.

29.	Почему в системах очистки первого контура используются ионообменные
фильтры? В чем состоит принцип действия ионообменных материалов, какие типы
ионитов и в какой форме могут использоваться в ионообменных фильтрах?

30.	Основные свойства и особенности ионообменных смол, ресурс фильтра.

31.	Что должна обеспечивать радиационная и ядерная безопасность? Какие три
критерия должны быть выполнены для обеспечения безопасности судовой ЯЭУ?

32.	С помощью каких технических средств обеспечивается снижение мощности
ионизирующих излучений до безопасных пределов и предотвращается распростра-
нение радиоактивных веществ в окружающую среду?

33.	Какими специальными системами безопасности должна быть оснащена су-
довая ЯППУ, какому принципу (критерию) должна отвечать каждая из систем
безопасности?

Глава 2

СХЕМЫ И ОСОБЕННОСТИ ПАРОТУРБИННЫХ,
ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ГРЕБНЫХ УСТАНОВОК СУДОВ С ЯЭУ

§ 2.1. Паротурбинные установки судовых ЯЭУ

Паротурбинные установки (ПТУ) судовых ЯЭУ по принципу работы,
составу основных механизмов и систем принципиально не отлича-
ются от обычных ПТУ на органическом топливе. Однако они обладают
некоторыми специфическими особенностями, которые определяются
типом ЯППУ, а также начальными параметрами пара и необходимостью
обеспечения безопасной работы ЯППУ как в нормальных, так и в аварий-
ных условиях. Тип тепловой схемы ПТУ, начальные и конечные парамет-
ры основного цикла преимущественно определяют эффективный терми-
ческий КПД ЯЭУ.

Эффективный термический КПД ЯЭУ. Под эффективным термиче-
ским КПД ЯЭУ понимают отношение мощности на винтах судна к сум-
марной тепловой мощности реакторов, т. е. т?Ге = Л/е>/Ор. В общем виде
КПД ЯЭУ может быть представлен следующим образом:

^Л^ое^ЯППУ^п П|у

к	7?ЯППУ7?п'

(1 е)(1+Х^)

Аг=1

где Цд - КПД идеального цикла Ренкина; ??Ое - относительный зффек
тивный КПД главной турбины; ??ЯГ1ПУ — КПД ЯППУ; — КПД переда-
чи мощности от главной турбины к винтам; е экономия от регенера-

ции; — относительный расход теплоты на /с-й дополнительный потре-
битель; —эффективный термический КПД паротурбинной уста-

новки.

Идеальный цикл Ренкина (рис. 2.1) применим к паротурбинной уста-
новке, в которой подвод теплоты к рабочему телу осуществляется толь
ко в парогенераторе (изобарический процесс, линия 2—3-4-5} и отсут-
ствует в любой другой промежуточной точке цикла, отвод тепла осуще-
ствляется только в конденсаторе (изотермический процесс, линия 1—6),
а масса рабочего тела сохраняется постоянной во всех процессах (отсут-
ствуют отборы пара).

Рис. 2.1. Цикл Ренкина в диаграмме Т—«.

Рис. 2.2. КГ1Д цикла Ренкина.
Для массы рабочего тела в 1 кг количество полезной работы (энер-
гии) , получаемой при адиабатическом расширении пара (адиабатический
процесс, линия 5—6), будет равно разности энтальпий в точках 5 и 6,
т. е. адиабатическому теплоперепаду На = /5 — /6.

Количество затрачиваемой работы (энергии) на получение 1 кг пара
складывается из работы насоса (адиабатический процесс, линия 1—2),
расходуемой на сжатие, и энергии, расходуемой на подогрев (изобарный
процесс, линия 2—3), испарение (изобарный процесс, линия 3—4) и пере-
грев лара (изобарный процесс, линия 4—5), т. е. О - (/5 — /2) + (/2 — /’1) 

Обычно работа насоса (/2 —Л)	0$ ~1гУ> и можно считать /2 =

= /х = /*, где /^ — энтальпия конденсата (в процессе конденсации пара,
линия 6—1), определяемая давлением в конденсаторе Рх. Потеря тепло-
ты в идеальном цикле равна площади 1 —1—6—6 .

В идеальных циклах не учитывают гидравлическое сопротивление
трубопроводов, арматуры и т. п., поэтому /5 равна энтальпии пара перед
соплами турбины /0. Тогда КПД цикла Ренкина = На/ (/0 — 1Х) и будет
определяться только давлением РОл температура пара г0 перед соплами
турбины и давлением в конденсаторе Рх.

Зависимость Т]р=/{Ра, Рх) приведена на рис. 2.2. Повышение
давления Ро оказывает более существенное влияние на рост КПД, чем
повышение температуры пара (в допустимых пределах). Особенно зна-
чительное влияние на КПД оказывает давление в конденсаторе Рх.

Следовательно, для увеличения КПД ЯЭУ необходимо повышать на-
чальные параметры пара и снижать давление в конденсаторе.

Относительный эффективный КПД главной
турбины Т]Ое характеризует степень совершенства турбины и равен
отношению мощности на фланце турбины Л/е т к теоретической (распола-
гаемой) мощности, которая в цикле Ренкина равна На60т, где 60т —
расход пара на турбину.

В проточной части реальной турбины из-за наличия необратимых
потерь процесс расширения пара является политропным, что приводит
к дополнительной потере теплоты (см. рис. 2.1, линия 5—7, площадь
6'_6_7-/),а полезная работа 1 кг пара будет равна внутреннему тепло-
перепаду в турбине Н/ - (/5 — /7) < Нв.

Кроме того, в реальной турбине будут иметь место потери на трение
и вентиляцию, а также потери от утечек в концевых уплотнениях, кото-
рые учитываются механическим КПД турбины .т и коэффициентом
Чк.у. Следовательно,

Чое ~ / Чм.т Чк.у/а — Чо/ Чм.тЧк.у,

где Чо< = Н)/На — относительный внутренний КПД турбины. Величина
г}це зависи; о г числа корпусов в турбоагрегате, возрастает с ростом
мощное^ и начальном температуры пара и снижается с увеличением
начального давлении. В зависимости от этих факторов в совре-
менных судовых турбинах при Л/ет- (20 -“100) • 103 кВт
ъ, 0,75 г 0,85.

К П Д ЯППУ ??яппу характеризует потери теплоты в ЯППУ.
Эти потери возникают вследствие нагрева биологической защиты за счет
энергии поглощаемых нейтронов и 7-квантов утечек теплоты от нагретых
поверхностей в окружающее пространство, отвода *еплоты в системе
очистки теплоносителя, при охлаждении ЦНПК, стоек СУЗ и т. д.

Вся теряемая теплота отводится от оборудования и из помещений
ЯППУ третьим контуром и системой вентиляции ЯППУ, поэтому •=
“ $ПГ +	+ ^венг, где $ПГ количество теплоты, передаваемой теп-

лоносителем в ПГ рабочему телу второго контура, Ор г = В (' П Г — 41 .в И
Ош = О, -теплота, отводимая третьим контуром; Овент — теплота,
/

отводимая системой вегиляции Тогда КПД ЯППУ может быть определен
как отношение п П У С?п г/Цэ •

Величина ??ЯППУ зависит от способа компоновки ЯППУ (блочная,
моноблочная), так как это определяет площадь поверхности, с которой
идут утечки тепло*ы, наличия и качества тепловой изоляции на горячих
поверхностях; типа системы очистки {регенеративная или пере генера-
тивная); типа ЦНПК и т. п. В современных ЯППУ обычно ЧяпПУл
0,98 т 0,995. При этом большее значение достижимо, очевидно, в мощ-
ных моноблочных установках с регенеративной системой очистки и при
использовании ЦНПК с контролируемой утечкой теплоносителя.

Следует отметить, что такое определение ППу не учитывает затрат
энергии на систему СУЗ, привод всех насосов и вентиляторов, обслужи-
вающих ЯППУ. Можно встретить значения Ояппу» которые учитывают
затраты энергии на собственные нужды ЯППУ, поэтому они, естественно,
меньше приведенных выше значений.

В судовых ЯЭУ затраты энергии на собственные нужды ЯППУ,
так же как и в ПТУ, ЭЭУ, ГЭУ и т. п., учитываются через затраты энергии
на вспомогательную электроэнергетическую установку (вспомогатель-
ные турбо- или дизель-генераторы), которая рассматривается как один
из дополнительных потребителей.

КПД передачи мощности от турбины к винтам
??п учитывает потери в собственно передаче и валопроводе и зависит от
типа передачи. В ПТУ с механической редукторной передачей (ГТЗА)
т/п ~ где г/р — КПД редуктора, который в зависимости от типа
редуктора и мощности равен обычно 0,975—0,99; т?в = 0,99 =0,995 —
КПД валопровода. В ЯЭУ с ГЭУ г/п = г?гэугФ, где ^ГЭУ - КПД электро-
гребной установки; для установок на переменно-постоянном токе
т?ГЭУ 0,9 ^0,93, а на перемен но-перемен ном токе ??гЭУ 0,95-^0,96.
Обычно КПД ГЭУ 7?ГЭУ определяется как отношение мощности на флан-
цах гребных двигателей к мощности на фланцах турбин, т. е. не учитывает
затраты мощности на собственные нужды ГЭУ (возбуждение генераторов
и двигателей, охлаждение и вентиляция). В цикле Ренкина (см. рис. 2.1)
вся теплота отработавшего пара передается в окружающую среду в
обратимом процессе конденсации (линия 1—6) и для 1 кг рабочего тела
равна площади 1*—1—6— (>, а с учетом политропности процесса расшире-
ния — площади 1*—1—7—7. Уменьшение потерь теплоты в окружающую
среду, а значит, и повышение КПД возможно за счет регенеративного
подогрева рабочего тела.

Регенеративный подогрев питательной воды может осуществляться
за счет одного или нескольких регенеративных отборов пара из главной
или вспомогательных турбин, а также использования отработавшего пара
дополнительных турбо пр и водных механизмов (турбопитательные, тур-
боциркуляционные насосы, турбокомпрессоры пневмообмывочных уст-
ройств и т. п.).

Уменьшение количества теплоты, отдаваемой установкой в окружа-
ющую среду в конденсаторах, называется экономией от регенерации е.
Экономия от регенерации тем выше, чем больше число регенеративных
отборов и соответственно ступеней регенеративного подогрева. В судо-
вых ЯЭУ с ВВРД при трех-четырех ступенях регенеративного подогрева
величина е может достигать 8—12%, что приводит к существенному
росту КПД ЯЭУ. Однако использование регенеративных отборов от глав-
ной турбины усложняет ПТУ, а для ледокольных установок в связи с пе-
ременными режимами работы часто нецелесообразно.

К дополнительным потребителям относятся все системы и механиз-
мы, обеспечивающие работу ЯППУ, ПТУ, ГЭУ, а также общесудовые
системы, обеспечивающие обитаемость судна, его безопасность, выпол-
нение необходимых технологических операций (погрузку-разгрузку,
кренование, пневмообмыв и т. п.).

Повышение КПД ЯЭУ за счет снижения расходов энергии на допол-
нительные потребители прежде всего определяется правильным выбором
их производительности, мощности, типа системы или механизма, способа
его обеспечения первичной энергией (включением в схему ЯЭУ). Боль-
шое значение при эксплуатации ЯЭУ имеет снижение расхода энергии на до-
полнительные потребители за счет их наиболее целесообразного использо-
вания, экономии во всех системах тепловой и электрической энергии.

Тепловые схемы ПТУ, используемые в судовых ЯЭУ. Тепловая схе-
ма ПТУ определяется основным циклом, в котором работает главная
турбина, и способами включения в основной цикл дополнительных по-
требителей.
В судовых ЯЭУ возможны следующие основные циклы:

—	нерегенеративный, в котором отсутствуют отборы пара от главной
турбины;

—	регенеративный, в котором осуществляются отборы пара от глав-
ной турбины для подогрева питательной воды;

—	регенеративный с промежуточной сепарацией пара, используемой
для удаления влаги и поддержания влажности пара в последних ступенях
»урбины на допустимом уровне;

—	регенеративный с промежуточной сепарацией и промежуточным
паровым перегревом пара между корпусами турбины; у этого основного
цикла самое высокое значение КПД, поэтому он широко применяется
на атомных электростанциях; однако это наиболее сложный цикл, что
препятствует его использованию в судовых ЯЭУ.

На рис. 2.3 представлена простейшая тепловая схема ПТУ с нерегене-
ративным основным циклом. Эта схема используется на атомных ледо-
колах типов „Арктика", „Россия" и „Таймыр".

В установке используются два главных турбогенератора ГТ Г, энер-
гия которых передается только на ходовые электродвигатели системы
1 ЭУ. Турбины ГТ Г однокорпусные, двух проточные, с прямой передачей
мощности главным генераторам ГГ.

Основными дополнительными потребителями являются, турбо-
питательные насосы ТПН; турбоциркуляционные насосы ТЦН,

Рис. 2.3 Тепловая схема паротурбинном ус гаюв к и бе 5 регенеративных отборов
пара

КТ — клапан травления; МУ' — маневровое ус тооисгво. ПК питательным клз
пан; ДК — дроссельный клапан; БК - байпасным клапан, ТБ -теплый ящик
обеспечивающие подачу забортной воды на охлаждение главных конден-
саторов ГК; конденсатные насосы КН; турбокомпрессоры пневмообмы-
вочных устройств ПОУ (2 шт. на атомном ледоколе типа „Россия");
вспомогательные турбогенераторы ЭЭУ ВТГ; испарительная установка
ИКВ, обеспечивающая нужды судна в пресной воде; парогенераторы
низкого давления ПГНД, вырабатывающие пар в системы бытового
потребления; пароструйные эжекторы, используемые для отсоса паро-
воздушных смесей из конденсаторов К и концевых уплотнений турбин
(показаны только охладители основных эжекторов ОЭ). Все дополни-
тельные потребители питаются свежим паром, что является наиболее
простым схемным решением.

Использование нерегенеративного основного цикла не означает от-
сутствие регенеративного подогрева питательной воды в ПТУ в целом.
В данном случае подогрев питательной воды осуществляется в деаэрато-
ре Д отработавшим паром ТП Н, ТЦН, ПОУ. Основное назначение деаэра-
тора — удаление из питательной воды растворенных в ней газов (в пер-
вую очередь кислорода) путем термической деаэрации, т. е. нагрева воды
до температуры кипения при давлении в ‘деаэраторе. Если в качестве
греющего пара использовать свежий пар, то экономии от регенерации не
будет. Экономия от регенерации за счет подогрева питательной воды в
деаэраторе возникает только тогда, когда для подогрева используется
пар, совершивший до этого некоторую полезную работу. При этом чем
больше полезная работа, совершенная паром до его направления в
деаэратор, тем больше экономия от регенерации.

В зависимости от мощности установки, числа работающих ТПН и
ПОУ могут быть как излишки, так и недостача отработавшего пара по
сравнению с количеством пара, необходимого для подогрева воды в де-
аэраторе. В этих случаях регулятором давления отработавшего пара
РДОП осуществляется либо добавка свежего пара, либо сброс излишков
пара в ГК.

В рассматриваемой схеме ПТУ все другие дополнительные потреби-
тели, обслуживающие ЯЭУ и судно в целом (кроме перечисленных
выше), имеют либо электроприводы, расход энергии на которые входит
в нагрузку ВТГ, либо питаются паром ПГНД.

Тепловая схема с тремя регенеративными отборами пара и промежу-
точной сепарацией в главной турбине приведена на рис. 2.4. Эта схема
используется на лихтеровозах-контейнеровозах типа „Севморпуть” и
может считаться типичной для транспортных судов с ЯЭУ.

Ранее отмечалось, что экономия от регенерации тем выше, чем боль-
ше число ступеней регенеративного подогрева. Однако увеличение числа
ступеней усложняет установку и ее эксплуатацию, увеличивает стои-
мость, массу и габариты ПТУ. При этом увеличение экономии от
Рис. 2 4. Тепловая схема паротурбинной установки с тремя регенеративными от-
борами пара.

регенерации, получаемое при введении каждой дополнительной ступени,
тем меньше, чем больше число ступеней. С ростом числа ступеней воз-
растает температура питательной воды, что приводит к уменьшению
экономайзерного участка в ПГ и, следовательно, при = сопзТ. и
1? -- сопзТ (см. рис. 1.20) уменьшается температурный напор Дтэ, а при
его сохранении — снижается давление генерируемого пара (снижение г').

Для каждого начального давления пара существует оптимальное
число ступеней регенеративного подогрева. Для слабо перегретого пара
(?п 1~	300 ° С) при давлении Г’пр = 3-Г4,5 МПа для судовых ЯЭУ,

как правило, оптимальным является использование трех ступеней подо-
грева, а при Г’пг “ 6-^8 МПа предпочтительнее использовать четыре сту-
пени.

Существенное влияние на КПД ПТУ оказывает способ включения
дополнительных потребителей в основной цикл. Общим правилом, вы-
полнение которого приводит к росту КПД ПТУ, является использование
для паровых потребителей (ПГНД, ИКВ и т. п.) пара, совершившего ра-
нее как можно больше полезной работы, а также отвод конденсата грею-
щего пара этих потребителей в наиболее высокую (ближе к ПГ) точку
основного цикла. Поэтому в схемах с регенеративным основным циклом
целесообразно на основных режимах работы ЯЭУ использовать для пита-
ния дополнительных потребителей пар из отборов ГТЗА.

В ПТУ лихтеровоза-контейнеровоза „Севморпуть" давление пара
за ПГ Дпг ~ $ МПа при ?п Г ” 290 ° С. В ПТУ используется один двухкор-
пусный (ТВД и ТНД) главный турбоагрегат, который через зубчатый
редуктор приводит винт регулируемого шага. Между ТВД и ТНД
установлен выносной промежуточный сепаратор влаги С. в котором пар
осушается до степени сухости х = 0,995. ГТЗА имеет три отбора пара
(из ТВД, ресивера и ТНД), которые используются в системе регенератив-
ного подогрева питательной воды.

В первой ППВ1 и третьей ППВШ ступенях подогрева (нумерация сту-
пеней подогрева осуществляется по ходу питательной воды) использу-
ются поверхностные подогреватели. Вторая ступень подогрева ППВП
включает в себя деаэратор и поверхностный подогреватель.

Конденсат греющего пара из ППВШ и ППВП отводится непосредст-
венно в деаэратор. В ППВ1 давление греющего пара ниже, чем в деаэра
торе, пбэтому его конденсат отводится в деаэратор с помощью дренаж-
ного насоса ДН через цистерну горячих конденсатов ЦГК. В ЦГК посту-
пает также горячий конденсат из вторых ступеней всех эжекторов.
В установке имеются три ТПН, отработавший пар которых используется
для питания ИКВ; излишки пара поступают в деаэратор.

При уменьшении мощности ГТЗА давление в точках отбора снижает-
ся примерно пропорционально мощности. Для обеспечения стабильной
работы деаэратора и ППВШ на пониженной мощности (для поддержания
Гг.в ~ 160^-170°С), а также поддержания постоянного Давления отра-
ботавшего пара ТПН {Р « 0,28 МПа), используются регуляторы Р2,
/?3, через которые при необходимости добавляется свежий пар во вто-
рую и третью ступени подогрева.

Повысить КПД ПТУ можно, если для привода дополнительных по-
требителей механической энергии (питательные, масляные насосы, вспо-
могательные генераторы и т. п.) использовать главную турбину, у кото-
рой, как правило, самый высокий КПД из всех судовых турбоприводов.
Обычно наиболее мощные дополнительные потребители в ПТУ ЯЭУ —
вспомогательные турбогенераторы, поэтому использование вспомога-
тельных генераторов, навешенных на главную турбину, является особен-
но целесообразным. При этом чем выше начальные параметры пара, тем
выгоднее использовать навешенные генераторы, так как в ВТГ по усло-
виям допустимой влажности пара на последних ступенях нельзя повы-
шать давление перед соплами выше 2—2,5 МПа.

Одна из особенностей ЯЭУ (см. § 2.2) — наличие двух независимых
электростанций. Поэтому применять навешенные генераторы возможно
в установках, имеющих не менее двух главных турбин, что характерно
для ледоколов.

При использовании в ЯЭУ ГЭУ становится возможным питание всех
или некоторой части потребителей электроэнергией от главных генерато-
ров ГЭУ. В ЯЭУ ледоколов типа „Таймыр" принята именно такая схема:
все потребители, кроме потребителей ЯППУ, питаются электроэнергией
от главных генераторов (см. рис. 2.7). Потребители ЯППУ питаются
электроэнергией от двух вспомогательных турбогенераторов.
Взаимосвязь параметров в контурах ЯЭУ. Начальные параметры ра-
бочего тела в ПТУ или ГТУ зависят от типа реакторной установки и
в первую очередь от параметров и теплофизических свойств теплоносите-
ля. Взаимосвязь параметров в первом и втором контурах ЯЭУ с ПТУ уста-
навливается, как указывалось в § 1.4, диаграммой О— I (см. рис. 1.20).

В современных судовых ПТУ на органическом топливе температура
пара не превышает 515—525 °С при давлении 7—10 МПа, что определяет-
ся жаростойкостью материалов. Получение таких параметров в ЯЭУ с
НТГР не вызывает принципиальных затруднений. Так как температура
теплоносителя на выходе из реактора Г2 может достигать 600—700° С
и более. В этом случае имеются достаточно большие температурные на-
поры Агэ, и ДГр г в ПГ (см. рис. 1.20), что обеспечивает сравнитель-
но небольшие размеры ПГ.

Важно отметить, что а НТГР (ВТГР) температура теплоносителя не
связана жестко с давлением в реакторе: можно получить высокую темпе-
ратуру при любом давлении. Для улучшения процессов теплообмена,
снижения размеров реактора и ПГ, уменьшения мощности газодувок
целесообразно давление газа повышать. Поэтому в ЯППУс НТГР давле-
ние в первом контуре обычно составляет 7—10 МПа, ограничивается оно
длительной жаропрочностью и стойкостью материалов активной зоны
и корпусов ректора и ПГ.

В ЯППУ с ВВРД допустимая температура теплоносителя г2 однознач-
но связана с его давлением. Вода обладает высокой упругостью паров,
поэтому даже при сравнительно низкой температуре Г2 =300 -г 320° С
давление насыщения составляет 9,5-12,4 МПа. Поэтому для ЯППУ с
ВВРД характерны высокое давление в первом контуре, низкая темпера-
тура Г2 и. следовательно, низкая температура пара во втором контуре.

Исходя из технологических возможностей изготовления оборудова-
ния ЯППУ, необходимости обеспечения его абсолютной герметичности
и высокой надежности давление в первом контуре нежелательно наз-
начать выше 20 МПа, обычно оно равно 10—16 МПа, чему соответ-
ствует температура насыщения = 310-^340 °С. Однако температура
воды на выходе из реактора должна быть, как правило, ниже темпера-
туры насыщения (соответствующей давлению в контуре) на некото-
рую величину ЛГ$, называемую подогревом или запасом до кипения
(см. рис. 1.20).

Недогрев воды необходим не столько для исключения кипения в ак-
тивной зоне, сколько для предотвращения кризиса теплообмена [15]
в наиболее нагруженных ТК при переходных режимах и возможных в
эксплуатации отклонениях мощности реактора, расхода теплоносителя
и давления в контуре от расчетных значений. На кризис теплообмена,
который может вызвать расплавление твэлов, влияют давление, недогрев
ДГ5 и плотность теплового потока. Поэтому допустимый недогрев ДГ5
в первую очередь зависит от напряженности активной зоны. При боль-
шой плотности теплового потока (порядка 1,2 МВт/м2) в современных
реакторах ДГ5 = 15 4-25 °С, в то время как в первых проектах ВВРД
ДГ5 =40 4-50°С.

Следовательно, при давлении 10—16 МПа и ДГ$ = 15 4-25 ° С темпера-
тура воды на выходе из реактора может составить =3104-320° С.
Для активных зон, в которых максимальная плотность теплового потока
не превышает 0,3—0,4 МВт/м2, значение Дг$ может уменьшаться до
0-5° С.

Уменьшение недогрева Д?5 можно использовать для повышения
*пг и, следовательно, КПД установки, сохраняя при этом неизменным
давлением в первом контуре, или для снижения давления в первом кон-
туре при сохранении постоянной ?пг (см. рис. 1.20). Температурные
напоры в ПГ при этом обычно составляют Д?пг = 5 4-20 °С и Д?э =
= 15 4-30 ° С. Следовательно, при 12 ~ 300 4-320 °С и Дг = ?2 — *1	15 4-

4-45 °С в ЯППУ с ВВРД можно получить слабо перегретый (до 275 4-
4-310° С) или насыщенный пар при давлении примерно 3 МПа и более.

Возможные параметры основного цикла ПТУ. Важнейшим парамет-
ром основного цикла является давление в конденсаторе главной турби-
ны Рх, которое оказывает самое существенное влияние на КПД цикла.
Наименьшее достижимое значение Рх принципиально ограничивается
температурой забортной воды г3.в, которая в различных районах плава-
ния изменяется примерно от —1 до +32 °С. На практике, кроме того,
Рк ограничивается допустимыми размерами последних ступеней ТНД,
главных конденсаторов, расходом забортной воды, которые резко
возрастают с понижением Рк.

Для транспортных судов с неограниченным районом плавания рас-
четная температура забортной воды обычно принимается равной 23°С
и оптимальное давление составляет 5—6 кПа, возрастая с ростом мощно-
сти ЯЭУ. Для ледоколов и судов ледового плавания возможно снижение
Рх до 3,5—4 кПа, так как г3>в <10 °С. Однако ограничения по пропуск-
ной способности последних ступеней турбины, размерам и массе ГК ча-
сто вынуждают повышать Рх до 7—10 кПа.

Выбор допустимого начального давления пара (за ПГ) Рпг опреде-
ляется начальной температурой и типом главной турбины. В ЯЭУ с НТГР
при постоянной начальной температуре гпг существует оптимальное
значение ₽пг, так как растет, а уменьшается с увеличением дав-
ления. Кроме того, с ростом гпг и Р^ г повышается стоимость установ-
ки. При гпг =520 4-530 °С оптимальные значения Рпг = 7 4-10 МПа,
увеличиваясь с ростом мощности ЯЭУ.

В ЯЭУ с ВВРД, где гпг < 300 4-310 °С начальное давление Япг
ограничивается допустимой влажностью пара (1 — ха) на последних
ступенях турбины, которая, как правило, не должна превышать 12—13 %.
При использовании однокорпусной турбины без специальных внутрикор-
пусных сепарационных устройств влажность на более 12—13 % обеспечи-
вается при давлении пара перед соплами 2,5 МПа, которое может
быть получено при Др г = 3 <-3,5 МПа. Использование в однокорпусной
турбине внутрикорпусных сепарационных устройств позволяет повысить
Ри до 3—3,5 МПа. что требует Др । = 3,5 <-4,5 МПа.

В двухкорпусных агрегатах при Дх = 5-т10 кПа и использования
выносного сепаратора, в котором пар осушается до степени сухости
0,995, допустимая влажность пара на последних ступенях ТВД и ТНД
может быть обеспечена при Р<, = 5<-6 МПа, следовательно, давление за
ПГ может быть повышено до Др р = 5,5 <-7 МПа.

Начальное давление пара влияет на КПД ЯЭУ с ВВРД. На рис. 2.5
представленье результаты расчетов эффективного термического КПД
ПТУ для установки мощностью 110 МВт на фланцах турбин в зависимо-
сти от давления пара за ПГ и нагрузки ЭЭУ. Установка включает в себя
две главные турбины и четыре ВТГ.

ПТУ

Рис. 2.5. Зависимость эффективного термического КПД ПТУ т]Ге (а),
тепловой мощности реакторов Ор и расхода пара О (б) от давления
пара РрГ и нагрузки ЭЭУ Ихг для ЯЭУ мощностью 110 МВт на фланцах
турбин
Т аблица 2.1 Состав и основные характеристики оборудования паротурбинных
установок отечественных судов с ЯЭУ

Состав и характери- стики оборудования	„Арктика"	„Сев морпуть"	„Таймыр"
Главные турбины: количество	2	1	2
мощность, кВт	27 600	29 440	18 400
ВТ Г:  количество	5	3	2
мощность, кВт	2000	2000	2000
тпн-  количество	4	3	3
подача, м3/ч	220	220	220
напор, МПа	75	75	75
ГЦН: тип	ТЦН	эцн	ТЦН
количество	3	2	3
подача, м3 /ч	6800	5000	4600
напор, кПа	125	60	110
ИКВ.  количество	2	2	3
производитель- ность, т/сут	120	60	60
ПГНД:  количество	2	2	2
производитель- ность, т/ч	5,5	10	5,5
РДГ: количество	1	2	3
мощность, кВт	1000	600	2360
АДГ: количество	2	3	2
мощность, кВт	200	200	200
ВКУ;  количество	2	1	2
производитель- ность, т/ч	12	50	6,3
давление пара, МПа	28	25	0,7
температура пара, ° С	231	357	164
Реакторы: количество	2	1	1
номинальная теп- ловая мощность. МВт	171	135	155
Расчет выполнен для двух тепловых схем Первая — простейшая схе
ма без регенеративных отборов (см. рис 2.3), в которой при
= 3 МПа используется однокорпусная турбина без промежуточной сепара-
ции, а при р > 3 МПа — турбина с промежуточной сепарацией; отсепа-
рированная влага отводится в деаэратор (сплошные линии на рис. 2.5) .
Вторая — самая сложная схема двухкорпусный ГТЗА с выносным сепа-
ратором, три регенеративных отбора и промежуточный перегрев пара
после сепаратора с помощью свежего пара в специальном промежуточ-
ном перегревателе (пунктирные линии на рис. 2.5).

Таким образом, представленные на рис. 2.5 значения КПД ПТУ мож-
но рассматривать как низшие и внешня возможные значения для ПТУ
в установках с ВВРД. Как видно, для первой схемы т?^ГУ -21 -^26%,
а для второй - 26 4-30 %. Отметим также существенное влияние на
КПД нагрузки ЭЭУ.

В схеме без регенерации расход пара на ПТУ уменьшается с ростом
давления и имеет минимум при г = 5->5Г5 МПа. В регенеративной
схеме с промежуточным перегревом расход пара на ПТУ возрастает
с ростом начального давления. Это связано с увеличением расходов пара
в системе регенеративного подогрева и промежуточного перегрева пара.

В табл. 2.1, 2.2, 2.3 приведены данные по параметрам пара, составу
ПТУ, расходам пара и КПД ЯЭУ для отечественных атомных судов.
Для атомного ледокола „Сибирь" приведены данные, полученные в ре-
зультате теплотехнических испытаний ПТУ. для лихтеровоза-контейнеро-
воза „Севморпуть" и атомного ледокола „Таймыр" — проектные рас-
четные значения.

Таблица 2.2. Параметры пара ПТУ отечественных судов с ЯЭУ

Параметр	„Арктика"	„Севморпут ь”	„Таймыр”
Давление пара за И Г. МПа	3,3	4	3,3
Температура пара за ПГ, с С	305	290	300
Давление пара перед соплами турбин, МП а	2,4-2,6	3,35	2,4 2.6
Температура пара перед соплами турбин, ° С	295	281	290
Вакуум в главных кон- денсаторах, кПа	?	7,6	4
Давление в деаэраторе, МПа	0,12	0,13	0,12
Температура питатель- ной воды перед ТПН, ° С	104	170  ..... ... . .. ..	104  . .... 		
106

Таблица 2.3. Теплотехнические характеристики ПТУ отечественных судов с ЯЭУ

Показатель	„Сиб'ирь"				„Севморпуть"	„Таймыр”
Относительная мощность, %	100	70	55	25	100	100
Число работающих ГТГ (ГТЗА)	2	2	2	2	1	2
’асход пара на ГТГ (ГТЗА), кг/г	297 600	228850	193450	98 000	168000	180000
Число работающих ВТ Г	3	3	3	4	2	2
Мощность электростанции, кВт	3 400	3520	3 500	3 430	2 860	~2600
Расход пера на все ВТ Г, кг/ч	22 800	23 750	23750	23600	20730	17 280
Число работающих ТПН	3	3	2	2	2	2
Расход пара на ТПН, кг/ч	17 400	16 230	10 200	7 200	15 000	15840
Число работающих ТЦН	2	2	2	2	1	2
Расход пара на ТЦН, кг/ч	5600	4 700	4 400	5000	-	7 920
Расход пара на прочие потребители, кг/ч	12 550	6 520	12 550	6 000	4270	19 080
Расход пара на установку, кг/ч	355950	280050	244 350	139800	208800	240000
Тепловая мощность реакторов, МВт	268	205	173	110	135	150
Эффективный термический КПД ПТУ, %	21,24	19,9	18,85	14,9	23	24,4

Примечание. В установке лихтеровоза-контейнеровоза „Севморпуть" используются электроприводные циркуляционные
насосы
Основы расчета тепловых схем ПТУ. Цель расчета — определение
паре про из води те лености ПГ, расхода тепла в ПГи эффективного терми-
ческого КПД ГПУ. Расчет производится для заданных мощности уста-
новки и параметров пара и конденсата во всех точках тепловой схемы.

Расчет любой тепловой схемы основан на совместном решении урав-
нений материального и теплового обмена для всех теплообменников и
механизмов, используемых в установке.

Методика расчета сложных регенеративных тепловых схем достаточ-
но громоздка и здесь не может быть представлена. Поэтому ограничимся
рассмотрением основных зависимостей, используемых при расчетах теп-
ловых схем на примере схем ПТУ. показанных на рис. 2.3 и 2.4.

Расход лара на главную турбину, в которой осуществляется проме-
жуточная сепарация, но отсутствуют другие отборы пара (безотборный
режим! работы), кг/с,

где т — эффективная мощность на фланце главной турбины, кВт;
/7, — внутренний тепло перепад, кДж/кг. Величина определяет увели-
чение расхода свежего пара, обусловленное сепарацией, Ас„ = со(1 -
—	 где - относительное количество влаги, отделяемой в сепа-

раторе, со - (хм — хс) /хи; хс, хи — степень сухости пара до и после сепара-
тора; Л//с — внутренний теплоперепад до сепаратора В турбине, не имею-
щей сепаратора, Ао? - О

В режиме работы с п регенеративными отборами (при ??0, -сопб!)
расход свежего пара на главную турбину

+1 Д7У)Т (1	(2.1)

где — количество пара, отбираемого из / и точки отбора:	—

коэффициент качества /-го отбора, -Н^/Н; (1 — До,); А(л,--0 для
точек отбора, находящихся до сепаратора.

Величины А/?от определяются в результате решения уравнений мате-
риального и теплового баланса для каждой ступени подогрева. Напри-
мер, для поверхностной третьей ступени подогрева (см. рис. 2.4) уравне-
ние теплового баланса записывается в виде

Я(/П.еш -/П.В||) - Л^'Ч'от1 - 'к").	(2.2)

где / п .в 111, 7 г>. в 11 " энтал ьп и я питател ы । ой воды за и до П П В ♦ 11; / оу,
/'к 1 — энтальпия греющего пара, поступающего из третьей точки отбора, и
конденсата греющего пара на выходе из ППВИ1; О - расход питательной
воды (пара) на установку; ДОот — расход греющего пара из третьей
точки отбора.

Для второй ступени подогрева (см. рис. 2.4) поверхностно-смеси-
тельного типа (деаэратор и ППВП) следует использовать уравнения мате-
риального и теплового баланса деаэратора

о = ок + лос + доД1 + до" + до";	(2.з)

О'Д = Ок'к + ЛОс'с + ДОоТ 'к" + АО"'к + ДО!,1(2.4)
и теплового баланса ППВП

О(' п'.-'д) - ДО" (4,'т 'к11).	(2.5)

где Ок, 1 к ~ количество и энтальпия конденсата, поступающего в деаэра-
тор из первой ступени подогрева; АОС, /с — количество и энтальпия
воды, поступающей в деаэратор из сепаратора; Д0к, ‘ к — количество и
энтальпия греющего пара, поступающего в ППВП; ДОд1,1от— количество
и энтальпия пара, поступающего в деаэратор из второй точки отбора.
Аналогично записываются уравнения баланса для любой другой ступени
подогрева.

Из уравнений (2.1) — (2.5) следует, что расход пара на главную тур-
бину, работающую с регенеративными отборами, будет зависеть от рас-
хода пара на установку, так как △О'от = Г (О) .

Расход пара на все ВТ Г будет определяться электрической нагрузкой
ЭЭУ И/г, кВт.

Овтг = И/г/(А/а?7евтг) .	(2-6)

где Н3 — адиабатный теплоперепад в турбине ВТГ, кДж/кг; ??еВТ|—
эффективный КПД ВТГ, ??еВТГ = *2<У'ГЯмТГ’2к?уГ ’7?ТГ- В (2.6) предпо-
лагается, что все работающие ВТГ абсолютно идентичны, а нагрузка
между ними распределена поровну. Если в ЭЭУ имеются потребители,
нагрузка которых зависит от расхода пара на установку, то в (2.6)
вместо IV г должна использоваться зависимость И/г = Т (О .

Расход пара на турбопитательные насосы (ТПН) зависит от расхода
питательной воды на установку, кг/с,

ОтпН = О|/д △Ртпн/(^аТПН^еТПН^н) 

где Ид —удельный объем воды в деаэраторе, м3/кг; ДоуПН — напор
ТПН, МПа; А/аТПН - адиабатный теплоперепад в турбине ТПН; ?;еТПН
эффективный КПД турбопривода ТПН; »?н- полный КПД насоса.

У многих потребителей которые питаются свежим паром, расход
пара не зависит от расхода лара на установку (ПГНД, ИКВ, ТЦН, эжек-
торы, ПОУ и т. п.). Если суммарный расход пара на все эти потребители
2 св, то, очевидно, расход пара на установку
/

О=ОТ(О) +Отпн(°> + —+ ^°/св-

7

Совместное решение уравнений материального и (еплового баланса,
составленных для всех элементов установки, позволяет найти расход
пара на установку О и расход тепла в ПГ Ор Г = ^0пг"/пе1- Следова-
ПТУ
тельно, эффективный термический КПД ПТУ т^е - А/ет/Ср

Особенности ядерных ПТУ. У судовой ЯЭУ маневренность должна
быть не хуже, чем у обычных установок. Однако из-за наличия больших
масс воды и металла ЯППУ обладает значительной тепловой инерцией,
не позволяющей быстро изменять количество генерируемого пара, в ре-
зультате чего в режимах изменения мощности и при остановке турбины
возникает разбаланс между количеством пара, потребляемым турбиной
и производимым ЯППУ. Поэтому ПТУ всегда имеют (см рис. 2.3)
клапан травления (КТ), через который избытки пара сбрасываются на
ГК через дроссельно-увлажнительное устройство (ДУУ). Одновременно
с открытием КТ открывается клапан подачи в ДУУ конденсата, что необ-
ходимо для уменьшения удельного объема пара и, следовательно, про-
ходных сечений в дроссельных устройствах. Кроме того, наличие ДУУ
позволяет в маневренных режимах работы ЯЭУ сохранять постоянной
мощность реакторов, что создает более простые и легкие условия для
активных зон.

Обеспечение надежной работы ПГ требует весьма высокого качества
питательной воды (см. табл. 5.4). Поэтому в ПТУ ЯЭУ всегда использу-
ются ионообменные фильтры (ИФ), в которых от примесей очищается
все количество воды, поступающей в ПГ.

Для уменьшения вероятности засоления конденсата забортной водой
в конденсаторах используются приварные трубки и двойные трубные
доски; установка оснащается системой контроля за солесодержанием
в различных точках цикла.

ЯЭУ оснащается испарителями (ИКВ) повышенной по сравнению
с обычными ПТУ производительности, способными вырабатывать ди-
стиллят очень высокого качества (содержание СГ < 0,05 мг/кг). Для
удаления загрязнений и отложений из трубопроводов и оборудования
предусматривается специальная система их промывки (см. § 5.4).

Существующая возможность возникновения течи в трубах ПГ и
попадания радиоактивного теплоносителя из первого контура во второй
исключает возможность использования пара второго контура в системах
бытового потребления. Пар для этих систем вырабатывается в специаль-
ном парогенераторе низкого давления (ПГНД). По этой же причине
отвод паровоздушной смеси от эжекторов ПТУ осуществляется не в ма-
шинное отделение, а по специальной системе в вентиляционную мачту.

Повышенные требования предъявляются к системе подачи питатель-
ной воды в ПГ. В соответствии с принципом единичного отказав работе
всегда должно находиться несколько (не менее двух) питательных насо-
срв. При этом в случае выхода из строя одного насоса оставшиеся в рабо-
те должны быть способны обеспечить подачу питательной воды в коли-
честве, которое необходимо для нормальной работы ЯППУ на данной
мощности.

Для обеспечения расхолаживания ЯППУ в аварийных режимах,
ввода и вывода ее из действия предусматриваются электроприводные
разводочные (РПН) и аварийные (АПН) питательные насосы, насосы
проливки активной зоны (см. рис. 2.3). Специфика прямоточных ПГ и
технологии ввода и вывода ПТУ из действия требует применения специ-
альных, как правило, безвакуумных, стояночных конденсаторов (СК)
и дополнительных разводочных паропроводов. СК используются также
для приема пара в аварийных ситуациях, при промывке ПГ и т. д.

Судовая ЯЭУ должна быть способна к запуску от судовых источни-
ков энергии. Для этого, а также для обеспечения судна теплом и электро-
энергией при выведенной из действия ЯППУ, в состав ПТУ всегда вклю-
чаются вспомогательные котлы (В КУ) на органическом топливе
(см. рис. 2.4).

Атомное судно с одной ЯППУ всегда должно иметь резервный источ-
ник энергии для обеспечения движения судна при выходе ЯППУ из
строя. Этот источник должен иметь мощность, достаточную для безопас-
ной эксплуатации судна в порту и поддержания управляемости в мор-
ских условиях при силе ветра до 6 баллов по шкале Бофорта.

В качестве такого источника могут использоваться В КУ. В этом слу-
чае их производительность должна быть достаточна для работы главных
турбин на требуемом уровне мощности. В некоторых проектах в качест-
ве резервного источника используются дизель-генераторы. Например,
в ЯЭУ лихтеровоза-контейнеровоза „Севморпуть” аварийный ход обеспе-
чивается вспомогательным котлом производительностью 50 т/ч, что поз-
воляет судну иметь скорость В—9 уз. В ЯЭУ ледоколов типа „Таймыр"
для этих целей предусматривается использование двух дизель-ген ерато-
ров мощностью по 2360 кВт каждый.

Правила Регистра СССР [17] требуют, чтобы резервный источник
хода был в состоянии готовности, когда судно маневрирует в порту, про-
ходит узкости или районы интенсивного судоходства. Для этого
в установке лихтеровоза-контейнеровоза „Севморпуть" котел поддер-
живают в разогретом состоянии, подавая в специальный змеевик, распо-
ложенный в пароводяном барабане, пар из третьей точки отбора ГТЗА
(см. рис. 2.41. Резервные дизель-генераторы также всегда находятся
в прогретом состоянии, для чего система охлаждения дизеля и масляная
система оборудуются специальными подогревателями.

§ 2.2. Электроэнергетические и электрические гребные установки судов
с ЯЭУ

Электроэнергетические установки (ЭЭУ) предназначены для выра-
ботки электроэнергии и обеспечения ею всех потребителей ЯЭУ и судна
как в нормальных, так и аварийных условиях. Особенности ЭЭУ ЯЭУ
обусловлены, во-первых, необходимостью обеспечить бесперебойное
электропитание потребителей ЯППУ в любых аварийных ситуациях, что
является одним из главных условий безопасной эксплуатации ядерных
реакторов, и, во-вторых, заметно большей мощностью электростанции,
чем на обычных судах.

Кодекс ИМО [25] и Правила Регистра СССР [17] требуют, чтобы
ЭЭУ состояла из основной электроэнергетической системы (ЭЭС) и ава-
рийной ЭЭС, которые должны отвечать критерию единичного отказа.

Основная ЭЭС предназначена для обеспечения электроэнергией всех
потребителей и должна состоять не менее чем из двух электрически
не связанных главных распределительных щитов (ГРЩ), двух основных
генераторов и одного резервного генератора, т. е. в составе ЯЭУ должно
быть не менее двух независимых элетростанций.

Аварийная ЭЭС должна быть независимой от основной ЭЭС, пред-
назначена она для обеспечения электроэнергией потребителей, важных
для безопасности ЯППУ и судна в целом тогда, когда основные и резерв-
ные генераторы не работают. В составе аварийной ЭЭС должно быть не
менее двух аварийных генераторов и двух независимых друг от друга
систем распределения энергии, в которых каждый аварийный генератор
подключается только к своему распределительному щиту или своей сек-
ции щита.

Кроме основной и аварийной ЭЭС Правила [17] предусматривают
в составе ЭЭУ наличие двух переходных источников электроэнергии,
которые должны обеспечивать непрерывную подачу электроэнергии
в тех случаях, когда все другие источники не работают. В качестве таких
переходных источников электроэнергии могут использоваться аккуму-
ляторные батареи с преобразователями постоянно-переменного тока.

Отечественный опыт построения и эксплуатации ЭЭУ показывает, что
наличие переходного источника необязательно. Поэтому Правила [17]
допускают отказ от использовании переходных источников, если в про-
екте будет доказано, что в переходной период после обесточивания ГРЩ
и до приема нагрузки аварийными генераторами обеспечивается непре
рывность электропитания основных систем безопасности ЯППУ,

На рис. 2.6 приведена функциональная схема ЭЭУ ледоколов типа
„Арктика". На ледоколе имеется носовая электростанция, в состав кото-
рой входит ГРЩ1 с ВТП и ВТГ2, и кормовая электростанция с ГРЩ2 и
ВТГЗ, ВТГ4, ВТГ5 и РДГ. Генераторы и ГРЩ расположены в разных по-
мещениях. Мощность каждого ВТГ 2000 кВт, мощность РДГ — 1000 кВт

Аварийная ЭЭУ состоит из двух аварийных дизель-генераторсз
(АДГ) по 200 кВт и секционированного распределительного щита
(ЩАГ). АДГ размещаются в отдельном помещении в надстройке судна.

Электроснабжение потребителей ЯППУ осуществляется от двух спе-
циальных щитов ЯППУ1 и ЯППУ2. Каждый щит ЯППУ может получать
питание как от каждого ГРЩ, так и от ЩАГ. Щиты ЯППУ расположены
в разных помещениях. На судне имеются два щита берегового питания
(ЩПБ1 и 1ЦПБ2), которые используются для питания судна при нерабо-
тающих судовых источниках.

Правила безопасности требуют, чтобы при вводе ЯППУ в действие
и выводе из него имелось два независимых источника электропитания.
ЭЭУ ледоколов обеспечивает выполнение этого требования при следу-
ющих комбинациях источников электропитания: ЩПБ+РДГ, ВТГ,
работающего на паре от ВКУ, + РДГ, РДГ + АДГ, в особых случаях
(по специальному разрешению) возможен ввод установки в действие
с подачей питания только от ЩПБ1 и ЩПБ2

Расчетная нагрузка ЭЭУ при ходе во льдах на 100?о-й мощности со-
ставляет около 5300 кВт, фактическая — около 4000 кВт. Поэтому на ос-
новных режимах работы ЯЭУ в действии находятся либо три ВТГ (на
пример, ВТП, ВТГ2 и ВТГЗ), либо четыре ВТГ (ВТП, ВТ Г 2, ВТГЗ,
ВТГ4). ВТГ5 является резервным и может подключаться, так же, как
РДГ, либо на ГРЩ1, либо на ГРЩ2.

Механизмы и системы, обслуживающие ЯППУ, получают питание по
двум бортам от щитов ЯППУ1 (правый борг) и ЯППУ2 (левый борт).
Ранее в § 1,6 (см. рис. 1.30) была рассмотрена организация питания
ЦНПК от щитов ЯППУ и ЩАГ, 11ринципиальн о так же орг анизовано пи|а-
ние и других потребителей ЯППУ (см. рис. 2.6), включая системы цент
рализованного контроля (СЦК), управления и защиты реакторов (СУЗ),
автоматического регулирования и дистанционного управления всех лсд
систем ЯЭУ (САР ЯЭУ). При обесточивании одного из щитов ЯППУ все
потребители автоматически получают питание либо непосредст-
венно от другого щита, либо через автоматические переключатели сечи
(АПС).
113

ЩАГ

ГРЩ2

ГРЩ1

Щит ЯППУ2

\-800	-250 |

\-800 И600 -250}
1^7 \нВ7 \квТ кВт
—и_л—II—

\-900

1-285

-1600

\нвТ мВт | нВт

РЭ.

Ступень
разгрузки

“л

упупен^< разгрузки

-560
кВт

______1

НеотнУю
\чаемая
Ступень

(адг^ ГщПВ2

। ;

Щит ЯПЛУ1 П[ }

—ГП~ УТ)—1—Т
11да~Ц I !

[И

(Ж7!

-I <4/?с пЧ~^с ||

От щита ЯППУ2

ШК_

Ут

ПОН//
щЯц
~Т~

Рис. 2.6. Схема ЭЭУ атомных ледоколов типа „Арктика”.

1Г7тГН|ГЖ

\0т щита ЯППУ 1
Особые трудности в обеспечении бесперебойного электропитания
потребителей возникают при внезапной остановке реакторов по сигна-
лам аварийной защиты, так как для запуска и приема нагрузки АДГ
требуется не менее 8—15 с, а для РДГ около 35—40 с. Как отмечено
в § 1.6, такой перерыв в подаче электропитания нежелателен, так как в
реакторах со слаборазвитой естественной циркуляцией может привести
к серьезной аварии.

В отечественных судовых ЯЭУ обеспечение питания ответственных
потребителей до принятия нагрузки АДГ и РДГ осуществляется за счет
работы ВТГ на „паровом выбеге", т. е. на паре, получаемом после оста-
новки реакторов за счет тепла, аккумулированного в ЯППУ. Для увели-
чения продолжительности „парового выбега" принимаются специальные
меры. По сигналу АЗ, приводящему к остановке реакторов, сокращается
прежде всего расход пара, для чего закрываются быстрозапорные клапа-
ны главных турбин, парогенератора низкого давления, испарителя ко-
тельной воды, а также одного или двух (из трех или четырех) работаю-
щих ВТГ. Производится без выдержки времени разгрузка ЭЭУ за счет
отключения всех второстепенных потребителей первой, второй и третьей
ступеней разгрузки (см. рис. 2.6). Это позволяет оставшимся в действии
ВТГ работать на „паровом выбеге" 100—200 с, сохраняя качество (часто-
ту) тока В допустимых пределах. Данного времени достаточно для син-
хронизации и принятия нагрузки РДГ и АДГ даже с учетом их незапуска
с первой попытки.

ЭЭУ имеет свою систему управления и защиты, предусматривающую
выдачу сигнала на одновременный запуск двух АДГ и РДГ при прохо-
ждении сигнала АЗ на одном или двух реакторах по любому параметру,
исчезновении напряжения на ГРЩ, снижении частоты тока до 90 % /"ном
с выдержкой времени 1 с, снижении на одном из ГРЩ напряжения до
85 % 4/ком с выдержкой времени 5 с. Кроме того, система защиты выда-
ет сигнал на разгрузку станций при перегрузках и по сигналам АЗ из
ЯППУ.

Все потребители электроэнергии в ЯЭУ разбиты на четыре ступени:

—	четвертая ступень: неотключаемые потребители, которые необхо-
димы для обеспечения работы ЯППУ (МЦК, СУЗ, системы автоматиче-
ского и дистанционного управления ПТУ и ЭЭУ, АПН, НРВА, насосы
третьего и четвертого контуров, ЭКН СК, ППН, ЦНР), а также потреби-
тели, обеспечивающие „паровой выбег" при остановке и последующий
пуск механизмов ПТУ и ЭЭУ (ЭКН ВТГ и ГТГ; ЭЦН ВТГ; масляные
насосы ВТГ, ГТГ, ТЦН, ТПН, ГЭД; РПН; системы, обеспечивающие
пуск РДГ; вентиляция реакторного отсека; гиропост; рулевая машина);

—	третья ступень разгрузки (последняя): БО ЦНПК, пожарные и
водоотливные насосы, насосы охлаждения ГЭУ, потребители ВКУ, ИКВ,
ПГНД ит. д.;
—	вторая ступень разгрузки: освещение, кондиционирование воз-
духа, вентиляции МКО, палубные механизмы, все системы ГЭУ, фановая,
балластная, креновая, дифферентная, осушительная системы и т. д.;

—	первая ступень разгрузки: общесудовая вентиляция, часть венти-
ляции МКО и зон строгого и ограниченного режимов.

Последовательное снижение расчетной нагрузки электростанций при
отключении ступеней разгрузки видно на рис. 2.6.

При перегрузке станции на 110% от И/ном с выдержкой времени
в 6 с отключается первая ступень, при сохранении перегрузки через 4 с
отключается вторая ступень. При перегрузке в 130% от И/ном без вы-
держки времени отключаются сразу две ступени. По сигналу АЗ на од-
ном работающем реакторе или сразу на двух реакторах происходит от-
ключение всех трех групп без выдержки времени.

Мощность АДГ ограничена и ее нельзя существенно увеличить, так
как при этом неизбежно возрастет время запуска и приема нагрузки.
В связи с этим потребители ЯППУ в зависимости от их важности для
обеспечения безопасности прохождения аварийных режимов и с учетом
мощности АДГ разделены по способам питания и времени подключения
на три очереди

К потребителям первой очереди подключения и ее первой ступени
(см. рис. 2.61 относятся системы контроля, автоматического и дистан-
ционного управления, насос рабочей воды автоматики (НРВА) и аварий-
ный питательный насос (АПН). К потребителям первой очереди подклю
чения и ее второй ступени относятся насосы третьего контура. К потре-
бителям второй очереди подключения относятся насосы четвертого кон-
тура и конденсатный насос стояночного конденсатора. Потребители
третьей очереди — это малые обмотки ЦНПК (см. рис. 1.30).

Из-за разных рабочих и механических характеристик АДГ, а также
возможности их незапуска с первой попытки они будут готовы к приня-
тию нагрузки в разное время. После появления на шинах первого запу-
стившегося АДГ напряжения в 85 % от Ц,ом к нему через 1 с подключа-
ются потребители первой ступени первой очереди, через 3,5 с — второй
ступени первой очереди и через 5 с половина ЦНПК на малых об-
мотках.

На второй запустившейся АДГ без выдержки времени подключаются
общесудовые потребители, предусмотренные Правилами Регистра СССР,
через 2,5 с — потребители второй очереди, питаемые от щита ЯППУ2,
через 3,5 с — потребители второй очереди щита ЯППУ1 и через 5 с под-
ключается другая половина ЦНПК на МО. Такой порядок подключения
потребителей облегчает дизелям АДГ набор номинальных оборотов и
уменьшает провал напряжения при набросе нагрузки. РДГ автоматически
подключается к ГРЩ2 по сигналу готовности дизеля к приему нагрузки
и берет на себя неотключаемую нагрузку по ПТУ и ЭЭУ, а также обеспе-
чивает возможность включения подпиточных насосов первого контура и
насосов расхолаживания реакторов.

Старший вахтенный электромеханик имеет возможность с пульта
ЭЭУ дистанционно запускать АДГ и РДГ, управлять контакторами и
селективными автоматами ГРЩ и ЩАГ, перераспределять нагрузку меж-
ду ними, запускать и останавливать необходимые механизмы.

Построение ЭЭУ с отбором мощности от главных генераторов ГЭУ
рассмотрим на примере ЭЭУ ледоколов типа „Таймыр" (рис. 2.7).

Рис. 2.7. Схема ЭЭУ с отбором мощности от ГЭУ ледоколов типа
„Таймыр”.
На этих ледоколах используется ГЭУ переменно-переменного тока. Два
главных турбогенератора ГТП и ГТГ2 работают на общую шину, от ко-
торой питаются через циклоконвекторы ЦК три ходовых электродвига-
теля Г ЭД. С помощью циклоконвекторов изменяется частота тока,
г. е. обороты ходовых двигателей. Напряжение в ГЭУ 6,3 кВ при 50 Гц.
С этой же шины питаются одни из самых мощных дополнительных потре-
бителей — приводы компрессоров ПОУ. Часть мощности с шины ГЭУ
отбирается через понижающие трансформаторы (Тр) для питания распре-
делительных щитов, с которых питаются прочие общесудовые потре-
бители.

Питание потребителей ЯЭУ и ЯППУ осуществляется от ГРЩ 1 и ГРЩ2,
на которые работают два ВТГ Это обеспечивает высокое качество элек
чроэнергии для ответственных потребителей, исключает влияние колеба-
ний напряжения и частоты тока в ГЭУ на работу этих потребителей.
В качестве резервных источников электропитания в установке использу-
ются три РДГ, которые могут подключаться на главную шину ГЭУ, они

Рис. 2.8- Структурная схема ГЭУ на переменно постоянном токе атомного ледо-
кола типа „Арктика"

/ 1--Г6 — синхронные генераторы, ЯН и ЯК якоря носовые и кормовые ГЭД,
ОВД— обмотка возбуждения ГЭД; Р - регулятор; П — переключатель места
управления
являются источниками энергии для обеспечения аварийного хода ледо-
кола. В составе ЭЭУ имеются два АДГ, работающие на ЩАГ1 и ЩАГ2.
Из схемы видно, что, в принципе, все распределительные щиты могут
быть запитаны от шины ГЭУ; это позволяет наиболее экономичным
способом обеспечить судно электроэнергией.

На рис. 2.8 представлена структурная схема ГЭУ на перемен но-посто-
янном токе, которая используется на атомных ледоколах типов „Аркти-
ка" и „Россия". В состав ГЭУ входит следующее основное электрообору-
дование: два главных турбогенератора (ГТГ1, ГТГ2), шесть выпрями-
тельных установок (ВУ), три двухякорных гребных электродвигателя
постоянного гока (ГЭД), шесть нереверсивных тиристорных возбудите-
лей генераторов (ВГ), шесть реверсивных тиристорных возбудителей
гребных электродвигателей (ВД), три щита электродвижения (ЩЭД),
пульт электродвижения (ПЭД) и три дистанционных поста управления
(ПУ).

Равномерное распределение мощности по гребным винтам позволи-
ло выполнить идентичными все три ГЭД, их системы возбуждения,
управления и регулирования. Каждый турбогенераторный аппарат состо-
ит из турбины и соединенных с ней по одной оси трех синхронных генера-
торов переменного тока мощностью по 9000 кВт (масса каждого из них
37 т, длина 3,6 м, ширина 2,3 м, высота 3,2 м). Генератор имеет одну
обмотку возбуждения и две статорные обмотки, сдвинутые одна относи-
тельно другой на 27 электрических градусов. Это позволило осуществить
двенадцатифазную схему выпрямления и снизить уровни пульсаций вы-
прямленного напряжения до 8—10%, а выпрямленного тока до 0,5—1 %
номинального значения.

Выпрямительные установки (мощность каждой 9000 кВт) представ-
ляют собой статические вентильные устройства и преобразуют трехфаз-
ный переменный ток частотой 110—125 Гц напряжением 780 В в постоян-
ный ток напряжением 1000 В. Каждое плечо трехфазного моста имеет
18 параллельных цепочек, состоящих из двух последовательно включен-
ных вентилей и предохранителя. От перегрузок по току и напряжению
предохраняет система регулирования и защиты ГЭУ, а также большие до-
пустимые значения тока (~250%) и обратного напряжения (''-200 %) от
номинальных значений. Охлаждение ВУ воздушное, по замкнутому
циклу.

Гребные двухъякорные электродвигатели постоянного гока
имеют мощность якоря 2Х (8100^8800) кВт при частоте вращения
130—185 об/мин (напряжение на якоре 1000 В, КПД 95,5 %). Изоляция
обмоток якоря (с учетом пульсаций напряжения главной цепи до
1100 В) рассчитана на 1200 В.

Для питания обмоток возбуждения генераторов и гребных электро-
двигателей предусмотрены статические возбудители (тиристорные
преобразователи), обладающие повышенными надежностью и быстро-
действием по сравнению с обычно используемыми машинами постоянно-
го тока или электромашииными усилителями.

Контрольные вопросы к главе 2

1.	Что понимается под эффективным термическим КПД судовой ЯЭУ, из ка-
ких составляющих он слагается? От каких факторов и параметров зависит каждая
составля юшан ?

2.	Какие основные типы принципиальных тепловых схем паротурбинных уста-
новок могут использоваться в судовых ЯЭУ?

3.	За счет какого эффекта возникает экономия от регенерации в схемах
с регенеративным подогревом питательной воды?

4.	Как влияют на КПД паротурбинной установки начальные параметры пара,
давление в конденсаторе главной турбины, способы включения в основной цикл
дополнительных потребителей, число регенеративных ступеней подогрева питатель-
ной воды?

5.	Как связаны параметры теплоносителя первого контура с параметрами пара
во втором контуре и какие параметры пара могут быть получены в ЯППУ с ВВРД
и с газоохлаждаемыми реакторами?

6.	Какими соображениями определяется выбор параметров основного цикла
паротурбинной установки?

7.	Какова цель расчета тепловой схемы паротурбинной установки и на каких
принципах он основан?

8.	Каковы основные особенности паротурбинных установок судовых ЯЭУ и
чем они отличаются от ПТУ на органическом топливе?

9.	В чем назначение ЭЭУ, каковы особенности и требования к ее составу в су-
довых ЯЭУ?

10.	Какие принципы построения ЭЭУ используются в судовых ЯЭУ для обеспе-
чения надежного и бесперебойного электропитания наиболее ответственных потре-
бителей?

11.	Сколько независимых источников электропитания должно использоваться
при вводе и выводе из действия ЯППУ, какие источники имеются для этого в судо-
вых ЯЭУ?

12.	Как обеспечивается непрерывность подачи электропитания на ответе!вен-
ные потребители за счет работы ВТГ на „паровом выбеге", какие меры принимают-
ся для увеличения времени работы на „паровом выбеге'?

13.	В каких случаях в ЭЭУ возникает сигнал на одновременный запуск АДГ
и РДГ?

14.	На сколько ступеней разгрузки ЭЭУ обычно разбиты потребители электро-
энергии? По каким сигналам осуществляется отключение потребителей каждой
ступени?

15.	На сколько очередей разбиты ответственные потребители электроэнергии
по способам питания и времени подключения к аварийным источникам питания,
какие механизмы относятся к каждой очереди?

16.	Какие типы ГЭУ используются на отечественных атомных ледоколах,
в чем достоинства и недостатки различных типов ГЭУ?
Г л а в а 3

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ В СУДОВЫХ ЯЭУ

§ 3.1. Особенности реактора как объекта регулирования и основные
требования к его системе управления

Кинетика реактора. Основные физические процессы и закономерно-
сти, определяющие кинетику реактора, г. е. его поведение во времени,
подробно рассматриваются и анализируются в [15, гл. 4]. Поведение
реактора во времени описывается совместным решением уравнении
баланса нейтронов и ядер-предшественников запаздывающих нейтронов

до кп	п 6

----= 	(-1  Зэф) — 	+ Е Л/С;;	(3.1)
4лгн------------------------------------------------------^мгн 1

дС; кп

-----------/Ззф, Л/С,; > -0,1,2......6,	(3.21

/Мгн

где л —плотность нейтронов; /мгн—среднее время жизни поколения
мгновенных нейтронов; С,, Л/, /3Эф— концентрация., постоянная радио-
активного распада ядер-предшественников и относительный эффектов
ный выход 7-й группы запаздывающих нейтронов; к - эффективный ко-
эффициент размножения.

В случае скачкообразного изменения коэффициента размножения на
величину Бк ~ к -1 решение (3.1) и (3.2) получается в виде суммы семи
экспонент

6	,/Г-

п{1) X	(3.3)

/-0

где А/ —постоянные коэффициенты, определяемые из начальных уело
вий, а параметры 7/ имеют размерность времени и называются периода
ми реактора. Период реактора равен времени, за которое мощность реак
тора изменяется ве 2,72 раза.

В решении (3.3) показатель степени первой экспоненты (г/70) имеет
гот же знак, что и входное возмущение Бк, показатели остальных шести
экспонент всегда отрицательны. Это значит, что с ростом ? шесть экспо-
нент стремятся к нулю, т. е. они будут оказывать влияние на изменение
мощности реактора только в начальный период времени после внесения
возмущения, поэтому периоды 7,	(/ - 1, 2, .... 6) называются
переходными. По прошествии времени Г >5/МГн/(|3Эф — Ък} в решении
{3.3) практически остается одна экспонента

п(1} пг>А(>е-/т»,	(3.4)

т. е. мощность реактора будет изменяться с периодом ТОг который назы-
вается установившимся периодом. Если при совместном решении (3.1)
и (3.2) использовать значение относительной реактивности

р-(Р-1)/Р,	(3.5)

ю можно получить характеристическое уравнение системы (3.1) и (3.2),
<. ^взывающее реактивность с установившимся периодом в виде

6

называемое уравнением обратных часов.

Анализ уравнений (3.3), (3 4), (3 6) показывает, что при р '-'Рэф
реактор становится надкритичным только на одних мгновенных нейтро-
нах; при этом период реактора будет определяться средним временем
жизни поколения мгновенных нейтронов (/мгн - 10 4 -МО ь с)

-мгн	.

7о -= -"7--------- (3./)

1

г. е. будет иметь место разгон реактора с чрезвычайно малыми периода-
ми, что может вызвать тепловой взрыв реактора или, как минимум,
разрушение активной зоны.

Системы контроля, защиты и управления реактором должны исклю-
чать возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах. Поэтому
при эксплуатации реакторов всегда (кроме режима аварийном останов-
ки) должно выполняться условие р < (3. В этом случае из (3.6) получа-
ется, что период реактора определяется средним временем жизни поко-
ления нейтронов, найденного с учетом запаздывающих нейтронов (/ ~
~ 0,1 с), т. е.

7<) 45 7/р	(3.81

Тогда изменение мощности реактора во времени будет достаточно
точно описываться простым экспоненциальным законом



(3.9)
Уравнение (3.9) объясняет еще одну особенность реактора: пока р >0,
мощность реактора будет неограниченно возрастать, если р < 0, мощ-
ность будет падать, асимптотически приближаясь к нулю.

В реакторе реактивность р может изменяться за счет воздействия
органов регулирования (рст), при изменении температуры (рг), мощно-
сти (ро) реактора, в результате отравления реактора ксеноном (рХе),
самарием (р$ГТ!}, а также выгорания топлива и выгорающего поглоти-
теля (рвыг) [15, гл. 4]

Р ~ Рст + Рт + Ро + Рхе + Р&гп + Рвыг-

(ЗЛО)

Очевидно, что для поддержания реактора в критическом состоянии
(р = 0) всегда должно выполняться условие

~Рст “ Рт + Ра + РХе + Р8т + Реыг-

(3.11)

Следовательно, система управления реактором должна компенсиро-
вать любые изменения реактивности, обусловленные изменением темпе-
ратуры, отравления, выгорания и т. п., за счет равной по абсолютной ве-
личине, но обратной по знаку реактивности, вводимой в зону органами
управления. Зависимость эффективности регулирующего стержня рст от
характеристик стержня и активной зоны, от его положения в зоне рас-
сматривается в [15, гл. 3].

Передаточная функция реактора. При анализе свойств объекта регу-
лирования и динамики системы регулирования в целом широко исполь-
зуют передаточные функции. Применительно к реактору передаточная
функция — это отношение приращения нейтронной мощности (плотности
нейтронов) Ал к приращению коэффициента размножения бк, т. е. к
реактивности. Передаточная функция предполагает малые синусоидаль-
ные изменения бк во времени, при этом бк является входным, а Ап —
выходным сигналом реактора.

Допустим, что в реакторе отсутствуют температурные и мощностные
эффекты реактивности, т. е. коэффициент размножения не зависит от
температуры материалов активной зоны и ее мощности, отсутствуют
отравление реактора ксеноном и выгорание топлива Тогда после линеа-
ризации уравнений (3.1) и (3.2) и их приведения с помощью преобразо-
вания Лапласа к операторной форме получим передаточную функцию
кинетики реактора в виде

Ап (р)

И* И = т, , ;

5/г(р)

"<,

/р + Г (р,р/ (р + X,) ]

(3.12)
где р = /щ — комплексная переменная, зависящая от частоты со измене-
ния входного сигнала; л0 — стационарное значение нейтронной плотно-
сти. Как видно, при нулевой частоте передаючная функция кинетики
реактора равна бесконечности. Это значит, что при наличии небольшой
положительной реактивности, как уже отмечалось ранее, мощность
реактора беспредельно возрастает. Следовательно, в этом прибли-
жении реактор является неустойчивым элементом системы регу-
лирования.

Передаточная функция 14^ (р), кроме того, нелинейна, так как зави-
сит от нейтронной мощности п0, на которой работает реактор. Нелиней-
ная передаточная функция объекта регулирования крайне нежелательна,
так как существенно затрудняет, а иногда делает невозможным создание
устойчиво работающей системы регулирования.

Для удовлетворительной работы системы регулирования зависи-
мость 14'Л (р) от п() необходимо устранить. Для этого в контур регулиро-
вания вводится схема сравнения, на выходе которой получают сигнал,
пропорциональный отношению

8п

А/ л —
пз

"о -_2?_

"з

(3.13)

где п3 — заданный уровень мощности; л0 — действительный уровень
мощности. Таким образом, при включении последовательно с реактором

схемы сравнения их общая передаточ-
ная функция не будет зависеть от
величины нейтронной мощности.

Реальный реактор работает в со-
ставе энергетической установки, т. е.
связан с ПГ, ЦНПК, КД и т. п.;
в реакторе всегда существует зави-
симость коэффициента размножения к
от мощности, температуры, отрав-
ления ксеноном, выгорания топлива и
т. п. В связи с этим в системе возни-
кают обратные связи (рис. 3.1),
которые можно разделить на внут-
ренние и внешние.

Внутренние обратные
связи определяются физически-
ми свойствами активной зоны и
отражают зависимость к от мощности,
температуры, отравления ксеноном

Рис. 3.1. Основные внешние и
внутренние обратные связи реак-
тора.
и т. д. Каждая из этих зависимостей может быть описана соответствую'
щей передаточной функцией И/д (р), И/7 (р) и М^хе (М - В связи с этим
динамика нейтронной мощности будет определяться не только реактив-
ностью, внесенной стержнями регулирования Арет. но и изменениями
реактивности, обусловленными 1/Уа (р), И/у- (р}, РУхе (Р) -

В судовых реакторах температурный (с/р/с/г) и мощное! ной
(фЛЙ коэффициенты реактивности, как правило, всегда отрица-
тельны. Отрицательные обратные связи стабилизируют работу реактора,
делают его устойчивым вплоть до саморегулирования. Отравление реак-
тора ксеноном уменьшает устойчивость реактора; при этом в реакторе
могут возникать низкочастотные ксеноновые колебания И5, гл. 4]

Внешние обратные связи отражают связь реактора с
энергетической установкой и возникают, например, в парогенераторе
РУпг (Р) и других элементах вне реактора- Кроме того, возникают транс-
портные запаздывания т1> т2, 7/, связанные с циркуляцией теплоносите-
ля по контуру, процессами теплопередачи и т. п. Все эти явления оказы-
вают влияние на устойчивость реактора и энергетической установки
и должны учитываться при разработке систем регулирования.

К физическим особенностям реактора относится его способность
изменять мощность с огромной скоростью (разгон на мгновенных
нейтронах) при достижении мгновенно-критического состояния (р =?-
^/3Эф). Система регулирования должна исключать возможность дости-
жения мгновенно-критического состояния в любых условиях эксплуата-
ции, включая самые тяжелые аварийные условия [15].

Назначение системы управления реактором и основные требования,
предъявляемые к ней. Система управления и защиты реактора (СУЗ)
должна обеспечивать контроль мощности реактора, управление и бысг-
рое прекращение цепной реакции, а также поддержание реактора в под-
критическом состоянии.

В общем случае СУЗ должна выполнять следующие функции-

—	измерение и контроль мощности реактора;

—	измерение и контроль реактивности, периода или периода удвое-
ния мощности;

—	дистанционное управление органами регулирования и контроль
за их положением;

-	- автоматическое регулирование мощности реактора;

—	компенсацию изменений реактивности;

—	автоматическое прекращение цепной реакции в аварийных ситуа-
циях;

—	автоматическое ограничение и снижение мощности реактора в за-
висимости от уровня циркуляции теплоносителя, а также при неисправ-
ностях технологического оборудования;
—	аварийную, предупредительную и технологическую сигнализацию;

—	автоматический вывод реактора из подкритического состояния
при пусках;

—	регулирование распределения энерго вы деле ни я по активной зоне
реактора;

—	• вычисление тепловой мощности реактора;

—	обмен сигналами и информацией с другими системами регулирова-
ния ЯЭУ;

—	контроль исправности устройств СУЗ, сигнализацию неисправно
сти и автоматическое включение резерва.

В конкретных САР ЯЭУ некоторые функции могут выполняться
другими системами (например, информационно-измерительной систе-
мой, САР ПТУ и т. п.), некоторые второстепенные функции могут вооб-
ще отсутствовать.

Основное гребование к СУЗ — обеспечение ядерной безопасности
реактора и ЯЭУ в целом. Система регулирования должна отвечать крите-
рию единичного отказа.

Для наилучшего удовлетворения всех требовании к СУЗ органы и
системы управления реактором делятся обычно на три функциональные
группы; автоматического регулирования (АР), автоматической защиты
(АЗ) и компенсации реактивности (КР).

Система АР предназначена для изменения и поддержания
мощности реактора как при ручном дистанционном, так при автомати-
ческом управлении. Эта система должна обеспечивать малые, но быстрые
изменения реактивности, заданную точность поддержания мощности и
исключать недопустимое перерегулирование в переходных процессах.

Система КР применяется для компенсации больших и медлен-
ных изменений реактивности, т. е. для компенсации оперативного запаса
реактивности [15, гл. 4]. Совместная интегральная эффективность орга-
нов КР и АР должна компенсировать не только оперативный запас реак-
тивности △А'опер, но и дополнительно обеспечить подкритичность актив-
ной зоны не менее 1 % {к < 0,99) после вывода из зоны всех органов АЗ
для момента кампании и состояния активной зоны с максимальным
эффективным коэффициентом размножения.

В современных энергетических реакторах, обладающих высокими
свойствами саморегулирования, обычно нет специальных стержней АР;
их функцию, как правило, выполняет одна или несколько групп стерж-
ней, аналогичных стержням КР.

В целях обеспечения ядерной безопасности правила [18] ограничи-
вают скорость увеличения реактивности при движении органов СУЗ,
начиная с под критичности 0,02, величиной, которая не должна превы-
шать О,О70эф, с“\ т. е.	(50^-70) -10“5 при 0эф = 0,07^0,1
Кроме того, если интегральная эффективность рабочего органа [15]
более О,7(Зэф, то увеличение реактивности, т. е. перемещение такого орга-
на, должно быть шаговым, при котором движение чередуется с останов-
кой. Увеличение реактивности за один шаг не должно превышать 0,3(3 Эф;
время выдержки между шагами обычно составляет около 5 с.

Система АЗ предназначена для аварийной остановки реактора.
Рабочие органы АЗ должны иметь не менее двух независимых групп.
Каждая группа имеет один общий привод, не зависящий от других при-
водов. Суммарная эффективность рабочих органов АЗ должна быть
такой, чтобы без одной наиболее эффективной группы обеспечивалась
бы такая скорость уменьшения мощности реактора, при которой не
происходило бы повреждений твэлов сверх допустимых пределов.

Время введения органов АЗ в активную зону после возникновения
сигнала должно быть как можно меньше, обычно оно составляет
0,4—0,6 с. Кроме того, эффективность аварийной защиты должна быть
достаточной для удержания реактора в подкритическом состоянии после
срабатывания АЗ с учетом возможных выбегов реактивности (за счет
расхолаживания реактора, мощностного эффекта и т. п.) в течение вре-
мени, необходимого для введения других, более медленных органов.

Система АЗ совместно с АР и КР должна обеспечивать аварийный
останов реактора и поддержание холодного разотравленного реактора
в подкритическом состоянии в любом предвидимом аварийном состоя-
нии судна вплоть до опрокидывания и затопления.

Системы АР и АЗ должны иметь не менее двух каналов измерения
нейтронной мощности и двух каналов измерения скорости нарастания
мощности {п ер иода) [18].

§ 3.2. Органы регулирования и их приводы

Основные типы органов регулирования и их приводов. Конструкция
и форма органов регулирования судовых и стационарных реакторов
весьма разнообразны, разнообразны также типы и конструкция их при-
водов.

По условиям работы регулирующие органы и приводы разделяют на
„сухие" и „мокрые" (рис. 3.2). Органы регулирования и приводы, кото-
рые работают в воздушной или газовой среде и надежно изолированы
от теплоносителя первого контура специальными гильзами, называют
„сухими". Органы регулирования и приводы, работающие в теплоноси
теле первого контура, называют „мокрыми". Широко используются
также комбинированные системы, в которых органы регулирования
„мокрые", а приводы „сухие".
Рис 3.2. Типы органов регулирования и приводов :а — „сухие"
стержень и привод; б — „мокрые" стержни и привод; в —
‘„мокрый" стержень, „сухой" привод.

1 — активная зона; 2 — регулирующий стержень; 3 —- чехол
регулирующего стержня; 4 — привод; 5 — уплотнение штока
органа оегули сования

Основное достоинство „сухих" органов регулирования — простота
и высокая надежность привода, возможность замены стержней и привода
без разгерметизации первого контура, простые и надежные способы
уплотнения гильзы в крышке реактора. Однако такие системы обладают
и крупными недостатками: увеличенным содержанием конструкцион-
ных материалов в активной зоне за счет гильз, что ухудшает физические
характеристики зоны; пониженной эффективностью стержней, которые
экранируются гильзами; плохими условиями охлаждения стержней,
что требует использования материалов с повышенной жаростойкостью
для их изготовления и может вызвать коробление или даже пережог
стержней.

„Мокрые” органы регулирования не имеют этих недостатков, одна-
ко требуют использования довольно сложных уплотнений в месте прохо-
да стержней через крышку реактора или сложных приводов, работающих
в условиях среды первого контура.

В реакторах всех типов широко применяются органы регулирова-
ния, выполненные в виде стержней различной формы (рис. 3.3).
Стержень-поглотитель состоит из материала 7, хорошо поглощающего
нейтроны, и оболочки 2, предохраняющей поглотитель от взаимодейст-
вия с теплоносителем. Выбор той или иной формы поперечного сечения
стержня в основном определяется конструкцией ТК и типом привода.

Характеристики поглощающих материалов, используемых в стерж-
нях регулирования, рассмотрены в [15]. Отметим, что в чистом виде
бор, кадмий, европий не применяются, так как их химические и
Рис. 3.3. Различные формы поперечного
сечения регулирующих стержней а —
стержневой; б — кольцевой; в — кресто-
образный; г — крестообразный с полка-
ми; д — У-образный.

механические свойства не обеспе
чивают коррозионной устойчиво-
сти в воде, размерной стабильно-
сти при облучении большими флю
енсами и при попадании в стер-
жень воды, а также достаточной
жаростойкости, механическое
прочности. Поэтому чаще всего
используются их керамические со-
единения в виде ВдС, Сс1:О-'.
Ен2О.) и т. п., входящие в матрицу
из различных сплавов.

В стержнях аварийной защит
часто используются таблетки из
В4 С, который имеет высокую
температуру плавления и хорошую
совместимость с нержавеющей

сталью. Окислы кадмия, европия, самария имеют температуру плавления
выше 2000 С, хорошо сохраняют размеры под облучением. Однако эти
окислы при гидратации распухают даже при их размещении в матрице,
что осложняет обеспечение герметичности оболочки стержня в течение
всего срока службы. Оболочки стержней регулирования обычно выпол
няются из аустенитных нержавеющих сталей.

Конструкция стержней регулирования. На рис. 3.4 приведена консг
рукция „сухого" стержня АЗ и герметичной гильзы. Гильза с помощь-
сварки уплотняется в крышке реактора, она представляет собой трубу
из нержавеющей стали с толщиной стенки 2—3 мм, к которой приварены
концевая заглушка и верхняя часть гильзы. Герметичность гильзы прове-
ряют гелиевым гечеискателем или опрессовкой избыточным давлением

Для улучшения теплоотвода от сухих стержней к теплоносителю
первого контура зазор между стержнем и гильзой стремятся сделать как
можно меньше, но тогда возникает опасность заедания стержня при его
изгибе или распухании. Для предотвращения этого стержня выполняют
из нескольких секций.

В современных реакторах обычно используются тонкие (8—15 мм)
регулирующие стержни, которые объединяются в группы (см рис. 3.2, б),
перемещаемые одним приводом. Группа с небольшим количестве?/
стержней (например, 12 штук в реакторе ВВЭР-1000) называется классе
ром. Часто в группу объединяют 70—150 стержней, такие группы наз!
ваются компенсирующими группами (КГ) или компенсирующими
решетками (КР).

Приводы органов регулирования. Приводы являются единственны
ми механизмами в составе реактора, имеющими подвижные трущие»-!
Рис 3.4. Цилиндрический регулирующий „сухой” стержень (а) и герметичная
гильза (б).

1 — хвостовик для присоединения стержня к штоку привода; 2 — проставка меж-
ду активной частью стержня и штоком привода; 3 таблетки из В„С; 4 — обо-
лочка стержня; 5 — шарнирное соединение отдельных секций стержня; 6 —
головка гильзы; 7 - верхняя часть гильзы, расположенная выше активной зоны;

8 — труба гильзы; 9 — концевая заглушка.

части, и обычно располагаются в помещениях с ограниченным доступом.
Безотказная работа приводов чрезвычайно важна для обеспечения без-
опасной эксплуатации реактора, поэтому к конструкции привода предъ-
являются повышенные требования по надежности при минимальном объ-
еме работ по их обслуживанию.

Конструкция различных по назначению и типу приводов должна от-
вечать ряду общих требований [18] :

—	обеспечивать перемещение органов регулирования точно с расчет-
ными скоростями, не допуская превышения предельной скорости;

—	привод должен быть снабжен системой индикации положения
стержней относительно активной зоны, обеспечивающей постоянный
контроль положения стержней;

—	регулирующие органы должны вводиться в активную зону и на-
дежно удерживаться на ней вне зависимости от условий работы энергети-
ческой установки и ее ориентации в пространстве, даже при опрокидыва-
нии судна;

—	привод должен обеспечивать возможность как автоматического,
так и ручного управления реактором;

—	привод АЗ должен иметь источник энергии для аварийного ввода
стержней, не зависящий от внешних источников питания;
— конструкция привода должна иметь как можно меньше подвиж-
ных частей, обеспечивать быструю замену привода при его неисправности
и безопасность эксплуатации.

В судовых реакторах приводы обычно располагаются непосредст-
венно на крышке реактора, что облегчает доступ к ним для обслужива-
ния и ремонта. Однако при этом несколько усложняются перегрузка
реактора и конструкция биологической защиты над крышкой.

Большое количество приводов органов регулирования трудно раз-
местить на крышке реактора. Эта проблема решается двумя путями,
объединением стержней в группы, имеющие один привод, или созданием
комбинированных приводов, когда один орган регулирования выпол-
няет функции стержней АР, АЗ и КР. Совмещение всех функций в одном
регуляторе позволяет разместить в том же объеме активной зоны боль-
ше топлива, уменьшить количество конструкционного материала, сокра-
тить число приводов, уменьшить толщину крышки за счет меньшего ко-
личества отверстий. Однако при этом необходимо использовать приводы
более сложной конструкции, что ведет к снижению надежности системы
регулирования.

В судовых реакторах наибольшее распространение получил электро-
механический привод, который можно использовать для привода как
„сухих", так и „мокрых" стержней.

На рис. 3.5 приведена кинематическая схема „мокрого" привода КР.
Принцип действия привода основан на превращении вращательного дви-
жения ротора 17 шагового электродвигателя 26 в возвратно-поступатель-
ное движение ходового винта 2, к которому через байонетный замок 1
присоединяется шток КР. Вращение ротора 17 через поводковую вилку
19 передается на коническую пару 23; далее через валики, соединенные
зубчатой муфтой 24, приводятся во вращение коническая пара 25 и ша-
риковая гайка 3. Сцепление ходового винта с шариковой гайкой осуще-
ствляется с помощью шариков, которые уложены в винтовой канал,
образованный канавками винта и гайки. Винтовой канал представляет
собой непрерывную спираль по всей длине гайки, которая замыкается
на обводной канал в теле гайки. При вращении гайки шарики катятся
по замкнутой спирали.

На верхнем конце винта неподвижно закреплены магнит 10, поршень
11, пакет тарельчатых пружин 12 и упорная втулка 13. Фторопластовый
поршень 11 имеет кольцевые канавки и два вертикальных продольных
паза. В эти пазы входят две вертикальные шпонки 9, которые закреп-
лены на внутренней стороне направляющей трубы 8. Шпонки не позво-
ляют вращаться ходовому винту; в результате при вращении шариковой
гайки винт получает поступательное движение.

Поршень 11 служит для торможения винта при быстром опускании
КР под действием силы тяжести в случае обесточивания электродвигателя.
/4

Рис. З.Б. Кинематическая схема привода компенсирующей решетки
а также для направления винта в трубе 8- Пакет тарельчатых пружин 12
предназначен для гашения кинетической энергии КР при ее быстром
опускании. При выходе винта в крайнее нижнее положение упорная
втулка 13 ложится на механический упор 4 и, перемещаясь по винту,
сжимает пружины.

Для исключения перемещения винта вверх от усилия сжатых
пружин 12 в'приводе имеется обгонная роликовая муфта 20. Обгонная
муфта представляет собой механизм, который передает крутящий
момент с ротора двигателя при его вращении в любом направлении,
допускает вращение всего механизма при опускании КР и не допускает
вращения в обратном направлении, если крутящий момент на муфте
возникает со стороны КР. Обгонная муфта, следовательно, исключает
при обесточенном двигателе извлечение КР из активной зоны, например
при опрокидывании судна.

Съем привода с механического упора производится электродвига-
телем или ручным приводом 14. В приводе используется четырехсекци-
онный (по высоте), четырехполюсный шаговый электродвигатель в гер-
метичном исполнении. Ротор 17 выполнен из магнитной стали и имеет
в каждой секции по четыре полюса 30. Полюса во всех секциях располо-
жены строго друг под другом. Ротор вращается внутри прочного кор-
пуса, заполненного теплоносителем первого контура.

Каждая секция имеет в прочном корпусе по четыре башмака 29 из
магнитной стали, к которой примыкают магнитопроводы 27 статора.
Башмаки и магнитопроводы являются полюсами статора, на которые
надеты по две катушки 28. Башмаки, а значит, и полюса статора смеще-
ны на 22° 30' относительно друг друга. При определенной последователь
ности подачи питания на катушки 18 статорных полюсов ротор начинает
вращаться, поворачиваясь при каждом импульсе питающего тока на
22°30 . Для удержания КР в любых промежуточных положениях на ка-
тушки статора подается постоянный ток.

Подача питания на движение и удержание КР осуществляются
специальной схемой питания. Схема предусматривав! остановку
двигателя при достижении крайних верхнего и нижнего положе-
ний. Для этого используются нижний 5 и верхний 7 магни-
тоулравляемые электрические контакты (КЭМ), которые замы
каются под действием магнитного поля, создаваемого магни-
том 10.

Скорость вращения ротора пропорциональна частоте подачи
импульсов схемой управления и может изменяться при нормаль-
ной работе от 0 до 16 с1-. При этом скорость перемещения КР состав-
ляет 0—2 мм/с. В режиме аварийного опускания скорость КР равна
20—30 мм/с.
В аварийных случаях, когда невозможно перемещение КР от элект-
родвигателя, используется ручной привод 74, на который надевается
специальный ключ. Ручной привод имеет сальниковое уплотнение 1Б и
муфту 16.

При управлении реактором необходимо в любой момент времени
знать точное положение КР в активной зоне. Поэтому привод оснащен
двумя системами указания его положения. Указатель точного положения
определяет положение КР с точностью ±1,5 мм на всем ходе. В качестве
датчика положения 21 в этой системе используется постоянный магнит
закрепленный на валу в виде сектора с центральным углом 45°. При вра-
щении вала под действием магнита замыкаются и размыкаются восемь
КЭМ 22, установленных снаружи вокруг прочного корпуса привода.
Полученные импульсы передаются в систему управления и на указатель
положения КР

Вторая система в комплекте со световым указателем поло-
жения служит для определения положения КР и проверки дат-
чика положения 21 по реперным точкам, которые включаются
через каждый 50 мм перемещения винта 2. Датчиками реперных точек
являются КЭМ 6, которые размещены снаружи трубы 8 по всей ее длине
и управляются магнитом 10. Точность срабатывания датчиков реперных
точек ±5 мм.

Кинематическая схема привода группы АЗ, состоящей из четырех
стержней, приведена на рис. 3.6. Стержни АЗ крепятся к нижним концам
четырех зубчатых реек 7, которые находятся в зацеплении с шестернями
21. Зубчатые рейки двигаются в четырех направляющих трубах 6. Враще-
ние от электродвигателя 9 через муфту 10 передается самотормозящей
червячной паре 11 и далее через шариковые шпонки 16 полумуфте 17,
которая может двигаться вдоль оси, входя в зацепление с полумуфтой
18. Валик полумуфты 18 через муфту 20 передает вращение на ведущий
вал зубчатого механизма, от которого через шестерни 22 получает враще-
ние второй вал зубчатого механизма.

Введение в зацепление полумуфт 77 и 18 осуществляется с помощью
электромагнита, имеющего две отдельные катушки 13; каждая катушка
способна удерживать полумуфты 17 и 18 в зацеплении. При подаче элект-
ропитания на катушки подвижный плунжер 12 через толкатель 74 и ша-
рик нажимает на полу муфту 17, вводя ее в зацепление с полумуфтой 18;
при этом сжимается возвратная пружина 15..

При подъеме стержней АЗ в трубах 6 сжимаются разгонные пружины
7. При отключенном электродвигателе, но включенном электромагните
стержни удерживаются в крайнем верхнем положении сам ©тормозящей-
ся червячной парой 7 7. При получении аварийного сигнала из системы
СУЗ электромагнит обесточивается, возвратная пружина 75 размыкает
7-

Рис. 3.6. Кинематическая схема привода группы стержней аварийной
защиты.

полумуфты 77 и 18. При этом зубчатый механизм получает возможность
свободно вращаться и стержни под действием разгонных пружин 7 при-
мерно за 0,4 с полностью вводятся в активную зону. При прохождении
приблизительно, 70% хода начинается торможение реек амортизацион-
ными пружинами 2 до полной их остановки.

Для предотвращения подскока реек вверх под действием сжатых
амортизационных пружин в приводе имеется роликовая обгонная муфта,
ступица 19 которой насажена через шпонку на валик полумуфты 18.
При обратном движении ступица 19 роликом 8 заклинивается на корпус
муфты,соединенный с зубчатым колесом червячной пары.

На одной из труб 6 располагаются концевые индуктивные выключа-
тели (КИВ) 3 и 4, срабатывающие от магнита 5. Верхний КИВ 4 выдает
сигнал на отключение электродвигателя и на указатель крайнего верхне-
го положения стержней. Нижний КИВ 3 выдает в систему СУЗ только
сигнал о том, что стержни АЗ находятся в крайнем нижнем положении.

Весь механизм заключен в герметичный прочный корпус, рассчитан-
ный на давление в первом контуре. Корпус привода через уплотнитель-
ную прокладку крепится к стойке на крышке реактора- К этой же стой-
ке приварены герметичные гильзы, в которых двигаются стержни АЗ
(см. рис. 3.2, а). Таким образом, в нормальном состоянии стержни и
привод, включая электродвигатель, работают в воздушной среде.

В приводе используется асинхронный трехфазный электродвигатель
с герметичным ротором и статором, одетыми в нихромовые рубашки.
Это позволяет работать при заполнении внутренней полости электродви-
гателя водой первого контура в случае потери герметичности одной из
гильз. На верхней крышке электродвигателя установлен сигнализатор
прорыва гильзы, который выдает сигнал на пульт о заполнении привода
теплоносителем. Привод сохраняет в полной мере свою работоспособ-
ность при его заполнении водой, но время ввода стержней в зону при
этом несколько возрастает.

§ 3.3. Система контроля, управления и защиты реактора

СУЗ реактора — самая ответственная часть системы управления ЯЭУ.
Задачи СУЗ (см. § 3.2) весьма разнообразны, а требования к ее надеж-
ности высоки, поэтому СУЗ является сложной системой, включающей
в себя каналы контроля, управления и защиты реактора. Прежде чем
разбирать структурную схему СУЗ, следует рассмотреть принципы детек-
тирования и измерения мощности и периода реактора, а также типовые
схемы, используемые для этих целей.

Измерение мощности реактора. Измерение мощности реактора (ре-
гулируемого параметра), которая изменяется на 9—10 порядков, пред-
ставляет собой сложную техническую задачу. Такой большой диапазон
изменения мощности является принципиальным отличием реакторов
от обычных энергетических агрегатов (паровых котлов, турбин, ДВС),
в которых мощность изменяется в диапазоне обычно не более двух по-
рядков.

Существуют несколько способов измерения мощности реактора.
Наиболее объективным, дающим абсолютное значение тепловой мощно-
сти, отводимой из активной зоны, является замер расхода теплоносителя
через реактор 6| и температур на выходе 12 и входе , т. е.

Ор = 6]Ср(Г2-^).	(3.14)
В блочных и моноблочных установках нет возможности непосредст-
венно измерять 6|. Тогда мощность реактора можно определять по ко-
личеству теплоты, отводимой из ПГ,

Ор = Опг +	Г ~ 'п-в) + АО,	(3.15}

где О — паропроизводительность ПГ; *пГ ш(^Пг»	и 7пв =

= (^п в• *п.в) —энтальпии пара и питательной воды; АО непосред-
ственно неизмеряемая потеря теплоты ЯППУ в окружающую среду.

Отметим, что второй способ измерения мощности реактора, при
котором величина ДО находится в результате теплотехнических испыта-
ний ЯППУ, обеспечивает на энергетических уровнях мощности большую
точность, чем измерение по первому способу. Эго объясняется большой
разностью (Ггн—?п.в) в уравнении (3.15} по сравнению с Н2 " М
в уравнении (3.14) и, следовательно, погрешности измерения температур
вносят меньшую погрешность в результат. Основной недостаток этих
способов состоит в большой инерционности измерения температуры,
давления и расхода.

Способы, обладающие очень малой инерционностью, связаны с изме-
рениями плотности нейтронного потока, т. е. нейтронной мощности.
В каждый данный Момент кампании нейтронная мощность реактора
пропорциональна средней плотности потока нейтронов в зоне [15] :

ОР=ДФ,	(3.16)

где А — коэффициент пропорциональности, который не может быть из-
мерен. Следовательно, с помощью этого способа измеряются только от-
носи! ельные изменения мощности, что вполне достаточно для управле-
ния и регулирования реактора.

Среднюю плотность потока Ф можно определить двумя способами.
Если разместить внутри активной зоны внутризонные детекторы ней-
тронного потока (например, в реакторе ВВЭР-1000 используется 217 дат-
чиков) , то на ЭВМ вычисляется средняя по зоне плотность потока. В сов-
ременных больших реакторах этот способ используется в основном для
регулирования распределения энерговыделения по высоте и радиусу
зоны.

Можно разместить систему детекторов нейтронного потока вокруг
прочного корпуса реактора и измерять среднюю плотность потока нейт-
ронов утечки, которая пропорциональна средней плотности потока нейт-
ронов в активной зоне. В этом случае сигнал детекторов / и мощность
реактора связаны следующим образом:

! =ккк2АФ,	(3 17)
где Л, — коэффициент связи между плотностью нейтронного потока
в месте установки детектора Фд и сигналом детектора /; к2 — коэффи-
циент связи между Фд и Ф.

В СУЗ вычисление периода и реактивности осуществляется по изме-
рениям относительной скорости изменения нейтронного потока, поэтому
точность их определения не зависит от значений к}, к2 и А.

Градуировка сигнала детекторов / обычно производится на основе
калориметрических способов измерения тепловой мощности. В судовых
ЯППУ при градуировке обычно используют (3.15).

На низких уровнях мощности первый контур разогревают теплотой
от постороннего источника до достижения установившихся температур
в контуре, подавая пар в ПГ. По количеству сконденсировавшегося в ПГ
пара и разности энтальпий пара и конденсата можно определить количест-
во теплоты, которое необходимо для компенсации потерь в окружаю-
щую среду. Это количество теплоты определит мощность реактора, кото-
рую он будет иметь при достижении тех же температур в контуре без
внешнего источника теплоты, т. е. величину ДО.

Более проста градуировка сигнала детекторов / на высоких уровнях
мощности реактора. Для повышения точности градуировку необходимо
вести на мощности 40 % номинальной и более. По измеренным О, Гпг и
Гп в находится ОПг- После этого устанавливается соответствие между Ор
и /.

Плотность потока Фд зависит: от температуры воды в активной зоне,
так как при разогреве реактора увеличивается квадрат длины миграции
М' и возрастает относительная утечка нейтронов; от положения органов
регулирования, так как при их перемещении изменяется распределение
Ф по объему зоны, а значит, и в месте установки детектора; от глубины
выгорания топлива, так как при этом растет Ф, а значит, и Фд. Поэтому
в течении кампании требуется периодическая градуировка детекторов
с целью поддержания соответствия между сигналом детектора и дейст-
вительной тепловой мощностью реактора. Для этих целей в СУЗ обычно
предусматривается корректор сигнала детекторов, иногда приходится
проводить также юстировку датчиков путем их перемещения по высоте,
что предусматривается в конструкции подвески детекторов.

Детекторы плотности потока нейтронов. Детектором ионизирую-
щего излучения называется устройство, предназначенное для преобразо-
вания энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный
для индикации, последующей регистрации и измерения.

В качестве детекторов, измеряющих плотность потока нейтронов
утечки Фд, используются только ионизационные камеры. Принцип рабо-
ты ионизационных камер состоит в собирании на электродах ионов, возни-
кающих в газе при прохождении через камеру ионизирующего излучения.
под действием разности потенциалов, приложенной к пластинам камеры
(рис. 3.7). В результате между электродами возникают импульсы тока,
которые можно регистрировать.

Нейтроны как электрически нейтральные частицы обладают очень
малой ионизирующей способностью газа, заполняющего камеру. Однако
они могут вступать в ядерные реакции (л, а), (л,р) и (л, , в результате
которых возникают «-частицы, протоны, многозарядные осколки деле-
ния, которые обладают высокой ионизирующей способностью.

Для получения вторичных частиц ионизационные камеры, предназна-
ченные для регистрации нейтронов, должны содержать специальное ве-
щество — радиатор, с которым взаимодействуют нейтроны. В качестве
радиаторов широко используются бор 10 В, на котором получают «-части-
цы, или 23511, который делится, образуя осколки Камеры, в которых
используются 235 1) или смеси 11 + ТЬ, позволяющие продлить ресурс
камеры за счет преобразования тория в 233 11, называются камерами де-
ления.

При ионизации газа возникают свободные электроны и более тяже-
лые положительно заряженные ионы. Формы импульсов тока, воз
никающие в детекторе при попадании одной заряженной частицы

Рис. 3.7. Схема ионизацион-
ной камеры с компенсацией
тока от 7-излучения.

Рис. 3.8. Формы импульсов тока, возни
кающих при попадании в камеру нейтро-
на (/п) и у-кванта (/у).

1 — корпус камеры; 2
электроды; 3 — радиатор;

г /у — ток, возникающий
под действием нейтронов и
у-квантов; /у - ток, возни-
кающий только под дейст-
вием у-квантов; /^—ре-
зультирующий ток.
в межэлектродное пространство, показаны на рис. 3.8. Формирование
фронта нарастания тока определяется электронами, которые за время
тэ 0,1 = 0.2 мкс достигают положительного электрода. Время собира-
ния более тяжелых тонов на отрицательном электроде равно нескольким
миллисекундам и определяет полную продолжительность импульса тимп.
При высокой плотности потока нейтронов импульсы от отдельных нейт-
ронов накладываются друг на друга, перекрываются и детектор перехо-
дит в токовый режим, в котором величина тока, проходящего через
детектор, пропорциональна плотности потока нейтронов. Таким обра-
зом, ионизационные камеры могут использоваться в импульсном или то-
ковом режиме..

В импульсном режиме обычно используются камеры деления, в ко-
торых амплитуда импульса получается существенно большей, чем в бор-
ной камере. В идеальном случае регулярного возникновения импульсов
максимальная частота импульсов, которая может быть зарегистрирована,
равна 7рег - 1/тимп =« 1000 имп./с.

Для расширения диапазона измерений обычно используют дифферен-
цирование сигнала (сУ/сМ, что позволяет уменьшить длительность им-
пульса до 2тэ 0,4 мкс при практически полном сохранении амплитуды
сигнала (см. рис. 3.8). В этом случае идеальная частота регистрируемых
импульсов составит уже около 2,5 - 10б имп./с.

В местах расположения ионизационных камер мощности учизлучения
таковы, что сигнал детектора (ток), обусловленный ионизацией газа
7-квантами, может быть сравним с сигналом от нейтронного потока.
Потоки у-квантов в защите, где устанавливаются детекторы, слабо зави-
сят от мощности реактора, уменьшаясь только на 2- -3 порядка при оста-
новке реактора. В то же время плотность потока нейтронов падает на
В—10 порядков.

Следовательно, при низкой мощности реактора возникают большие
погрешности: сигнал детектора будет определяться не нейтронной мощ-
ностью, а 7-фоном. Это недопустимо, поэтому используются камеры с
компенсацией 7-фона. Для этого детектор делается двухкамерным
(см. рис. 3.7). Одна камера имеет радиатор (слои бора на поверхности
электродов) и чувствительна к нейтронам и 7-квантам. Другая камера
радиатора не имеет и чувствительна только к 7-квантам. Компенсация
7-фона осуществляется вычитанием токовых сигналов обеих камер в
общей электрической цепи. Результирующий сигнал поступает в системы
контроля и управления.

В импульсных камерах деления (см. рис. 3.8) для устранения влия-
ния 7-фона используют существенное различие в амплитудах сигналов,
обусловленных осколками деления и 7-квантами. Для этого в цепочку
измерения включают амплитудный дискриминатор, пропускающий через
себя только те сигналы, амплитуда которых выше порога дискримина-
ции, /д > /7. Использование дискриминатора позволяет повысит ь частоту
регистрируемых импульсов, обусловленную нейтронами. В судовых
ЯППУ импульсный канал контроля обычно работает в диапазоне от
нескольких импульсов в секунду до 105—106 имп./с.

Главной характеристикой детектора является его чувствительность,
которая определяется как отношение величины выходного сигнала / к
плотности потока нейтронов, падающих на детектор. Существенно боль-
шей чувствительностью по сравнению с ионизационными камерами обла-
дают пропорциональные счетчики. Поэтому они широко используются
для контроля состояния реактора при перегрузках топлива и физиче-
ских пусках реактора, когда потоки нейтронов очень низкие. Основные
характеристик используемых в судовых ЯППУ детекторов приведены
в табл. 3.1.

Т аб л и ца 3.1. Основные характеристики детекторов, используемых в судовых
ЯППУ

Показатель	КНТ-54-1	КНК-53М	С НМ-11
Радиатор  Чувствительность к теп- ловым нейтронам.	235 0	,ов	В₽,
и мп - м2 - с/нейтр.  Чувствительность к теп- ловым нейтронам.	5- 10' 5	—	12 -10”5
А - м2 с/нейтр.  Чувствительность к	1,5 - 10”’	1,5- 10~’ °	•
7-излучению, А  ч/Р  Сила максимального ра-	—	1,5- 10“12 (регулируется)	
бочего тока, мА	—	15	—
Рабочее напряжение, В  Допустимый поток	500	500	1600
7-излучения, Р/ч	—	—	1000
Назначение	Пусковая	Рабочая	Нештатная
	аппаратура	аппаратура	пусковая аппаратура

При пусках и остановках реактора его мощность, а значит, и плот-
ность потока нейтронов изменяются на 8—10 порядков. Однако в настоя
щее время нет детекторов, которые могли бы охватить весь этот диапа-
зон. Поэтому для контроля состояния реактора в разных диапазонах
применяется аппаратура, в которой используются различные детекторы
и методы обработки сигналов (рис. 3.9). Для исключения потери конт-
роля при переходе от одной системы к другой они должны перекрывать
одну-две декады.
Рис. 3.9. Диаграмма диапазонов рабо-
ты различных систем контрол а мощ-
ности реактора.

Ор/Ор°М — относительная мощность
реактора; ПА — пускован аппарату-
ра; РА — рабочая аппаратура.

Типовые схемы каналов
измерения мощности и периода
реактора. Типовая схема п у-
с к о в о г о токового ка-
нала приведена на рис. 3.10, а.
Схема обеспечивает измерение
мощности реактора в диапазоне
5—6 порядков (логарифмиче-
ская шкала Олог), а также в
диапазоне 1—2 порядков (ли-
нейная шкала Слин)- Исполь-
зование линейной шкалы обе-

спечивает большую точность измерения мощности в пределах каждого

диапазона.

В линейном канале ток от ионизационной камеры (ПИК) поступает
в сравнивающее устройство (СУ), где сравнивается с током, задаваемым
переключателем диапазонов (ПД) : разбаланс токов усиливается линей-
ным усилителем постоянного тока (ЛИ) и поступает на показывающий

Рис. 3.10. Типовые схемы измерения мощности и периода реактора пусковой
аппаратурой с токовым (а) и импульсным (б) каналами.
прибор Олин, имеющий линейную шкалу пусковой мощности. В лога-
рифмическом канале ток от камеры поступает в логарифмический уси-
литель (ЛУ). Из (3.17) и (3.9) после логарифмирования при р = сопз!,
/ - сопзТ и Го = //р = сопя! следует, что

)п (йр/Оро) = 1п (///0) =Г/Г0,	(3.18)

т. е. логарифм «мощности изменяется во времени по линейному закону.

После ЛУ сигнал поступает на показывающий прибор Олог, имею-
щий в соответствии с (3.18) логарифмическую шкалу, и далее в диффе-
ренцирующий усилитель (УПД). Дифференцирование (3.18) дает

сЛп 1/сН= 1/Т,	(3.19)

т. е. сигнал становится обратно пропорциональным периоду реактора Т.
Этот сигнал поступает на указатель периода 7, который в соответствии
с (3.19) имеет гиперболическую шкалу.

Типовая схема пускового импульсного канала при-
ведена на рис. 3.10, б. Сигнал с камеры ПИК поступает в предваритель-
ный усилитель (ПУ), который необходим для усиления импульса и
уменьшения влияния на амплитуду сигнала емкости кабеля, соединяю-
щего камеру с ПУ. Затем сигнал проходит амплитудный дискриминатор
(АД), который пропускает импульсы, возникшие в камере только под
действием нейтронов. Далее в формирователе (Ф) все импульсы пре-
образуются в импульсы одинаковой амплитуды и длительности (норма-
лизуются) . В логарифмическом усилителе (ЛУ) скорость прохождения
импульсов, пропорциональная мощности реактора, логарифмируется,
и сигнал поступает на показывающий прибор Опог и в дифференцирую-
щий усилитель (УПД). В результате, так же как и у токового канала,
получают сигнал, поступающий на указатель периода т.

Как токовый, так и импульсный каналы контроля мощности и пе-
риода вырабатывают предупредительные и аварийные сигналы по перио-
ду удвоения мощности (тп, та) и максимально допустимой мощности
при пуске реактора (ОрУСК). Для этого сигналы после ЛУ и УПД обычно
усиливаются в усилителях аварийной защиты (УАЗ) и поступают в си-
стему аварийной защиты (см. рис. 3.10, а). В некоторых системах УАЗ
входят в состав системы АЗ (см. рис. 3.10, б).

Структурная схема системы АР. Система АР предназначена для регу-
лирования мощности реактора в энергетическом диапазоне мощности
Ор 1 4-5% ОрОМ. В ЯППУ с ВВРД наиболее часто используется струк-
турная схема АР, приведенная на рис. 3.11. В рассматриваемой схеме
предусматривается коррекция тока /к рабочих ионизационных камер
Сигналы из системы АЗ и ЗСМ

Рис. 3.11. Структурная схема автоматического регулирования мощности реактора.

(РИК) по средней температуре теплоносителя в реакторе I и связь
между системами АР и КР.

Введение коррекции позволяет учитывать влияние различной плот-
ности воды в реакторе на плотность потока утечки Фд и соответствую-
щим образом исправлять сигнал РИК, т. е. коррекция по температуре
приводит сигнал камер в лучшее соответствие с тепловой мощностью
реактора. Для этого измеряются температуры теплоносителя на входе
Г] и выходе г2 из реактора. В блоке измерения температуры (БИТ)
вырабатывается сигнал /г, пропорциональный Г, который сравнивается
с сигналом /| из задатчика средней температуры (ЗТ).

Если среднее значение температуры воды выше заданного значения,
то увеличивается утечка нейтронов и /к возрастает. В сравнивающем
устройстве температуры (СУТ) возникает сигнал который подается
в корректор (К) в противофазе сигналу /к, и уменьшает результирую-
щий сигнал /кор. Следовательно, алгебраическая сумма сигналов /кор =
= /к +/дг на выходе из корректора соответствует работе реактора на
некотором уровне мощности при заданной средней температуре теплоно-
сителя.

Откорректированный сигнал /кор поступает в сравнивающее устрой-
ство мощности (СУМ), где он сравнивается с сигналом заданной мощно-
сти /д, поступающим из задатчика мощности (ЗМ) реактора. Сигнал рас-
согласования Д/ поступает в усилитель (У), где он усиливается до необ-
ходимой величины, и затем в качестве управляющего сигнала поступает
на блок управления АР (БУдр) и далее на привод стержней АР (Пдр).
Стержни перемещаются в сторону уменьшения сигнала рассогласования.
Стержни АР имеют малую интегральную эффективность, поэтому они
достаточно быстро извлекаются из зоны, компенсируя уменьшение реак-
тивности, обусловленное выгоранием топлива и отравлением ксеноном.

При достижении стержнем АР установленного положения в блок
управления КР (БУ^р) и привод КР (Пкр) поступает сигнал, который
вызывает подъем КР на один-два шага. Мощность реактора начинает
возрастать, что приводит к опусканию стержней АР, т. е. осуществляется
автоматическая перекомпенсация стержней АРи КР. При этом рабочую
группу АР стремятся удерживать в положении, при котором их эффек-
тивность (с/р/с/г) максимальна, т. е. примерно на полувысоте активной
зоны.

Система АР может работать по принципу пропорционального или ре-
лейного регулирования. В системах пропорционального регулирования
скорость перемещения стержней АР пропорциональна величине сигнала
рассогласования △/. В системах релейного регулирования стержни начи-
нают перемещаться только после того, как сигнал рассогласования △/
достигнет некоторого заданного значения. Скорость перемещения стерж-
ней при этом обычно постоянна. Таким образом, релейная система обла-
дает зоной нечувствительности, что снижает точность поддержания мощ-
ности по сравнению с пропорциональной системой.

Преимуществом релейных систем является их меньшая чувствитель-
ность к шумам, возникающим в САР, и большая простота. Конструктив-
но различие между пропорциональной и релейной системами обеспечива-
ется за счет различия в схемах усилителей (У), блоков управления
(БУдр), приводов стержней (Пдр).

В реальных САР иногда предусматриваются дополнительные звенья,
улучшающие динамическую устойчивость контура регулирования.
Например, в пропорциональных системах используется отрицательная
тахометрическая обратная связь или регулирование по производной,
для чего между СУМ и У вводят дифференцирующее звено; в релейных
системах между СУМ и У иногда вводят звено фазовой компенсации и т. л.
При использовании корректора по средней температуре, очевидно,
легко реализуется статическая характеристика реактора с Г ~ сопз1
(см. рис. 7.31 и 1.32).

Структурная схема аварийной защиты. Основное требование к систе-
ме АЗ — безотказность срабатывания, так как эта система обеспечивает
ядерную безопасность. Вместе с тем необходимо иметь в виду, что каж-
дый случай срабатывания АЗ, приводящий к очень быстрой полной оста-
новке реактора, крайне неблагоприятно влияет на все конструктивные
элементы активной зоны (твэлы) реактора, ЯППУ и может в определен-
ных ситуациях создавать угрозу безопасности судна в целом (например,
при проходе узкостей, следовании в караване и т. п.).
Опыт эксплуатации реакторов показал, что во многих слу-
чаях для предотвращения аварии достаточно провести экстрен-
ное снижение мощности до некоторого допустимого уровня. Это мож-
но .осуществить без сброса стержней АЗ за счет введения на некото-
рую величину в активную зону с повышенными скоростями стержней
АР или (и) КР.

Все сигналы, возникающие при отклонениях за допустимые пределы
тех параметров, изменения которых могут привести к аварии, делятся
на две группы:

—	сигналы первого рода, по которым должна производиться полная
остановка реактора путем сброса стержней АЗ (АЗ первого рода) ;

—	сигналы второго рода, по которым должно осуществляться экст-
ренное снижение мощности реактора до некоторого предела путем уско-
ренного ввода стержней АР или (и) КР (АЗ второго рода или режим
ЭСМ).

Для уменьшения числа срабатываний АЗ сигналы первого рода и не-
которые сигналы второго рода по величине отклонения могут быть
предупредительными, показывающими опасное отклонение параметра,
и аварийными, возникающими при достижении параметров предельно
допустимого значения. По предупредительным сигналам обычно прово-
дят режим ЭСМ, а по аварийным — сброс АЗ.

Казалось бы, чем больше сигналов первого рода, тем лучше защищен
реактор. Однако опыт показал, что это не так. Чем больше сигналов, тем
сложнее система, тем больше вероятность отказов в системе и, следова-
тельно, больше ложных срабатываний АЗ. Таким образом, система АЗ
должна обеспечивать безопасность ЯППУ при действительно аварийной
ситуации и в возможно большей степени исключать ложные срабаты-
вания.

Для обеспечения надежности системы АЗ предусматривается не-
сколько независимых групп стержней АЗ (в судовых реакторах обычно
четыре группы) и несколько каналов формирования особо ответствен-
ных аварийных сигналов. Кроме того, стараются использовать приводы
органов регулирования, которые обеспечивают ввод стержней за счет
различных источников энергии или вообще без использования внешней
энергии от судовых систем. В рассмотренных ранее схемах приводов
(см. рис. 3.5 и 3.6) при обесточивании СУЗ стержни АЗ вводятся в зону
за счет потенциальной энергии сжатых разгоночных пружин, а группы
КР -- за счет сил гравитации.

Повышению надежности, уменьшению числа ложных срабатываний,
большему удобству в эксплуатации способствует мажоритарная струк-
тура формирования аварийных сигналов по принципу голосования „два
из трех". На рис. 3.12 показана мажоритарная структура контроля
Рис 3 12 Структурная схема формирова-
ния сигнала АЗ по нейтронной мощности
с двумя независимыми каналами, работа-
ющими по принципу голосования „два из
трех".

1—6 — блоки автоматизированного конт-
роля нейтронного потока; 7' —6! — иони-
зационные камеры.

СУЗ, так как при этом нельзя контролировать состояние реактора и

нейтронного потока в реакторе
ВВЭР-440. В системе использу-
ются два одинаковых незави-
симых канала формирования
сигнала АЗ, в каждом из ко-
торых осуществляется принцип
голосования „два из трех”
{сигнал АЗ проходит, если его
выдали две цепочки из трех).

В соответствии с [18] к
обязательным сигналам АЗ
первого рода, связанным с
контролем нейтронной мощ-
ности, относятся:

— уменьшение периода уд-
воения мощности при пуске
реактора; предупредительный
сигнал возникает обычно при
периоде удвоения тп - 20 с,
а аварийный при та = 1Б с,
— исчезновение напряже-
ния в цепях электропигания

управлять им;

— превышение разрешенного уровня мощности Ор<зх, который зави-
сит от расхода теплоносителя через реактор, т. е. от числа работающих
ЦНПК; обычно уставка предупредительного сигнала составляет 110%,
а аварийного сигнала 120 % от разрешенного уровня мощности.

В свою очередь разрешенный уровень мощности зависит от числа ра-
ботающих ЦНПК. Например, для реактора с четырьмя ЦНПК имеем:

Число работающих ЦНПК на большой с ко

роста	4	3	2

Разрешенный уровень мощности, %	100	75	50

Уставка сигнала, %:

предупредительного	ПО	82,5	55

аварийного	120	90	60

Аналогично выставляются уставки при работе ЦНПК на малой скорое(и.

Кроме того, в зависимости от типа и особенностей ЯППУ и ЯЭУ
в целом к сигналам первого рода относятся некоторые технологические
сигналы (в основном это сигналы по параметрам, изменение которых
может привести к нарушению условий теплоотвода из активной зоны и
возникновению кризиса теплообмена) :
—	прекращение подачи питательной воды в ПГ;

—	недопустимое снижение давления в первом контуре, что связано
с разрывом трубопровода в первом контуре;

—	внезапная остановка (обесточивание) всех ЦНПК (или трех из
четырех), работающих на большой или малой скорости.

По условиям прочности и сохранения конструктивной целостности
первого контура в ВВРД важным параметром является давление в кон-
туре, недопустимое превышение которого также обычно относится к
сигналам первого рода (Р™ак}.

На случай непредвиденных обстоятельств и особых ситуаций (пожар,
взрыв, затопление судна и т. п.) оператор должен иметь возможность
сбросить АЗ от кнопки на пульте управления. Кроме того, правилами
[17, 18, 26] предусматривается резервный пульт, с которого можно не
только кнопкой сбросить АЗ, но и, как минимум, контролировать состо-
яние реактора и управлять системами безопасности. Этот резервный
пульт часто называют постом аварийного расхолаживания (ПАР).

Экстренное снижение мощности обычно предусматривается по пре-
дупредительным сигналам тп, Ор, Р” и т. д., при отключении части
ЦНПК (снижение мощности до разрешенного уровня), при исчезновении
электропитания на пусковых ионизационных камерах в режиме пуска
реактора, при падении вакуума в конденсаторе турбины Рх и т. д.

Структурная схема системы АЗ приведена на рис. 3.13. Аварийные
сигналы на АЗ первого рода вырабатываются как непосредственно в ка-
налах СУЗ реактора, так и в системе формирования технологических
сигналов защиты (СТСЗ), которая получает данные о технологических
параметрах из информационно-измерительного комплекса (ИИК).
Все аварийные сигналы поступают в блок формирования обобщенного
аварийного сигнала (БОС АЗ). Обобщенный сигнал АЗ поступает в блок
управления приводом АЗ (БУдз), который разрывает цепь питания
электромагнитов в приводе АЗ (Пдз). Стержни АЗ сбрасываются в ак-
тивную зону. После сброса АЗ реактор интенсивно расхолаживается,
что при отрицательных температурном и мощностных эффектах приво-
дит к высвобождению реактивности. Для подавления высвобождающей-
ся реактивности и надежного удержания реактора в под критическом со-
стоянии БОС АЗ выдает сигналы на опускание до нижних концевых вы-
ключателей стержней АР и КР с максимальной скоростью, которую мо-
жет обеспечить привод.

Все сигналы аварийной защиты второго рода поступают в блок фор-
мирования сигналов экстренного снижения мощности (БС ЭСМ). Этот
блок через БУ др и (или) БУ^р выдает сигнал на опускание АР и (или)
КР. При этом различные сигналы могут вызывать различный характер
перемещения АР или КР. По некоторым сигналам стержни идут вниз
Рис 3.13 Структурная схема системы аварийной защиты.

с максимальной скоростью на заданную глубину погружения (обычно
при пуске реактора). По другим сигналам стержни двигаются вниз пока
существует сигнал, т. е. их движение прекращается после того, как от
клонение параметра будет устранено. Например, по сигналу остановки
одного из четырех работающих ЦНПК стержни АР (если они есть) или
КР вводятся в зону так, чтобы мощность снизилась до нового разрешен-
ного уровня мощности (75%). Построение конкретной системы АЗ
может отличаться от схемы АЗ, показанной на рис. 3.13, однако принцип
разделения режимов АЗ и ЭСМ всегда сохраняется.

Судовые реакторы обычно обладают высокой способностью к само-
регулированию [15], поэтому они, как правило, не имеют стержней АР
Регулирование их мощности в энергетическом диапазоне осуществлявюя
за счет изменения расхода питательной воды в ПГ (см. рис. 1.4) с по-
мощью питательного клапана. При этом для поддержания заданного зна-
чения Г используют перемещение КР по сигналу блока измерения
температуры (БИТ). В режимах пуска и работы на МКУ управление
осуществляется перемещением групп КР оператором дистанционно
с пульта управления ЯППУ.

§ 3.4.	Система управления ЯЭУ

Система управления и регулирования всей ЯЭУ должна обеспечивать
поддержание в установившихся режимах заданных значений основных
параметров: мощности реактора и турбины, температуры, давления, рас-
хода по первому, второму ч другим контурам, а также улучшения каче-
ства переходных процессов в энергетической установке.

Система автоматического регулирования ЯЭУ состоит из нескольких
связанных между собой непосредственно или косвенно подсистем:
управления и защиты реактора; управления теплообменом между вто-
рым и первым контурами; управления и защиты главной турбины;
управления вспомогательной электростанцией; гребной электрической
установкой ит. п. В двухконтурных установках ЯППУ и ПТУ представ-
ляют единый комплекс, в котором существует зависимость между пара-
метрами ЯППУ (Ср, Р\, ?2.	61) и параметрами ПТУ (Л/ет, О, Ап Г»

Гпг. Гпв). Эта зависимость в различных установках может быть раз-
личной, что обусловлено статическими характеристиками оборудования
и принятыми программами регулирования.

Статические характеристики ЯППУ. Статической характеристикой
ЯППУ называется зависимость давления Рр р, температуры Тр г пара за
ПГ и паропроизводительности О ЯППУ от мощности реактора Ор или
установки, т. е. зависимости Рр Г = (Ор)« *П г = (Ор), П-/ (Ор) на
установившихся (статических) режимах работы.

Тип статической характеристики ЯППУ в первую очередь определя-
ется статическими характеристиками реактора и парогенератора
(см. § 1.6). Некоторые типы статических характеристик ЯППУ приведе-
ны на рис. 3.14.

Для реакторов с высокой способностью к саморегулированию [15]
при постоянном расходе теплоносителя по первому контуру (6| = сопзТ)
наиболее целесообразна статическая характеристика с I - сопз!
(рис. 3.14, а, в), которая требует наименьшего воздействия органов ре-
гулирования на реактор и позволяет исключить систему АР из СУЗ.
В этом случае управлять реактором на энергетических уровнях мощно-
сти можно (см. § 1.2) путем изменения расхода питательной воды в ПГ,
что обычно осуществляется воздействием на питательный клапан
(см. рис. 3.15).

Для реакторов ВВЭР на низкообогащенном низкотеплопроводном
топливе (ПО2), которые имеют большой отрицательный мощностной
Рис. 3-14. Статические характеристики ЯППУ.

эффект реактивности, в режиме саморегулирования с ростом мощности
средняя температура теплоносителя Г будет падать (рис. 3.14, б) - В этом
случае с помощью системы АР можно получить статические характери-
стики с Г = сопзТ либо с ?2 = соп51. Для поддержания постоянной темпе-
ратуры в деталях реактора и сведения к минимуму температурных цик-
лических напряжений наиболее выгодна характеристика с ?-сопз1,
?2 ~ сог)51, ?! = сопя! (см. рис. 3.14, в). Ее преимущества особенно значи-
тельны для ВТ ГР и газотурбинных установок, так как позволяют в широ-
ком диапазоне изменения мощности поддерживать неизменным КПД
термодинамического цикла. Однако для ее реализации в соответствии
с (3.14) требуется изменять расход теплоносителя пропорционально
мощности, т. е. регулировать число оборотов ЦНПК.

Характер зависимостей ДпГ=Н<Эр) и Гпг==Г(Ор) определяется
статической характеристикой реактора, типом ПГ и принятой програм-
мой регулирования. Как указывалось в § 1.4, в прямоточных ПГ можно
получить любую зависимость Рр р = Г (Ор) • Для сохранения постоянным
КПД цикла Ренкина, удобства регулирования оборудования ПТУ и в це-
лом ЯЭУ наиболее выгодной является программа с постоянным давле-
нием пара Р - сопз!:. Регулятором! можно поддерживать Рр г ~ сопз!,
но в этом случае давление перед маневровым устройством турбины
(/’му) будет падать с ростом мощности из-за возрастания гидравличе-
ского сопротивления главного паропровода (см. рис. 3.14, а).

Обычно система регулирования поддерживает постоянное давление
перед маневровым устройством турбины (Рму = сопзТ), тогда давление
за ПГ с ростом мощности несколько возрастает (пунктирная кривая
Рпг на рис. 3.14, а). Если приняты законы изменения Г2 -НОр) и Рпг ~
= 7(С?р), то температуру пара за ПГ регулировать нельзя, так как зависи-
мость	будет, с одной стороны, определяться автомодель-

ностью перераспределения поверхности нагрева ПГ между экономайзер
ной, испарительной и перегревательной зонами (см. § 1.4), а с другой —
зависимостью Г2 ~ (Ор).

В первом приближении можно считать, что в ПГ коэффициент тепло-
передачи К не зависит от нагрузки. Тогда, как следует из (1.5), измене-
ние тепловой мощности ПГ будет пропорционально температурному на-
пору Д1, так как г - сопзГ Поэтому с уменьшением нагрузки ПГ
Гп Г приближается к I? (см. рис. 3.14). В статической характеристике
с г - соп81, Г2 = '/аг (см. Рис. 3.14, а) максимум г имеет место обычно
при нагрузке 70- 80 %.

Зависимость изменения паропроизводительности О=?(ОР) опреде-
ляется типом тепловой схемы ПТУ. Если можно считать ^пг ~ сопзХ и
*п.в =соп5±, то, как следует из (1.4), зависимость &=?(Ор) будет ли-
нейной. Это достаточно справедливо для нерегенеративных схем ПТУ,
в которых Гп в определяется постоянным давлением в деаэраторе. Для
регенеративных тепловых схем Гп в будет изменяться, следуя за законом
изменения давления греющего пара в последней ступени подогрева.
В этом случае зависимость О= / (Ор) уже не будет линейной.

Режимы работы ПТУ и ЯППУ. Режимы работы судовой ЯЭУ можно
разделить на стационарные, в которых мощность ЯЭУ длительное время
сохраняется постоянной, и манеероеые, в которых мощность на винтах
изменяется в широком диапазоне быстро и часто. Для ледоколов манев-
ровый режим работы является основным. Физически нейтронная мощ-
ность реактора может изменяться со скоростью, которая превышает
возможную скорость изменения мощности турбины. Однако каждое
изменение мощности реактора связано с возникновением в элементах
активной зоны и оборудовании первого контура дополнительных темпе-
ратурных напряжений, накопление которых вызывает явление малоцик-
ловой усталости, приводящее к их разрушению.

Особенно нежелательны частые и глубокие изменения температурно-
го режима для твэлов, которые являются весьма нагруженными деталя-
ми и под действием циклических температурных напряжений могут
быстро терять герметичность оболочек. Это наиболее вероятно для твэ-
лов с 002, имеющих очень большие градиенты температур. Если оболоч-
ка твэла получила трещину, то изменения температурного режима рабо-
ты приводят к резкому увеличению выхода осколков деления в теплоно-
ситель и развитию трещины.

Явление малоцикловой усталости опасной для корпусов реакторов,
так как может привести к их хрупкому, мгновенному разрушению,
поэтому постоянный маневровый режим работы ЯППУ нежелателен.

ЯППУ обладает большой тепловой инерцией, в связи с этим измене
ние ее паропроизводительности возможно только с ограниченными ско-
ростями. В переходных процессах при высоких скоростях изменения
мощности турбины, что обусловлено требованиями к маневренности суд-
на, возникает дисбаланс между количеством пара, потребляемым тур-
биной, и количеством пара, вырабат ываемым ЯППУ. Для предотвраще-
ния недопустимого повышения давления пара при резком уменьшении
мощности турбины применяют сброс излишков пара на главный конден-
сатор через дроссельно-увлажнительное устройство (см. рис. 2.3 и 3.15).
При набросе нагрузки ограничивают скорость нарастания мощности тур-
бины во избежание недопустимого снижения давления пара, так как это
может привести к падению оборотов ВТГ, снижению частоты тока и авто
магическому обесточиванию ЭЭУ (см. § 2.2).

С учетом изложенного выше, в судовых ЯЭУ реализуются две про
граммы управления мощностью турбины и реактора: режим раздельного
управления и режим совместного управления.

В режиме раздельного управления мощностьтурби
ны изменяется независимо от мощности ЯППУ. При этом реактор рабо
тает с заданной постоянной мощностью, несколько большей, чем требу
ется для покрытия энергетических нужд судна. Избытки пара сбрасыва
ются через ДУУ. Мощность турбины при этом может изменяться от холо-
стого хода до некоторого ограниченного верхнего предела, соогветству
тощего заданной мощност и реактора. Перевод реакт ора с одного заданно
го уровня мощности на другой осуществляется оператором; при этом
скорость изменения мощности реактора небольшая (обычно 1 % в секун-
ду и менее). Установленная скорость изменения мощности поддержива
ется системой рег улирования или оператором.

В режиме совместного управления (СВУ) заданная
мощность реактора изменяется по сигналу и в соответствии с изменени-
ем нагрузки турбины. При этом установленная скорость изменения
мощност и реактора поддерживается системой регулирования. Этонаибо
лее экономичный режим работы ЯЭУ, обеспечивающий наименьший рас
ход ядерного топлива, так как реактор вырабатывает столько энергии,
сколько нужно для покрытия энергетических нужд (травление излиш
ков пара отсутствует) -

Структурные схемы систем автоматического регулирования ЯЭУ.
На рис. 3.15 представлена структурная схема САР ЯЭУ, которая по прин-
ципу построения близка к схемам, используемым на атомных ледоколах
типов „Арктика" и „Россия". В ЯППУ ледоколов используются ВВРД
с высокой способностью к саморегулированию. В связи с этим в реакто-
ре нет стержней АР; регулирование их мощности в энергетическое
Рис. 3.15. Структурная схема системы автоматического регулирования ЯЭУ ледоколов.
диапазоне осуществляется путем изменения расхода питательной воды в
ПГ с помощью питательного клапана (ПК). В режимах вывода реактора
в критическое состояние и при работе на МКУ (Ор <1-?5% Ором)
управление реактором осуществляется путем дистанционного перемеще-
ния групп КР оператором с пульта управления {ПУ ЯППУ).

Для контроля мощности и защиты реактора в период пуска исполь-
зуются два пусковых канала: импульсный (ПИ ККМ) и токовый
(ПТ ККМ) (см. рис. 3.10). Каждый канал может выдавать в систему за-
щиты предупредительные и аварийные сигналы по превышению пуско-
вой мощности (Ор Гпах > 12 %) и периоду удвоения мощности (тп =
~ 20 с, т8 = 15 с) (см. рис. 3.15). Для контроля и защиты на энергетиче-
ских уровнях мощности используется рабочий канал контроля мощно-
сти (РККМ), который не вырабатывает управляющих сигналов, но выда-
ет предупредительные и аварийные сигналы по мощности реактора.
Виды и число предупредительных и аварийных сигналов, а также постро-
ение системы защиты реактора принципиально такие же, как на схеме
рис. 3.13.

В ЯППУ реализуется статическая характеристика г = сопзГ.. Средняя
температура теплоносителя Г поддерживается постоянной с помощью
канала регулирования I, который воздействует на КР. Канал состоит
из блока измерения средней температуры (БИТ), задатчика г (ЗТ) и
сравнивающего устройства (СУТ). Возникающий в СУТ при отклонении
г от заданного значения сигнал поступает в блок управления КР (БУ^р)
и вызывает соответствующее перемещение КР.

Канал регулирования температуры релейного типа: сигнал_на переме-
щение КР проходит на БУкр при отклонениях △? = 5 Си Дг = —3 С.
Например, при △г = 5°С КР идут вниз и вносят в зону отрицательную
реактивность --△ркр, мощность реактора начинает уменьшаться, но рас
ход питательной воды в ПГ сохраняется неизменным. Это приводит к
снижению средней температуры теплоносителя, так как отводимая в ПГ
мощность становится больше, чем выделяющаяся в активной зоне.
Снижение Г при отрицательном температурном коэффициенте реактив-
ности б/р/б/Г приводит к росту реактивности на величину (б7р/бй)Дг.
т. е. компенсации Др^р. В результате этого процесса саморегулирования
мощность реактора приходит в соответствие с мощностью, отводимой
из П Г, но при более низком значении средней температуры.

Схема САР ЯЭУ предусматривает работу как в раздельном, так и
в совместном режимах управления. Перемещение ПК, т. е. регулирова-
ние мощности ЯППУ, может осуществляться по двум сигналам
(см. рис. 3.15) : от задатчика режима (мощности) ЯППУ (ЗР ЯППУ)
и от датчика давления пара (ДДП).

При работе в режиме раздельного управления сигнал по давлению
пара отключается с помощью ключа СВУ. Управление мощностью ЯППУ
осуществляется оператором через ЗР ЯППУ или путем ручного дистанци-
онного управления ПК через электрогидравлический блок управления
(ЭГБУ). При дистанционном управлении ПК перемещается со скоростью
5 % в секунду. Сигнал от ЗР ЯППУ поступает на датчик уровня мощности
(ДУМ), который формирует сигнал на изменение мощности реактора
со скоростью 1 % в секунду. Сигнал с выхода ДУМ поступает в блок
управления ПК (БУПК), где он сравнивается с сигналом отрицательной
обратной связи по положению питательного клапана. Электрический
сигнал из блока управления ПК (БУПК) поступает в ЭГБУ, где он преоб-
разуется в гидравлический. Под действием этого сигнала гидравлический
привод Пр к перемещает ПК.

Для обеспечения линейной характеристики 0=1(11} на ПК с по-
мощью регулятора перепада давления (РИД) поддерживается дроссель-
ным клапаном (ДК) постоянный перепад давления. В свою очередь,
изменение перепада давления на ДК является сигналом для изменения
производительности турбопитательных насосов (ТПН) (на рис. 3.15 эта
часть САР не показана).

В рассматриваемом режиме раздельного управления давление
пара в главном паропроводе поддерживается постоянным с помощью
регулятора давления пара (РДП). При изменении давления пара РДП воз-
действует на привод клапана травления (ПКТ), изменяя количество
пара, сбрасываемого на дроссельно-увлажнительное устройство- РДП
является двухимпульсным: первый импульс — давление пара, второй —
частота вращения турбины. Второй импульс поступает в РДП из системы
регулирования, управления и защиты ГТ Г (РУЗ ГТ Г) и воздействует
на РДП при изменении нагрузки турбины.

Частота вращения турбины задается с пульта управления турбиной
(ПУ ГТ Г) и поддерживается постоянной регулятором оборотов (РО),
который через РУЗ ГТ Г воздействует на маневровый клапан (МК).
РУЗ ГТГ также осуществляет защиту турбины, останавливая ее, закры-
вая быстрозапорный клапан (БЗК) по сигналам превышения частоты
вращения (л/пзд > 1,13 -=-1,14 от центробежного регулятора бойкового
типа и п/лзд >1,14-^-1,15 от РО), снижения давления в системе смазки, па-
дения вакуума в конденсаторе, при срабатывании АЗ на двух реакторах
(для увеличения продолжительности парового выбега ВТГ).

Мощность ГЭУ и ГТГ может изменяться в режиме раздельного
управления от нуля до некоторой максимальной величины, обусловлен-
ной мощностью, на которой работает ЯППУ. Изменение мощности ГЭУ
осуществляется с трех пультов (см. рис. 2.8) : с ходового мостика,
ЦПУ и кормовой ходовой рубки. Сигнал с ПУ ГЭУ (см. рис. 3.15) посту-
пает в системы возбуждения главных генераторов (ГГ) и гребных элект-
родвигателей (ГЭД). Мощность ГГ изменяется, что приводит к изменению
частоты вращения турбины. РО соответственно изменяет открытие
МК и мощность турбины. Происходящие при этом изменения давления
пара компенсируются РДП.

Для перехода к режиму совместного управления ключом СВУ
датчик давления пара (ДДП) через блок управления мощностью (БУМ)
подключается на БУ ПК и ЗР ЯППУ При изменении мощности ГЭУ и
ГТГ возникает импульс по давлению пара. БУМ имеет два канала. Канал
линейного изменения мощности (ЛК), по которому сигнал отклонения
давления пара поступает на БУ ПК, используется для небольшой коррек-
тировки (в пределах ± 5 %) мощности ЯППУ. При больших изменениях
мощности ГЭУ в действие вступает интегральный канал (ИК), сигнал ко
торого приводит к изменению положения ЗР ЯППУ и далее по цепочке
ДУМ—БУ ПК ЭГБУ—Ппк к изменению открытия ПК и мощности реак-
тора. При включении СВУ РДП перестраивается на поддержание несколь-
ко более высокого давления, что исключает травление пара, но предот-
вращает срабатывание предохранительных клапанов на главном паропро-
воде при резких сбросах нагрузки ГЭУ.

Скорости изменения мощности ГЭУ и паропроизводительности
ЯППУ различаются примерно на два порядка. Поэтому при быстром уве-
личении мощности ГЭУ будут возникать провалы давления пара Для
исключения провалов давления датчик минимального давления пара
(ДМД) выдает сигнал в блок ограничения мощности (БОМ), который
через систему автоматического управления ГЭУ (САУ ГЭУ) ограничива-
ет рост мошности ГЭУ. По мере открытия ПК и возрастания паропроиз
водительности ЯППУ давление пара возрастает и ограничение мощности
ГЭУ снимается.

Отметим также, что при отключении одного или двух ЦНПК из четы-
рех работающих на большой или малой скорости в СТСЗ формируются
сигналы падения оборотов С1 и лмх4, которые поступают на ЗР ЯППУ.
В зависимости от числа ЦНПК, оставшихся в работе на большой или ма-
лой скорости, ЗР ЯППУ автоматически устанавливает новый разрешен
ный уровень мощности ЯППУ.

После срабатывания АЗ реактор начинает расхолаживаться, что при-
водит к росту реактивности. Для более гарантированного удержания
реактора в подкритическом состоянии после АЗ вводится режим нерас-
холаживания зоны, т. е. поддержания средней температуры теплоноси-
теля. В этом режиме сигнал с СУТ с помощью реле Рдз подается на
БУПК, который приводи! положение ПК и расход питательной воды в
соответствие с тепловой мощностью реактора, регулируя гем самым
процесс расхолаживания.

На рис. 3.16 представлена структурная схема системы взаимосвязан-
ного управления мощностью ЯППУ и ПТУ, близкая по принципу

построения к схеме, используемой на лихтеровозе-контейнеровозе
„Севморпуть". На лихтеровозе используется водо-водяной реактор
КЛТ-40, обладающий, как и ледокольные реакторы, высокой способ-
ностью к саморегулированию. Поэтому управление мощностью реактора
(ЯППУ) в энергетическом диапазоне осуществляется как на ледоколах
путем изменения расхода питательной воды, поступающей в ПГ, с по-
мощью воздействия на питательный клапан (ПК).

В качестве главного двигателя на лихтеровозе используется турбо-
зубчатый агрегат (ГТЗА), работающий на винт регулируемого шага
(ВРШ). Шаг винта может изменяться с помощью следящей системы,
состоящей из задатчика шага винта (ЗШВ), усилителя (У), электрогид-
равлического преобразователя (ЭГП), сервомотора (СМ) и механизма
изменения шага (МИШ) винта.

Скорость судна, г. е. мощность на винте, устанавливается путем зада-
ния частоты вращения шзд и шага винта Нза с помощью задатчиков шага
(ЗШВ) и оборотов (ЗОВ) винта. Изменение мощности на винте осущест-
вляется путем изменения шага винта через ЗШВ. Любое изменение шага
приводит к изменению числа оборотов винта и турбины, в результате
чего регулятор частоты вращения (РЧВ) изменяет подачу пара на ГТЗАГ
воздействуя на маневровый клапан (МК). Изменение расхода пара на
ГТЗА приводит к изменению давления пара в главном паропроводе.
Это вызывает возникновение импульса в датчике давления пара (ДДП),
по которому регулятор нормального давления пара (РИД) изменяет
степень открытия питательного клапана (ПК), т. е. мощность реактора.

Кроме РИД и РЧВ в системе имеются регуляторы минимального
давления (РМД) и избыточного давления пара (РДП). РМД предназначен
для предотвращения недопустимого понижения давления пара в главном
паропроводе при резких набросах нагрузки на ГТЗА путем предотвра-
щения резких и значительных открытий МК. РДП управляет клапаном
травления (КТ), т. е. предотвращает недопустимое повышение давления
пара при резком сбросе нагрузки с ГТЗА путем сброса излишков пара
на главный конденсатор (ГК).

РМД и РДП вырабатывают управляющие импульсы на изменение
мощности реактора, которые в режиме взаимосвязанного управления
ЯППУ и ПТУ поступают на вход устройства программного управления
(УПУ) мощностью реактора. Таким образом, на вход УПУ поступают
три сигнала: от ДДП, РМД и РДП. В состав УПУ входит инте-
гратор, который имеет несколько скоростей интегрирования, обеспе-
чивающих изменение положения ПК со скоростью, например, 0,1;
1; 5 % в секунду. Выбор скорости перемещения ПК, а значит, и скорости
изменения мощности реактора осуществляется дистанционно опе
ротором.
ДДП сравнивает давление в главном паропроводе Рг п с заданным
значением давления Рзл и выдает в УПУ, РМД и РДП сигнал рассогласо-
вания △Р=РЗД—Рг.п- Если До <±0,1 МПа, то УПУ выдает в РН Д управ-
ляющий сигнал на изменение положения ПК с максимальной скоростью,
ограничиваемой временем сервомотора, например 5 % в секунду.
При этом перемещение ПК ограничивается ±5% от номинального хода
клапана. Следовательно, в этом случае быстро компенсируются незначи-
тельные изменения расхода пара, возникающие, например, при включе-
нии или отключении мелких дополнительных потребителей, мощность
которых не превышает 5 % от номинальной мощности реактора.

Если давление в паропроводе существенно возрастает и величина
ДР превысит значение уставки в устройстве смещения (УС1), в действие
вступает регулятор избыточного давления (РДП). Сигнал с выхода УС1
поступает по пропорционально-интегральному каналу (элементы П и И)
на вход следящей системы, управляющей КТ и состоящей из усилителя
(У), электрогидравлического преобразователя (ЭГП), промежуточного
сервомотора (ПСМ) и главного сервомотора (ГСМ), перемещающего
КТ. ПСМ управляет ГСМ; в системе имеется отрицательная обратная
связь (ОС). В режиме взаимосвязанного управления с сумматора РДП
сигнал поступает на УПУ, что будет приводить к закрытию ПК и сниже-
нию мощности реактора с установленной скоростью (0,1 или 1 % в се-
кунду). Паропроизводительность и давление пара начнут снижаться и.
когда импульс ДР достигнет уставки в УС1, клапан травления закроется.

При резком увеличении нагрузки ГТЗА и падении частоты вращения
РЧВ будет стремиться резко открывать МК, что может привести к недо-
пустимому падению давления пара в главном паропроводе и остановке
вспомогательных турбогенераторов, т. е. обесточиванию ЯЭУ, что недо-
пустимо. Для предотвращения больших провалов давления РМД ограни-
чивает величину открытия МК, т. е. рост мощности ГТЗА.

При понижении давления в паропроводе, когда ДР превысит значе-
ние уставки в устройстве смещения (УС2), в действие вступит РМД и сиг-
нал с УС2 через пропорционально-интегральный канал (элементы П и И)
поступит через ограничитель (ОГР) в устройство выделения минимума
сигнала (УВМ) в регуляторе частоты вращения. На УВМ сравниваются
сигналы от РМД и собственно РЧВ; при этом к следящей системе МК
проходит меньший по величине сигнал. Таким образом, МК является
исполнительным органом, которым управляют два регулятора. Если дав-
ление пара в главном паропроводе незначительно отличается от задан-
ного, то сигнал с выхода ОГР (Ци.д) имеет максимальное значение,
которое больше значения сигнала на выходе пропорционально-интеграль-
ного канала РЧВ (С/Ч.в) - В этом случае УВМ пропускает через себя сигнал
иц в и МК управляется РЧВ.
При существенном падении давления в паропроводе УВМ пропускает
сигнал от РМД, что приводит к ограничению открытия МК. Одновремен-
но с этими сигналами с сумматора РМД сигнал проходит на УПУ, что
приводит к открытию ПК с установленной скоростью; мощность реак-
тора, паропроизводительность и давление пара начинают возрастать.
Когда давление пара достигнет значения, при котором АР-станет меньше
уставки в УС2, РМД снимает ограничение на открытие МК и управление
им опять перейдет к РЧВ.

Регулятор частоты вращения имеет задатчик частоты вращения
(34В) и задатчик следящей системы (ЗСС), которые задают частоту вра-
щения ГТЗА в соответствии с положением рукоятки машинного телегра
фа. Частота вращения ГТЗА измеряется датчиком частоты вращения
(ДЧВ).

Сигнал от ЗСС определяет степень открытия МК, т. е. уровень мощ-
ности ГТЗА, а сигнал от 34В корректирует положение МК в результате
сравнения его с сигналом от Д4В. Использование только 34В приводит
к большой статической ошибке по частоте вращения; одновременное
использование ЗСС и ЗЧВ позволяет свести к минимуму величину ста-
тической ошибки во всем задаваемом диапазоне частоты вращения.
Сигнал от Д4В преобразуется в электрический сигнал в преобразователе
частотного сигнала (ПЧС) и в этом виде сравнивается с сигналом
от 34В.

Разность сигналов по пропорционально-интегральному каналу посту-
пает в сумматор Р4В, где суммируется с сигналами от ЗСС и корректора
оборотов (КО). Корректор оборотов изменяет в небольших пределах
(± 10%) задание на положение МК при изменении шага винта. Результи-
рующий сигнал Ц.в, если нет ограничений со стороны РМД, через УВМ
поступает на следящую сторону МК, изменяя его открытие, и, следова-
тельно, частоту вращения ГТЗА.

Лихтеровоз построен для активного плавания во льдах. Опыт ледо-
вого плавания показывает, что лопасти винтов, как правило, ломаются,
если при взаимодействии винта со льдом судно движется, а винт останав
ливается. Для предотвращения этого при возрастании момента сопротив
ленив на винте и уменьшения частоты вращения сигнал с ДЧВ через кор-
ректор шага (КШ) поступает непосредственно на ЗШВ, который умень-
шает шаг винта, что создает лучшие условия для фрезерования льда лопа-
стями винта.

Рассмотренная схема допускает раздельное управление мощностью
ПТУ и ЯППУ, для чего отключается воздействие ДДП на систему управ
ления расходом питательной воды в ПГ, а управление шагом гребного
винта и частотой его вращения осуществляется по независимым каналам
управления.
Контрольные вопросы к главе 3

1.	Дайте определение периода реактора Какие периоды называются переход-
ными и какой установившимся? По какому закону изменяется мощность реактора
во времени после окончания переходного процесса, вызванного скачкообразным
изменением реактивности?

2.	Как будет изменяться во времени мощность реактора, если в активную
зону внесена реактивность р <‘ 0,р >/? и 0 < р < р?

3.	За счет каких эффектов -изменяется реактивность при работе реак-
тора и с помощью каких устройств осуществляется управление реактив-
ностью?

4.	Что называется передаточной функцией реактора? Устойчивым или неустой-
чивым элементом системы регулирования является реактор при отсутствии внеш-
них и внутренних обратных связей и почему?

5.	Перечислите основные внутренние и внешние обратные связи в реакторе.
Какое влияние эти связи оказывают на реактор как объект регулирования?

6.	Сформулируйте назначение и основные требования к СУЗ реактора. Из ка-
ких подсистем обычно состоит СУЗ и каково их назначение?

7.	Какие типы органов регулирования и их приводов называются „сухими”
или „мокрыми” и почему?

8.	Какова конструкция регулирующих стержней и стержней АЗ; из каких
материалов они выполняются и почему?

9.	Сформулируйте основные требования к приводам различных органов регу-
лирования и защиты реактора.

10.	Какими методами может быть измерена мощность раактора, в чем их
достоинства и недостатки?

11.	Как зависит сигнал детектора мощности от средней плотности потока
нейтронов в активной зоне?

12.	Поясните принцип работы ионизационной камеры. Чем отличается токовый
режим работы от импульсного и в чем состоят конструктивные отличия токовых
камер от импульсных?

13.	Для чего и каким образом осуществляется компенсация у-фона в токовых
ионизационных камерах? Как исключается влияние у-фона на сигнал при исполь-
зовании импульсных камер?

14.	Зачем в схемах измерения мощности и периода используются два канала —
линейный и логарифмический? Какой обработке и зачем подвергается сигнал от
ионизационной камеры в усилителях ЛИ, ПУ и УПД?

15.	По каким принципам регулирования может строиться схема системы АР
и зачем в них вводится коррекция тока камер по средней температуре теплоноси-
теля?

16.	На какие группы и почему подразделяются сигналы в схемах АЗ реактора?
Что происходит при прохождении аварийного сигнала той или иной группы? Изме-
нения каких параметров и в каких пределах приводят к возникновению аварийных
сигналов и срабатыванию АЗ или экстренному снижению мощности реактора?

17.	Какие мероприятия предусматриваются для повышения надежности
аварийной защиты и уменьшения вероятности ложных срабатываний?

18.	Каково назначение системы управления судовой ЯЭУ и из каких подсистем
она обычно состоит?

19.	Какие статические характеристики ЯППУ и какие режимы работы ЯЭУ
должна обеспечивать система управления судовой ЯЭУ?
20.	По каким сигналам и в каких режимах работы ЯЭУ осуществляется пере-
мещение КР, изменяются открытия ПК и клапана травления пара на дроссельно
увлажнительное устройство?

21.	Каковы функции регуляторов нормального давления пара, минимального
давления пара и избыточного давления пара и на какие органы они воздействуют!’

Г л а в а 4

ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ И РАДИАЦИОННОЙ ТЕХНИКИ
БЕЗОПАСНОСТИ. БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА

§ 4.1. Основные положения и нормы радиационной безопасности

Основные понятия и единицы измерения. Рассмотрим основные по-
нятия и определения, используемые в дозиметрии и при нормировании
радиационной безопасности [16].

Под ионизирующими излучениями понимают потоки электронов,
позитронов, у-квантов, протонов, а-частиц, нейтронов, атомных ядер и
других частиц, способных при взаимодействии с веществом прямо или
косвенно создавать в нем заряженные атомы и ионы. При движении
ионизирующих излучений в любой среде вся их энергия в различных про-
цессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов передается
веществу среды.

Способность заряженных частиц передавать в процессе ионизации
энергию характеризуется линейной передачей энергии (ЛПЭ], которая
равна средней потере энергии с!Е на малом отрезке пути с!1, отнесенной
к длине этого отрезка, т. е. ЛПЭ -йЕ/й/. Для измерения ЛПЭ использует-
ся 1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м. ЛПЭ зависит от характеристик среды, вида
излучения и энергии частиц.

Количество энергии, переданной излучением среде, характеризуется
поглощенной дозой Д - йЕ/йт, где йт — масса вещества в элементарном
объеме, которому передана энергия йЕ. Единицей поглощенной дозы в
системе СИ является Грей, 1 Гр=1 Дж/кг; кроме того, используется
специальная единица 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Гр. При одном и том же
облучении поглощенная доза зависит от свойств среды. При расчете по-
глощенной дозы в мягкой биологической ткани принимается следующий
ее состав: О2 = 76,2 %, С - 11,1 %, Н2 - 10,1 %. М2 - 2,6 % (по массе).
Для характеристики поглощенной дозы при прохождении 7-и злу че-
ния в воздухе используется экспозиционная доза X, единица измерения
которой кулон на килограмм (Кл/кг) и специальная единица рентген
(Р), 1 Р = 0,258 мКл/кг.

Биологические последствия облучения человека в малых дозах при
одной и той же дозе облучения Д будут различными в зависимости от
полной ЛПЭ облучения. Влияние вида излучения и его энергии, от кото-
рых зависит ЛПЭ, на последствия облучения определяет коэффициент
качества О. Безразмерный коэффициент качества О определяет зависи-
мость неблагоприятных биологических последствий облучения человека
в малых дозах от полной ЛПЭ (вида и энергии) излучения. Чем выше О,
тем более опасно излучение.

Для оценки радиационной опасности хронического облучения излу-
чением произвольного состава используется эквивалентная доза Н =

ОО

= 2 Ду О,-, где Д/, О, —поглощенная доза и коэффициент качества/ го
/ = 1

вида излучения.

При вычислении Н для неизвестного спектрального состава излуче-
ния рекомендуются следующие значения коэффициента качества [16] :

Вид излучения	Коэффициент

качества С

Рентгеновское и у-излучение ....	1

Электроны, позитроны................... 1

ПротонысЕ < 10 МэВ . .	10

Нейтроны с Е < 20 кэВ.................. 3

Нейтроны с 0,1 <Е < 10 МэВ..... .	10

а-частицы с Е < 10 МэВ ............... 20

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы в СИ использу-
ется Зиверт, 1 Зв = 1 Гр/С? в 1 Дж/кг/0. Специальной единицей эквива-
лентной дозы является биологический эквивалент рентгена (бэр),
1 бэр = 0,01 Гр, следовательно, 1 Зв = 100 бэр. Все нормирование облуче-
ния производится в единицах эквивалентной дозы.

Биологические последствия облучения зависят не только от дозы,
но и от времени, в течение которого эта доза получена. Поэтому
в дозиметрии используется понятие мощность дозы: поглощенной
Р (Гр/с, рад/с), экспозиционной Рэкс -дХ/д1 (Р/с, мР/ч и т. п.)
и эквивалентной Рэкв = дН/д1 (Зв/с, бэр/ч и т. п.). В практике дози-
метрии обычно приходится измерять плотность потока различных частиц
той или иной энергии (напомним, что интегральная по времени и энергии
плотность потока называется флюенсом}.
Эквивалентная доза Н, отнесенная к флюенсу Ф, называется удель-
ной эквивалентной дозой: Ь = Н/Ф бэр • см2/част., которая является
одной из основных характеристик условий и последствий облучения, так
как соединяет в единый показатель плотность потока, энергию частиц,
время облучения и коэффициент качества.

Источники излучения могут находиться как вне, гак и внутри орга-
низма человека. В соответствии с этим различают внешнее и внутреннее
облучение. Естественный фон внешнего облучения, обусловленный
космическим излучением и природными радиоактивными веществами,
на 'территории СССР создает мощность экспозиционной дозы в
4—20 мкР/ч.

Различные органы организма человека в разной степени чувствитель-
ны к облучению, что приводит к различным последствиям при облучении.
В некоторых органах однажды полученные повреждения не восстанавлива-
ются, а более того, накапливаются. К таким органам прежде всего относят-
ся гонады, повреждения которых передаются по наследству. Поэтому при
выработке действующих допустимых норм облучения [16] стремились
свести к разумному пределу, близкому к естественному, генетический
брак в последующих поколениях. По соматическим последствиям,
т. е. по опасности для здоровья каждого индивидума, наиболее чувстви-
тельным к облучению является красный костный мозг,

В связи с разной чувствительностью вводится понятие критиче-
ского органа, под которым понимают орган, ткань, часть тела или все
тело, облучение которого в конкретных условиях причиняет наибольший
ущерб здоровью человека или его потомству.

В порядке убывания радиочувствительности нормами НРБ-76 [16]
устанавливаются три группы критических органов: I группа — все тело,
гонады, красный костный мозг; II группа - мышцы, щитовидная желе-
за, жировая ткань, внутренние органы, хрусталик глаза и все другие ор-
ганы, за исключением отнесенных к I и III группам; III группа — кожный
покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Очевидно, что вредные генетические последствия в будущих поколе-
ниях будут зависеть от количества ныне живущих людей, которые полу-
чили ту или иную дозу облучения. Если повышенной дозой будет облучен
ограниченный круг людей, а все население — естестественным фоном,
то отрицательные генетические последствия будут меньше, чем при облу-
чении всего населения некоторыми несколько повышенными дозами.
В связи с этими нормами НРБ-76 [16] установлены три категории облу-
чаемых лиц:

—	категория А — персонал, к которому относятся лица, постоянно
или временно работающие непосредственно с источниками ионизирую-
щих излучений;
—	категория Б — ограниченная часть населения, к которой относятся
лица, не работающие непосредственно с источниками излучения, но по
условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подверг-
нуться облучению;

—	категория В - население области, страны.

В составе экипажей атомных судов к категории А относятся все
специалисты службы радиационной безопасности и некоторая часть спе-
циалистов служб механической, электромеханической, КИПиА, которая
участвует в непосредственном обслуживании ЯППУ. Весь остальной
экипаж относится к категории Б.

Для каждой категории облучаемых лиц установлены три класса нор-
мативов, соблюдение которых гарантирует радиационную безопасность:
основные дозовые пределы, допустимые уровни, контрольные уровни.

Для лиц категории А основным дозовым пределом является пре-
дельно допустимая доза (П ДД), т. е. наибольшая величина индивидуаль-
ной эквивалентной дозы Н за год, равномерное воздействие которой

Таблица 4.1. Допустимые уровни для отдельных нуклидов (для лиц катего-
рии А)

Нуклид,период полураспада	Состоя- ние нук- лида*	Критический орган	ДС, мкКи	ПДП с возду- хом, мкКи/г.	ДК в воз- духе рабо- чей зоны, Ки/л
’Н; 12,34 г.	Газ	Все тело	—	4,8 - Ю6	2 10~е
	3Н2О		1,2 - 103	1,2 - 10*	4,8  10“’
355, 87,1 сут	р	Гонады	0,2	6,8  102	—
	НР	Легкие	15	6,3 - 102	2,5  10“10
Э6С1; 37,7 мин	р	Все тело	75	8,7 - 102	—
	НР	Легкие	3,2	57	2,3- 10"’ 1
80 5г; 28,6 г.	р	Кости	2	2.9	—
	НР	Легкие	0,76	14	1,2 • 10“12
131 1; 8,06 сут	р	Щитовидная	0,07	10	—
		железа			
	НР	Легкие	2,8	8 - 102	4,2 - 10 ’ 2
13’Сб; ЗОлет	р	Все тело	33	1,6 - 102	—
	р	Печень	3,5	—	—
	р	Селезенка	0,34		—
	р	Мышцы	14	—	—
	НР	Легкие	2	36	14- 10-11
23 5 У; 7,1  10" г.	р	Почки	0,001	0,62	—
	р	Кости	0,024	0,73	—
	НР	Легкие	0,0087	0,15	6  10- 14
23 9 Ри; 2,44 - 1О* г.	р	Кости	0,02	2,1  10"3	—
	НР	Легкие	0,008	4,7  10“2	9 - 10'1 6

* Р — растворимые соединения; НР — нерастворимые соединения.
в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала не-
благоприятных изменений, обнаруживаемых современными мето-
дами.

Для лиц категории Б дозовым пределом является предел дозы
(ПД), который устанавливается для предотвращения необоснованного
облучения лиц этой категории.

Нормы радиационной безопасности. Для различных групп критиче-
ских органов в зависимости от категории облучаемых лиц нормами
НРБ-76 [76] установлены следующие дозовые пределы внешнего и
внутреннего облучения:

Группа критических органов	I	II	III

ПДД (категория А), бэр/г.	5	15	30

ЛД (категория В), бэр/г.	0,5	1,5	3

При этом для лиц категории А эквивалентная доза Н, бэр, накоплен-
ная в критическом органе за время Т, г., с начала профессиональной ра-
боты (обычно с 18 лет), не должна превышать значения Н - ПДД - Т.
В любом случае доза, накопленная к 30 годам не должна превышать
12 ПДД, т. е. для всего тела 60 бэр.

Допустимые уровни установлены для следующих парамегров, кото-
рые определяют внешнее и внутреннее облучение, а также условия рабо-
ты и могут оперативно контролироваться:

допустимая мощность дозы (ДМД), равная отношению ПДД
к времени облучения Т в течение года, Зв/ч, Зв/с; в СССР для лиц кате-
гории А Т = 1700 ч=6,1 -10 6 с;

—	предельно допустимое поступление радиоактивных веществ в ор-
ганизм за год (П ДП), мгКи/г. (табл. 4.1);

—	среднее за год допустимое содержание радиоактивных ве-
ществ (нуклидов) в критическом органе (ДС), мкКи (см. табл. 4.1),

Т а б л и ц а 4.2. Дозовые характеристики моноэнергетического у-излучения и

Энергия излучения Е, МэВ	'у-излучение			
	Удельная эквивалент- ная доза Л, бэр - см2/фотон	Флюенс Ф, создаю- щий /7 — 5 бэр, фотон/см 2	Дпп, фотон/ (см2	с)
1 • 10*’			-	
1 10"4	—	—	—	
5 • 10"э	2,5  10"'	2 - Юу	280	
5  10”’	2,5  10“ 10	2  10'"	2800	
1	4,8 - 10 10	1 10"’	1400	
10	2Д 10’	1,8 10’	240	
—	допустимая концентрация радиоактивных веществ (нуклидов)
в воздухе рабочих помещений (ДК), Ки/л (см. табл. 4.1) ;

—	допустимая плотность потока частиц (ДПП), при которой создает-
ся ДМД, част./ (см2 • с) (табл. 4.2) ;

—	допустимая загрязненность поверхности радиоактивными излуче-
ниями (ДЗ), част./ (см2 - мин) (табл. 4.3).

Значения перечисленных допустимых уровней параметров, определи'
ющих внешнее и внутреннее облучение для всех категорий лиц и условия
их применения, детально определены в [16]. В качестве примеров в
табл. 4.1, 4.2 и 4.3 приведены для лиц категории А некоторые данные
из НРБ-76 [16], помогающие ознакомиться с величинами допустимых
уровней. Отметим, что нормативы систематически пересматриваются,
поэтому на практике следует пользоваться только официальными доку-
ментами

Контрольные уровни всех перечисленных выше параметров устанав-
ливаются администрацией для планирования мероприятий по защите
персонала и оперативному контролю радиационной обстановки для
предотвращения превышения ПДД и ПД. Только в отдельных случаях
при временных, эпизодических работах по согласованию с органами
Государственного санитарного надзора контрольный уровень параметров
может устанавливаться выше допустимого, установленного НРБ-76 [16].
При обычном планировании работ, связанных с облучением, не должны
превышаться годовые ПДД и ПДП. Планируемое переоблучение
персонала может быть оправдано лишь спасением людей, предот-
вращением крупных аварий и переоблучения большого количест-
ва людей. Однако и в этих случаях внешнее облучение персона-
ла или поступление радионуклидов в организм не должно пре-
вышать 2 ПДД и 2 ПДП в каждом отдельном случае или 5 ПДД
и 5 ПДП на протяжении всего периода работ по ликвидации ава-
рии [16].

нейтронов

	Нейтроны			
	Удельная эквива- лентная доза А. бэр - см2/нейтр.	Флюенс Ф, создаю- щий Н = 5 бэр, нейтр./см2	ДПП.  нейтр./(см2 с)	Коэффициент качества О
	1 - 10“’  2,1 - 10” 1,6  10'9  2,6 • 10”  3,7 • 10 8  5 - 10 8	5 - 10’ 2,4-10’ 3,1 • 10’ 1 Д  108 1,3- .о8  1 • Ю8	700  330  430  27  19  14	2Д  2Д  2,5  12  12  6,7
Таблица 4.3. Допустимые загрязнения поверхности (ДЗ), част./(см  мин)

Объект загрязнения

«-активные нуклиды

отдельные*

^-активные
нуклиды

Кожные покровы, полотенца, спецбелье
Наружные поверхности спецобуви, дополни-
тельных средств индивидуальной защиты,
поверхностей оборудования и помещений:

с постоянным пребыванием персонала
с периодическим пребыванием персо-
нала

1	100

20	2000

200	8000

* Отдельные а-активиые нуклиды, для которых ДК < 1-10 14 Ки/л.

Выполнение норм радиационной безопасности требует организации
на атомном судне биологического дозиметрического контроля и техно-
логического радиационного контроля.

§ 4.2.	Организация дозиметрического контроля

На атомном судне предусматривается комплекс технических средств
защиты, контроля и организационных мероприятий, гарантирующих
выполнение норм радиационной безопасности, охрану здоровья лиц,
находящихся на борту судна и вне его, предотвращение радиоактивного
загрязнения окружающей среды.

Контроль эффективности защитных мер и соблюдения норм радиа-
ционной безопасности при эксплуатации и ремонте ЯЭУ осуществляет
специальная служба радиационной безопасности (РБ). Служба РБ сов-
местно с другими службами при проведении работ, связанных с облуче-
нием, обеспечивает их выполнение таким образом, чтобы получаемая
каждым лицом доза сохранялась бы на возможно низком уровне даже
по сравнению с ПДД.

Персонал службы РБ распределен по вахтам. Основной задачей вах-
тенных является контроль за уровнями излучения в помещениях, радио-
активными загрязнениями в зоне строгого и ограниченного режимов,
активностью сред в контурах ЯЭУ.

Персонал РБ, анализируя изменение радиационной обстановки во
времени, выявляет аномальные отклонения, связанные с сохранностью
защитных барьеров, разрабатывает предложения и совместно с другими
специалистами принимает меры по нормализации радиационной обста-
новки, изменению режимов работы оборудования ЯЭУ. Персонал РБ опре-
деляет порядок проведения радиационно опасных работ, дозиметрический
контроль во время этих работ, тип спецодежды и средств индивидуаль-
ной защиты органов дыхания, устанавливает и контролирует допу-
стимое время пребывания в зоне повышенного излучения, определяет
и ведет учет дозы облучения, получаемой работником.

Для контроля за радиационной обстановкой судовые ЯЭУ имеют,
как правило, отдельную информационно-измерительную систему
(ИИС РО). Измерительные органы (датчики) этой системы расположены
по помещениям зоны строгого режима, во всех окружающих эту зону
помещениях, где возможно появление активности, на некотором обору-
довании и на трубопроводах, изменение или появление радиоактивности
в которых позволяет судить о целостности защитных барьеров.

Вся информация выводится на пульт И ИС РО, который располагает-
ся обычно в центральном посту управления ЯЭУ. В состав ИИС РО обыч-
но входит ЭВМ, в которой обрабатываются и обобщаются данные о
радиационной обстановке, хранятся данные о индивидуальных дозах,
полученных каждым лицом, и которая в аварийных случаях может выда-
вать прогнозные рекомендации о развитии радиационной обстановки.

Принципы построения ИИС РО практически не отличаются от прин-
ципов построения обычных ИИС. На рис. 4.1 показана структурная схема
ИИС РО. Сигналы от измерителей интенсивности излучения или активно-
сти среды (Д) поступают на нормализаторы (Н), где они преобразуются
в импульсы заданной формы. Через коммутирующее устройство (К)
стандартные сигналы, пропорциональные измеряемой величине, подаются

Рис. 4.1. Структурная схема информационно-измерительной системы контроля
за радиационной обстановкой.
на различные усиливающие, преобразующие и интегрирующие устрой-
ства, с которых поступают в каналы: пороговой сигнализации (П),
обеспечивающий выдачу светового и звукового сигнала о превышении
заданного уровня излучения (активности) в каждой контролируемой
точке; цифровой индикации параметров (ЦИП); регистрирующих
устройств (РУ), обеспечивающих регистрацию параметров (самописцы,
печатающие устройства); на видеодисплей (ВД), на котором отражается
общая картина радиационной обстановки; на ЭВМ. Кроме видеодисплея
ИИС РО обычно выдает также информацию на мнемосхему (МС), отра-
жающую расположение точек контроля в помещениях ина оборудовании
ЯЭУ. Некоторая особо важная информация выдается ИИС РО на другие
пульты и, в частности, на пульт управления ЯППУ.

Все контролируемые параметры обычно делятся на две группы:
первая — параметры системы биологической дозиметрии, вторая — пара-
метры системы технологической дозиметрии (см. § 4.3).

Биологическая система дозиметрии включает контроль мощности
у-излучения во всех помещениях отсека ЯППУ, в помещениях, смежных
с этим отсеком, и в ряде точек в районах расположения кают. Этот конт-
роль дополняется измерением потоков нейтронов вблизи внешних по-
верхностей биологической защиты и некоторого оборудования ЯППУ
В некоторых помещениях измеряется концентрация радионуклидов
в воздухе. Биологическая система дозиметрии служит для определения
мощности дозы, по величине которой персонал РБ прогнозирует допу-
стимое время пребывания людей в том или ином помещении.

Радиационная обстановка на атомном судне может изменяться глав-
ным образом в связи с утечками радиоактивных веществ из герметич-
ных контуров. Эти вещества, как правило, являются излучателями (3-ча-
стиц и у-квантов. Для измерения мощности дозы у-излучения применяют
ионизационные камеры, сцинтилляционные дозиметры и газоразрядные
счетчики.

Газовые счетчики обычно применяются в сигнализаторах, предназна-
ченных для контроля и сигнализации о превышении заданного уровня
мощности дозы у- или /5-излучения.

Изменение уровней нейтронного излучения на судне менее вероятно,
чем у-квантов. Повышенный нейтронный фон может возникнуть в ре-
зультате нарушения целостности первичной защиты реактора или в ре-
зультате появления запаздывающих нейтронов в первичном теплоноси-
теле, в случае больших нарушений плотности оболочек твэлов. Наиболее
существенный вклад в суммарную дозу излучения вносят обычно нейт-
роны промежуточных энергий и быстрые нейтроны. Для регистрации по-
токов нейтронов на внешних поверхностях защиты используются сцин-
тилляционные счетчики, ионизационные камеры.
Зоной повышенного ионизирующего излучения на судне является
отсек с ЯППУ, называемый также зоной строгого режима. В этой зоне
не требуется постоянного нахождения обслуживающего персонала.
В ней располагаются радиохимическая лаборатория для обработки проб
активных сред, помещение дезактивации, помещения временного хране-
ния радиоактивных жидких и твердых отходов, помещения вспомога-
тельных систем, обслуживающих ЯППУ. В зоне строгого режима воз-
можно появление протечек активной воды, радиоактивных газов и аэро-
золей. Как уже отмечалось, проход в эту зону возможен только через
санпропускник со сменой в нем одежды и обуви. Персонал, направляю-
щийся в зону с повышенным ионизирующим излучением, снабжается
специальными индивидуальными дозиметрами. При выходе из зоны
строгого режима обслуживающий персонал подвергается тщательному
дозиметрическому контролю. Полученная каждым человеком доза облу-
чения за время нахождения в зоне строгого режима, фиксируемая инди-
видуальным дозиметром, заносится службой РБ в журнал учета доз
и вводится через блок индивидуального контроля (ИК) в память ЭВМ
(см. рис. 4.1).

На судах применяются различные типы индивидуальных дозиметров.
Для контроля за экспозиционной дозой у-излучения часто применяются
индивидуальные дозиметры с конденсаторными камерами, которыми
снабжаются все, кто посещает помещения с повышенными уровнями
у-излучения. Основной элемент этих дозиметров — ионизационные каме-
ры малого объема. В них имеются два электрода, разделенные высоко-
омным изолятором; один из электродов находится под потенциалом
земли, а на другой подается напряжение посредством однократной заряд-
ки. Камеры разряжаются под действием у-излучения. Зарядка камеры и
снятие ее показаний осуществляются с помощью блока ИК.

Отечественной промышленностью выпускаются индивидуальные до-
зиметры конденсаторного типа КИД-1 и КД-1. У дозиметра КИД-1 име-
ются две ионизационные камеры разной чувствительности. Одна камера
имеет объем 4,1 см3 и преднезначена для измерения доз 0,02—0,2 Р,
вторая имеет объем 0.57 см3 и предназначена для измерения доз до
0,2-2 Р.

Другая разновидность конденсаторных камер — карманные дози-
метры (ДК) с непосредственным отсчетом показаний во время облуче-
ния. Внутри этих дозиметров имеется электрометр с кварцевой металли-
зованной нитью. По мере разрядки конденсаторной камеры нить пере-
мещается, что можно видеть с помощью микроскопа, вмонтированного
в дозиметр. Д К выпускаются для регистрации доз 0,2; 5 и 50 Р.

Более чувствительными и надежными индивидуальными при-
борами являются фот ©эмульсионные дозиметры. В них используются
фотоэмульсии в виде тонких светочувствительных слоев, содержащих
зерна галоидного серебра в желатине. Облучение фотоэмульсии у-кванта-
ми вызывает почернение фотоэмульсии, что и позволяет определять
экспозиционную дозу. Фотоэмульсии также пригодны для измерения
дозы /3-излучения. Фотодозиметрия также широко применяется в инди-
видуальных дозиметрах для контроля нейтронного облучения. При этом
проводится счет треков, создаваемых протонами отдачи в ядерных фото-
эмульсиях. Фотодозиметры обладают свойством суммировать дозу облу-
чения, поэтому они выдаются персоналу на достаточно длительный срок.

В соответствии с НРБ-76 [16] индивидуальный дозиметрический
контроль обязателен для лиц категории А, условия труда которых тако-
вы, что доза за год может превысить 0,3 ПДД. Для лиц категории А, ко-
торые по условиям труда не могут получить дозу более 0,3 ПДД, индиви-
дуальный дозиметрический контроль не обязателен. Оценка облучения
этой части персонала может проводиться по результатам контроля мощ-
ности дозы внешнего излучения и концентрации радионуклидов в возду-
хе рабочих помещений.

§ 4.3.	Технологический радиационный контроль

Основными задачами технологического радиационного контроля
являются:

—	контроль за целостностью барьеров, предотвращающих и ограни-
чивающих распространение радиоактивных веществ;

—	предотвращение неконтролируемого распространения радиоактив-
ных веществ по судну и в окружающую среду;

-	-контроль и ограничение удельной активности сбросов газоаэро-
зольных отходов величинами, не превышающими установленных норм;

—	контроль и учет количества, радионуклидного состава и активности
имеющихся на судне и удаляемых с судна радиоактивных отходов, вре-
мени и места их удаления;

—	обеспечение постоянного контроля за уровнем ионизирующих
излучений от оборудования и трубопроводов, за удельной активностью
(газовой и аэрозольной) воздуха в помещениях зоны строгого режима
и активностью рабочих сред в первом, втором и третьем контурах;

—	разработка рекомендаций по режимам эксплуатации активных
зон и оборудования, обеспечивающим наилучшую их сохранность и наи-
меньший выход радиоактивных отходов как в период работы реактора,
так и при его перезарядке.

Современные судовые ЯЭУ всегда имеют в своем составе систему
автоматизированного приборного контроля за радиационной обстановкой
(ИИС РО), которая позволяет решать задачи как дозиметрического,
так и технологического контроля. Наряду с этим на судне всегда имеют-
ся радиохимическая и радиометрическая лаборатория, оборудование ко-
торых позволяет методами радиохимии и радиометрии анализировать
пробы воды и воздуха, отбираемые периодически из технологических
контуров и помещений, и с достаточной точностью определять удельную
активность и радионуклидный состав примесей.

Рассмотрим схему организации приборного контроля за герметич-
ностью твэлов и первого контура, т. е. основных барьеров, предотвра-
щающих выход радиоактивных веществ в окружающую среду (рис. 4.2).
При полностью герметичных оболочках твэлов активность теплоноси-
теля определяется активацией изотопов кислорода, примесей и продук-
тов коррозии, газов, растворенных в воде (в основном аргона-41),
а также продуктами деления урана, который остается на поверхности
оболочек твэлов после их изготовления. В этих условиях удельная ак-
тивность воды, измеряемая после ионообменного фильтра, т. е. после
очистки воды от значительной доли радиоактивных продуктов деления
и коррозии, а также существенного снижения короткоживущей кисло-
родной активности воды, определяется, в основном, активностью арго-
на-41 и составляет примерно 105—106 Бк/кг (10-5— 1СГ4 Ки/кг).

При потере герметичности оболочек твэлов наблюдаются возникно-
вение микротрещин, через которые в теплоноситель поступают летучие
продукты деления (ксенон, криптон, йод), и раскрытие трещин, после
которого в теплоноситель будут вымываться другие продукты деления,
а также уран. Как известно, йод-137, бром-87 и бром-89, а также некото-
рые другие осколки при распаде испускают запаздывающие нейтроны,
поэтому их присутствие в теплоносителе приводит к появлению нейтрон-
ной активности по тракту циркуляции, различной в разных местах кон-
тура в зависимости от времени доставки теплоносителя в данную точку
первого контура.

Учитывая изложенное, контроль за герметичностью твэлов, степенью
их негерметичности и динамикой выхода продуктов деления и топлива
осуществляется по общей 7-активности, нейтронной активности теплоно-
сителя и по спектру 7-излучения. При этом датчик общей 7-активности и
спектрометрический датчик целесообразно размещать после фильтра,
который пропускает только инертные радиоактивные газы (ИРГ), задер-
живая все остальные радиоактивные примеси. Это позволяет снизить об-
щий радиоактивный фон и существенно повысить чувствительность дат-
чиков по ИРГ, что особенно важно для спектрометрического датчика,
который с помощью многоканального анализатора должен выявить в
спектре излучения пик, соответствующий обычно излучению крип-
тон а-85м или криптона-88. Возникновение всплеска общей активности
Условные обозначения-.  - нейтронный датчик• -Т- датчик -,
о- спектрометрический датчик □ - датчик аэрозольной актив
нести-, х -микровентилятор-, >-расходомер; |х у| -блок
детектирования.

Рис. 4.2 Схема организации технологического радиометрического контроля.

/ — ионообменный фильтр; 2 — холодильник ионообменного фильтра; 3 — реак-
тор; 4 — сборный коллектор третьего контура; 5 — насос ремонтного расхолажи-
вании; 6— раакторное помещение, 7- аппаратная; 8 — фильтры; 9 — вентиля-
торы; 10 — охладители воздуха; 11 —блоки детектирования; /2 — вентиляцион-
ная мачта; 13 — главная турбина; 14 — конденсатор; 15 — конденсатный насос;

16 — главные эжекторы; 17 — элиминатор; 18— насосы; 19 — машинное отделе-
ние; 20 — деаэратор, 21 — питательный насос; 22 — парогенератор; 23— ЦНПК;
24 — цистерны хранения жидких радиоактивных отходов; 25 — помещения зоны
строгого режима.

теплоносителя, которое нельзя объяснить влиянием мощности реактора
или другими причинами, подтвержденное наличием в спектре 7-излуче-
ния пика криптона, свидетельствует о потере гвэлами герметичности.

Датчики нейтронной активности целесообразно размещать непосред-
ственно за реактором (время доставки несколько секунд} и на линии
очистки теплоносителя (время доставки несколько минут). Анализ их
показаний позволяет судить о степени разгерметизации твэлов, динамике
вымывания топлива и продуктов деления.

Наиболее вероятными местами нарушения герметичности первого
контура являются трубная система парогенераторов, змеевики и труб-
ные системы, охлаждающие оборудование первого контура (ЦНПК,
холодильник фильтров, фильтры, ЦНР и т. д.).

Контроль за герметичностью трубной системы ПГ обычно осущест-
вляется в двух точках: на паропроводе свежего пара и на выбросе возду-
ха, отсасываемого эжекторами от главных конденсаторов (см. рис. 4.2).

В межклапанном пространстве отсечных клапанов каждого ПГуста-
навливаются датчики 0- или 7-активности, которые позволяют выявить
ПГ, потерявший герметичность, и выдать при большой течи сигнал на от-
сечение ПГ по второму контуру. Датчики 0-излучения имеют высокую
чувствительность, если их устанавливать внутри трубопровода, но при
этом трудно обеспечивать их надежность; при установке 0-датчиков сна-
ружи трубопровода существенно падает их чувствительность, что затруд-
няет обнаружение микротечей в ПГ. Поэтому для обнаружения газовых
неплотностей и микротечей используются высокочувствительные 0-дат-
чики (порог чувствительности < 1 Бк/с, т. е. < 10-11 Ки/кг), контроли-
рующие активность воздуха за элиминаторами (иногда и за конденсато-
ром выпара деаэратора), в которых осушается воздух, удаляемый из
конденсатора главных турбин (деаэратора). Эта система позволяет обна-
руживать даже газовую неплотность П Г, при которой во второй контур
проникают только радиоактивные газы из первого контура.

Протечки из первого контура в третий контролируются датчиками
(см. рис. 1.36), который измеряет активность воды за сборным коллек-
тором третьего контура, т. е. фиксируется протечка из первого контура
в третий, но без выявления места течи. Место течи определяется службой
РБ путем измерения активности трубопровода и анализа проб.

Протечки из первого или третьего контура в атмосферу контролиру-
ются и определяются в случае их возникновения путем измерения актив-
ности воздуха, удаляемого вентиляцией из помещений зоны строгого
режима, аппаратной и реакторного отсека (см. рис. 4.2). При работе реак-
тора в реакторном отсеке происходит активация аргона, содержащегося
в воздухе в количестве около 1 %. В случае протечек из первого контура
в воздухе реакторного отсека будут появляться радиоактивные аэрозоли
и водяные пары.

Для предотвращения выброса аэрозолей в мачту, воздух проходит
охлаждение и осушение в холодильнике, а затем удаляется через фильт-
ры тонкой очистки. Контроль за активностью выбрасываемого из реак-
торного отсека воздуха осуществляется в блоке детектирования, в кото-
рый входят микровентилятор, расходомер, 0-датчик для измерения
активности газов и (3-датчик активности аэрозолей, который измеряет
активность, накопленную на специальном фильтре. Эти датчики имеют
порог чувствительности около 1 Бк/кг. Контроль за удельной и общей
абсолютной активностью воздуха, выбрасываемого из мачты в окружаю-
щую среду, осуществляется таким же блоком детектирования на выходе
из мачты. Следует отметить, что это единственные и чрезвычайно малые
выбросы активности в окружающую среду, имеющие место при работе
ЯЭУ.

Возникающие при эксплуатации жидкие радиоактивные отходы (при
взятии проб из первого и третьего контуров, перезарядке фильтров,
дезактивации, обмывке в санпропускниках и т. п.) хранятся на борту
судна в специальных защищенных емкостях высокой и низкой актив-
ности. При удалении этих отходов на базу обслуживания проводится
измерение их обшей 7-активности и у-спектральный анализ содержащих-
ся в них радиоактивных элементов (см. рис. 4.2).

Необходимо отметить, что датчики, контролирующие герметичность
твэлов, первого и третьего контуров, ПГ и т. п., обычно осуществляют
относительные измерения, при которых калибровка абсолютного значе-
ния измеряемого параметра особого значения не имеет. Датчики, измеря-
ющие активность сбросов, должны давать их точные абсолютные зна-
чения.

В процессе эксплуатации ЯЭУ в дополнение к приборному контролю
осуществляется лабораторный контроль, который проводится путем
взятия проб рабочих сред и их радиохимического и радиометрического
анализа. Этот контроль позволяет значительно более точно определять
абсолютную активность рабочих сред, нуклидный состав радиоактивных
примесей, а значит более глубоко анализировать процессы, происходя-
щие в контурах ЯЭУ

Рассмотрим особенности и методы анализа проб на примере первого
контура. Пробы воды из первого контура позволяют:

—	следить за герметичностью твэлов путем анализа содержания в теп-
лоносителе продуктов деления: йода-131, -133, -135, бария-139, 140,
стронция-91, -92, цезия-134, 137, -138, ксенона-133, -135, -138, крипто-
на-85, -85м, -87, -88, суммы редкоземельных элементов;

—	анализировать скорость и характер вымывания топлива и продук-
тов деления из гвэлов по «-активности теплоносителя и содержанию в
нем урана, плутония ит.д.;

—	констатировать нарушение герметичности оболочек регулирующих
стержней и стержней с выгорающим поглотителем по активности кад-
мия-115, европия-152, -154, тербия-160, гадолиния-153, -159;

—	оценивать скорость коррозии по изотопам хрома-51, железа-59,
кобальта-58, -60, марганца-54, -56;
—	следить за работой ионообменных фильтров, определяя использо-
вание их динамической емкости по различным элементам и прогнозиро-
вать сроки их перезарядки;

—	прогнозировать состояние зоны и вырабатывать рекомендации по
рациональным режимам ее эксплуатации и срокам перезарядки;

—	предсказывать радиационную обстановку как в процессе эксплуа-
тации ЯППУ, так и при перезарядке активной зоны.

Для получения сопоставимых результатов пробы теплоносителя сле-
дует брать в одинаковых условиях, например всегда на 50% уровня
мощности реактора после 2—3 сут выдержки на этой мощности.

Полный анализ результатов проб требует знания состава материалов
в активной зоне, графика работы реактора и перезарядки фильтров,
объема воды, поступающей на фильтры, коэффициентов очистки по раз-
личным долгоживущим нуклидам и т. п.

Анализ проб воды состоит из двух этапов:

—	радиохимического разделения нуклидов, присутствующих в про-
бе, при котором происходят их концентрация и очистка от сопутствую-
щих примесей, и приготовление образца для радиометрического анализа
(это сложные, многостадийные процессы—химические, термические,
хроматографические и др., — имеющие целью создание образца с мини-
мальными примесями других элементов) ;

—	радиометрического (спектрометрического) анализа образца
с целью идентификации излучателей и расчета их удельной активности.

Каждый радиоактивный нуклид имеет только ему присущие период
полураспада, спектры испускаемых 0-частиц и -у-квантов, по которым его
можно идентифицировать. При использовании метода спектрометрии
применяют детектор излучений и многоканальный амплитудный анали-
затор импульсов.

В качестве датчиков в детекторе используются сцинтилляционные
датчики на кристалле Ыа1 (Те) или полупроводниковые — на кристалле
6е(1_|). Последние при охлаждении жидким азотом позволяют полу-
чить высокую разрешающую способность, что существенно повышает
точность измерений, упрощает идентификации радионуклидного соста-
ва, расширяет количество радионуклидов, которые могут быть опреде-
лены из анализа спектров излучения.

Рассмотрим принципы спектрометрического анализа на примере
йода. В продуктах деления возникают девять изотопов йода. Изотопы
йода-132, -134, -136, -137, -13В, -139 имеют период полураспада от 2 с до
58 мин, т. е. это короткоживущие изотопы, неудобные для анализа и
перестающие определять активность образца уже через несколько часов.
Поэтому активность йода определяют по изотопам йода-131, -133 и -135,
которые имеют достаточно большие периоды полураспада (8,04 сут.
20,8 ч и 6,7 ч) и значительные выходы при делении урана {2.93, 6,62 и

6,45 % соответственно).

Выбранные три изотопа вместе со своими дочерними нуклидами
имеют сложные спектры испускаемых у-квантов: изотоп йод-131 испу-
скает 7 квантов с энергией 530—1298 кэВ, изотоп йод-133—8 кван-

тов с энергией 80 -723 кэВ и изотоп йод-135 —21 квант с энергией
526—2045 кэВ. Для идентификации каждого изотопа выбирают одно-два
значения энергии у-квантов (одну-две линии в спектре), которые имеют

наибольший выход и достаточно резко отличаются от энергии излучения

Рис. 4.3. Спектрограмма
пробы воды первого кон-
тура.

других нуклидов. Для йода-131 наи-
более целесообразно использовать линию
с Еу - 364 кэВ, так как с этой энергией
испускается 82,4 % у-квантов; для
йода-133 — Еу = 530 кэВ с выходом 89 %
у-квантов.

В излучении йода-135 нет у-квантов с
выходом более 35%, поэтому для него
трудно подобрать определяющую энергию,
достаточно резко отличающуюся от энер-
гии излучения других изотопов йода.
В связи с этим его концентрацию опреде-
ляют по концентрации его дочернего
нуклида ксенона-135 по Еу = 250 кэВ с
выходом 92 % у-квантов.

На рис. 4.3 приведен энергетический
спектр учизлучения образца йода, получен-
ный на многоканальном анализаторе через
одни сутки (кривая 1) и через трое суток
после взятия пробы (кривая 2} и прогре-
ва образца до 130—140° С в течение
10 мин для удаления ксенона. Поло-
жение пиков на энергетической шкале, их
площадь или высота, а также изменение их
площади (высоты) позволяют при обра-
ботке по специальным методикам, учиты-
вающим, в частности, влияние периода
полураспада, эффективность регистрации
данной энергии излучения, выход у-кван-

тов на распад, фон прибора, спектр комп-
тоновского рассеяния у-квантов, опреде-
лять активность и концентрацию каждого
изотопа, которая обычно путем расчета приводится к 2 ч после отбора
пробы.

По у-спектрам, полученным с помощью сцинтилляционного спектро-
метра, могут быть надежно идентифицированы 5—7 радионуклидов,
что позволяет при эксплуатации ЯППУ достаточно точно оперативно
определять удельную активность радионуклидов в теплоносителе перво-
го контура.

Вода второго и третьего контуров содержит значительно меньше
радионуклидов, чем теплоноситель, поэтому их радиометрический ана-
лиз можно проводить даже без предварительного радиохимического раз-
деления примесей.

§ 4.4. Биологическая защита

Основные виды ионизирующих излучений, возникающие в реакторе.
Судовую ЯППУ можно рассматривать в период нормальной работы как
закрытый источник ионизирующих излучений. А в период ремонта или в
ряде аварийных ситуаций, связанных с утечками активных сред, ЯППУ
становится открытым источником излучений.

Наиболее мощный источник различных видов ионизирующего излу-
чения — ядерный реактор. При проектировании биологической защиты
реактора наибольшее внимание следует уделять нейтронам деления топ-
лива и в первую очередь нейтронам, имеющим высокую энергию, так
как именно такие нейтроны определяют необходимую толщину биологи-
ческой защиты. В области энергии от 4 до 14 МэВ спектр нейтронов деле-
ния 235 О может быть представлен зависимостью 5 (Е) = 1,75е“0,77бЕ.
где 5 (Е) —доля нейтронов в единичном интервале энергии; Е — энергия
нейтронов, МэВ

Наряду с нейтронами деления в я дерном реакторе возникают нейтро-
ны за счет (л, 2л)- и (7, л) -реакций, а также вследствие активации кислоро-
да на быстрых нейтронах 17 О (л, р)17 И. Ядра 17 И распадаются с периодом
полураспада 4,14 с. Они появляются в водяном теплоносителе, циркули-
рующем по замкнутому первому контуру, и в ряде случаев обусловли-
вают необходимость сооружения дополнительной нейтронной защиты.

Из (у, л) -реакций наиболее существенны реакции между у-квантами
и ядрами водорода и бериллия. Их фотонейтронное излучение может
оказаться опасным источником излучения в период выгрузки отработав-
ших топливных сборок, содержащих наряду с ураном бериллий или
воду.

Наиболее мощным источником у-квантов является процесс непо-
средственного деления ядер топлива. Сопровождающие его мгновенные
7-кванты при делении 235и имеют энергетический спектр, который в об-
ласти энергии от 1 до 7 МэВ может быть представлен зависимостью

Л/(Е) =8е-1лС',

где /V (/?) —доля у-кванюв в единичном интервале энергии; /Г— энергия
7-квантов, МэВ.

При распаде продуктов деления испускаются также запаздывающие
7-кванты. Для 2351) их энергетический спектр имев! вид (4.1) с предэкс-
поненциальным множителем 6. Из экспериментальных данных следует,
что не менее 3/4 энергии запаздывающих 7-квантов освобождается в тече-
ние получаса после деления ядра [121. Это указывает на то, что в реакто
ре, работающем всего лишь несколько часов, 7-активность продуктов
деления близка к предельному значению.

Внутри работающего реактора и в окружающих его конструкциях
происходят многочисленные нейтронные реакции, в результате которых
мгновенно или с задержкой во времени испускаются 7-кванты. В первом
случае их называют захватными, во втором — активационными. В неко-
торых случаях захватные 7-кванты имеют весьма большую энергию
(6—9 МэВ), г. е. обладают значительной проникающей способностью.
Это следует учитывать при проектировании биологической защиты.
Активационное у-излучение ограничивает доступ с оборудованию ППУ
в период ревизии, ремонта и его замены. В связи с этим при проектиро-
вании биологической защиты данному фактору также уделяется вни-
мание.

При расчете защиты от 7'-квантов весьма существенно учитывать
некоторые реакции, протекающие на быстрых нейтронах. Во время рабо
ты реактора с водяным теплоносителем вода первого контура является
источником жесткого у-излучения с энергией 7,1 МэВ (7 %) и 6,2 МэВ
(75%), возникающего в результате распада ядер 16Ыс периодом полу-
распада 7,35 с. Эти ядра — продукты реакции 16О (п, р) 1 6М на быстрых
нейтронах. Быстрыми нейтронами в значительной степени обусловлива-
ется активность ядер 5 6 Мп, возникающих по реакции 5 6 Ре {п, р) 5 6 Мп.

Кроме рассмотренных выше видов у-излучения работающий ядерный
реактор испускает у-кванты, сопровождающие неупругое рассеяние нейт-
ронов в материалах реактора и его биологической защиты.

В процессе радиоактивного распада осколков возникают [3-частицы,
обладающие малой проникающей способностью в веществе; в связи с этим
они полностью поглощаются материалами биологической защиты реакто-
ра, рассчитанной на ослабление нейтронного и у-мзлучений.

Основные закономерности ослабления нейтронного и у-излучений в
веществе. Характерная особенность ослабления нейтронного иу-излучений
в веществе — независимость вероятности выбывания частиц из
пучка от количества их в пучке и глубины проникновения в вещество.
Это обусловливает экспоненциальный характер ослабления узкого
пучка* частиц с фиксированными первоначальной энергией и направле-
нием движения.

Ослабление пучка частиц в веществе сводится к рассеянию их с ча-
стичной потерей энергии и к поглощению атомами вещества. Наличие
процессов упругого и неупругого рассения в веществе обусловливает
возникновение внутри него широкого спектра частиц с энергиями и на-
правлениями, отличающимися от исходных значений.

Для оценки толщины биологической защиты от нейтронного и 7-из-
лучений можно использовать результаты экспериментальной обработки
данных по прохождению излучения через вещество. Если частицы рас-
пространяются от протяженного источника и защита имеет большие тол-
щину и объем, то в ней накапливаются частицы с различными энергиями
и направлениями движения, т. е. возникает широкий пучок**. Это накоп-
ление частиц может быть учтено в основном законе экспоненциального
ослабления специальным множителем перед экспонентой. Именно так
поступают в случае прохождения 7-квантов через вещество. Для нейтро-
нов обычно корректируют показатель экспоненты, что можно рассматри-
вать как введение поправочного множителя экспоненциального вида
[см. формулы (4.3) и (4.4) ].

Вероятность выбывания моноэнергетических 7-квантов из узкого
пучка частиц при прохождении тонкого слоя однородной защиты опреде-
ляется коэффициентом д. Плотность потока 7-квантов на глубине х
внутри защиты определяется формулой

Фу = Ф7 е-^,	(4.2)

где Ф7о — плотность потока 7-квантов на поверхности защиты с коорди-
натой х - 0. Коэффициент у, см-1, называется линейным коэффициентом
ослабления 7-излучения. В интервале энергии 0,5—10 МэВ этот коэффи-
циент может быть рассчитан как сумма трех коэффициентов. Первый из
них связан с фотоэлектрическим эффектом, в результате которого
7-квант поглощается, второй — с комптоновским рассеянием 7-квантов

*	Узкий лучок означает, что имеются такие условия измерения или расчетов,
при которых детектор регистрирует лишь частицы, прошедшие защитную среду
между источником и детектором, не испытав взаимодействия с атомами или элек-
тронами среды.

*	* Широкий пучок связан с условиями измерения и расчета, при которых де-
тектор наряду с первичным нерассеянным излучением регистрирует многократно
рассеянное в среде излучение.
электронами атома и третий — с образованием пар электрон—позитрон.
Коэффициент /и зависит от энергии у-квантов и свойств вещества.

При расчетах часто используются коэффициенты ослабления и погло-
щения, определенные не для единицы длины, а для единице массы, —
так называемые массовые коэффициенты, отличающиеся от линейных
на значение плотности вещества, их единица измерения см2/г. Переход от
массовых коэффициентов к линейным осуществляется умножением
массовых коэффициентов на плотность вещества.

На рис. 4.4 приведена зависимость ц. от энергии у-квантов. Используя
эту зависимость и плотность веществ, можно найти, что ослабление свин-
цом узкого пучка у-квантов с энергией 2 -5 МэВ в 10—15 раз эффектив-
нее, чем водой. Эффективность ослабления того же узкого пучка у-кван-
тов железом в 7—8 раз, а алюминием в 2—3 раза больше, чем водой.

При проектировании биологической защиты приходится рассматри-
вать распределенное в пространстве размещение источников у-квантов.
Это распределение всегда можно представить в виде композиции точеч-
ных источников. В случае изотропною точечного источника испускание
у-квантов происходит с равной вероятностью по всем направлениям.
Если источник не окружен защитой, то плотность потока у-квантов на
расстоянии г от источника Ф7 = О/ (4ттг2), где О — мощность источника,
гамма-част./с.

В случае размещения источника излучения внутри блока защитного
материала плотность потока у-квантов на расстоянии от источника опре-
деляться по формуле

Ф7 =^[ОВ №"11,мг)е “И/(4тгг2).

где В (Е$, рг] —фактор накопления, учитывающий накопление у-кван-
тов в материале защиты и зависящий от первоначальной энергии
у-квантов Ео и числа пробегов у-квантов в защите рг.

Рис. 4.5 Зависимость дозового
фактора накопления •у-квантов
в железе от числа пробегов в за-
щите-

Рис. 4.4. Зависимость массового
коэффициента ослабления ,1 от энер-
гии 7-квантов.
Фактор накопления определяется отношением действительной плот-
ности потока у-квантов всех энергий в рассматриваемой точке внутри
защиты к плотности потока нерассеянных первичных у-квантов в той же
точке

В (Ео, рг) = (/& (Е} дЕ) /Ф7о (Ео),
о

где Ф (Е) — плотность потока у-квантов, отнесенная к единичному интер-
валу энергии.

Наряду с численным фактором накопления существуют энергетиче-
ский фактор накопления, фактор накопления поглощенной энергии и до-
зовый фактор накопления.

Для расчета биологической защиты наибольший интерес представля-
ют дозовые факторы накопления у-квантов (рис. 4.5).

Если защита представляет собой смесь нескольких веществ, то рас-
чет ослабления .у-изл учения в ней может проводиться по формуле (4.2)
для однородной защиты. Однако при атом коэффициент д рассчитывает-
ся для смеси веществ по закону аддитивности, а факторы накопления
определяются с учетом специальн ых рекомендаций и на основе формул,
приводимых в ряде пособий по расчету биологической защиты, например
(12].

Изложенные выше принципы расчета ослабления у-излучения в мате-
риале защиты могут быть применены с некоторыми изменениями и для
расчета ослабления плотности потоков нейтронов. Однако в настоящее
время отсутствуют достаточно надежные данные по факторам накопле-
ния нейтронного излучения в различных материалах защиты, включая их
композиции.

Более широкое распространение получил расчет ослабления плотно-
сти потока нейтронов в защите с помощью одной или нескольких экспо-
нент или с помощью метода „сечения выведения".

Распределение и интенсивность нейтронов различных энергий во
внешних слоях защиты реактора обусловливает группа наиболее быст-
рых нейтронов источника или так называемая ведущая группа нейтро-
нов. К этой группе относят все нейтроны с энергией более 1—1,5 МэВ.

Плотность потока быстрых нейтронов (ведущей группы) Ф„(г)
в некоторой точке однородной защиты, окружающей точечный источник
нейтронов, определяется по формуле

(4.3)

где О—мощность источника, нейтр./с; г -'Ег, —расстояние от источ-
/
ника, см; X, —длина среднего свободного пробега быстрых нейтронов
на 7-м участке защиты толщиной г,, см; множитель 1/ (4тгг") учитывает
уменьшение плотности потока с изменением расстояния от источника

Длина среднего свободного пробега нейтронов \ равна толщине
защиты, необходимой для ослабления плотности потока моноэнерге* »»•
ческих частиц в е раз, поэтому ее называют длиной релаксации. Длина
релаксации — слабая функция энергии нейтронов и толщины защите’,
что позволяет использовать ее дискретные значения при расчен* защиты

Длина релаксации нейтронов в воде, имеющей плотность 1 г/см*
при энергии нейтронов 1 - '• МэВ в зависимости от толщины защиты при
веден а ниже:

Толщина защиты, см	0-20	20 -40	40-60	60-80  9,1	80 100 ' 100  10	| 10,5
Длина релаксации, см	8,7	7,5	9		

Примеры дискретных значений /.для графита и железоводной смеси

приведены в табл. 4.4 и на рис 4.6. Они относятся к нейтронам

Таблица 4.4. Длина релаксации нейтронов в графите плотностью 1,67 г/см'

Энергия, МэВ	Длина релаксации при толщине защиты.				150 ?СЮ
	0-30	30-60	60-90	90-135	
0,7-1,5	11,9	12,5	11,8	15,1	
1,5-2,5	11,2	12,0	13,1	15,2	
2,5-4	10,1	11,5	12,6	14,7	
4-10	11,5	12,6	14,7	16,7	
1,5—	11.4	11.4	13,0	15,2	18,2

энергетического спектра, типично*о для подо водяного реактора.

При наличии в защите смеси легких (обычно водород содержащих
веществ) и тяжелых элементов (РЬ, I е, и др.) для расчета ослабления

плотности потока быстрых нейтронов также используют метод сечения
выведения. Сущность этого метода состоит в том, что ослабление плот-
ности потока нейтронов смесью ядер тяжелых и легких элементов
можно рассчитать как; ослабление плотности потока нейтроноводнород-
ным слоем легкого элемента, умноженное на ослабление плоп-мси* пото-
ка нейтронов слоем тяжелого элемента. Ослабление слоем легкого эле-
мента рассчитывается или берется из экспериментальны* данных, полу-
чаемых при прохождении нейтронов черео однородный слой легкою
вещества. Ослабление слоем тяжелого элемента учитывается экспоненци-
альным множителем е где --макроскопическое сечение
выведения нейтронов, определяемое экспериментальным путем; Г —
толщина слоя тяжелого вещества.

Ниже приведены значения микроскопических сечений выведения ов
некоторых тяжелых элементов для нейтронов деления:

Элемент	А1	Ре	№	Сг		РЬ	V
•ое, барн	1,31	1,98	1,89	2,04	3,13	3,53	3,60

Сечения выведения обладают свойством аддитивности. Это под-
тверждено экспериментами как на пакетах, состоящих из набора пластин
различных материалов, чередующихся любым способом, так и на гомо-
генных смесях легких и тяжелых элементов. Поэтому метод сечения вы-
ведения можно использовать для расчета защит реактора, различающихся
конструкцией и составом материалов.

Метод сечения выведения можно применять и для расчета мощности
дозы за защитой, но лишь в тех случаях, когда за последним слоем тяже-
лого элемента имеется слой легкого элемента с толщиной, обеспечиваю-
щей примерно десятикратное ослабление плотности потока быстрых
нейтронов.

В простейшем случае двухслойный гетерогенной защиты, в которой
рядом с источником излучения размещен слой тяжелого элемента толщи-
ной I, а затем слой легкого элемента, плотность потока нейтронов в слое
легкого элемента, на основании изложенного выше, может быть опреде-

лена с помощью сечения выведе-
ния по формуле

Фп(г, 1} = <Упег Ие~^‘к,

(4.4)

где Фп (г, Г) — плотность потока
быстрых нейтронов на расстоянии
г от источника; Ф^ег (г) —плот
ность потока быстрых нейтронов
на расстоянии г от источника при
отсутствии слоя тяжелого эле-
мента и толщине слоя легкого
элемента {г — г), определяемая по
формулам типа (4.3); к — гео-
метрический фактор ослабления
плотности потока нейтронов.

Рис. 4.6. Зависимость длины релакса-
ции нейтронов в железоводной смеси
от процентного содержания железа в
смеси.

1 — нейтроны с энергией более 1,5 МэВ;
2 — нейтроны энергетического спектра,
типичного для ВВРД.
зависящий от геометрии источника излучения и зашиты, для плоско-
параллельного потока к = 1.

Проектируя защиту от нейтронного излучения, следует учитывать,
что ее толщина определяется ослаблением плотности потока быстрых
нейтронов, однако мощность дозы нейтронного излучения за защитой
может оказаться чрезмерно большой даже при сравнительно малой
плотности потока быстрых нейтронов, если не предусмотрено достаточ
ное количество ядер легких элементов в составе нейтронной защиты.

Быстрые нейтроны относительно хорошо рассеиваются ядрами
тяжелых и средних элементов, однако поглощение нейтронов веществом
защиты эффективно лишь при наличии в защите ядер легких элементов,
способствующих быстрому замедлению нейтронов до энергии, при кото-
рой они хорошо поглощаются.

Таким образом, эффективной защитой о г нейтронного излучения
ядерного реактора является защита из смеси ядер легких и тяжелых
элементов.

Следует отметить, что толщина нейтронной защиты ядерного реакто-
ра всегда оказывается больше толщины защиты от 7-излучения. Это объ-
ясняется тем, что длина релаксации быстрых нейтронов больше длины
ослабления у-квантов. Длина релаксации быстрых нейтронов, как прави-
ло, более 6 см, адлина ослабления у-квантов — не более 2—3 см для свин-
ца или 4—5 см для железа.

Защита судового ядерного реактора должна обеспечивать ослабление
нейтронного и у-излучений в 109—1О10 раз. Выполняя защиту из опти-
мального набора листов стали в воде, получают суммарную толщину
защиты около 180 см и удельную массу примерно 800 г/см~ (удельная
масса в данном случае — сумма произведений толщин отдельных слоев
защиты на плотность их материала).

В соответствии с [16] проектировать защиту в связи с возможными
неточностями расчетов необходимо с учетом коэффициента запаса по
мощности эквивалентной дозы, равного двум. Проектная мощность
эквивалентной дозы на поверхности защиты Р"РВ= ПДД/(2Л, бэр/ч,
где Т ~ продолжительность работы персонала за год, ч.

Для стандартной продолжительности работы специалистов (36-41-
часовая рабочая неделя) проектная мощность эквивалентной дозы со-
ставляет: в помещениях постоянного пребывания персонала категории А
^экВ= Ь4 мбэр/ч; в помещениях, где персонал категории А пребывает
не более половины рабочего времени, Р^кв~ 2-® мбэр/ч; в любых поме-
щениях, где могут находиться лица, отнесенные к категории Б, Рэ^в~
= 0,12.

Материалы биологической защиты. Материалы биологической заши-
ты должна быть огнестойкими, в процессе работы из них не должны
выделяться ядовитые и взрывоопасные газы. Внутренние слои защиты,
непосредственно примыкающие к ядерному реактору, выполняются из
материалов, обладающих повышенной радиационной и термической стой-
костью.

Наиболее удобный материал для защиты от нейтронов — вода. Обла-
дая хорошими защитными свойствами, она является также хорошим
теплоносителем. Аккумулируемую в ней энергию ослабляемого излуче-
ния легко передать вторичному теплоносителю в специальном теплооб-
меннике. В воде могут растворяться некоторые химические соединения,
содержащие бор и литий. Эти элементы хорошо поглощают нейтроны
без испускания жесткого захватного 7-излучения. Однако вода разлага-
ется под воздействием облучения с выделением свободного водорода
и кислорода, которые в смеси с воздухом могут образовать взрывоопас-
ную смесь. Поэтому в защите с водой предусматривается отвод выделяю-
щихся газов в атмосферу (см. рис. 1.36).

В качестве защиты от нейтронов используются борсодержащие мате-
риалы. Основной составляющей в них может быть карбид бора В4С.
Используются и борсодержащие стали. Применяются также боралевые
экраны (бораль представляет собой смесь карбида бора с алюминиевым
порошком, покрытую алюминиевыми листами и прокатанную в горячем
состоянии). Массовое содержание карбида бора в борале составляет
10—50 %.

Основа конструкции судовой защиты—сталь (обычная углероди-
стая и нержавеющая). Входящие в ее состав элементы (железо, никель
и др.) обеспечивают относительно хорошее неупругое рассеяние быстрых
нейтронов и достаточно хорошо ослабляют 7-излучение. Недостаток
защиты из углеродистой стали — ее коррозия при наличии влаги. Во избе-
жание этого явления иногда применяют покрытие углеродистой стали
нержавеющей сталью или используют полностью нержавеющую сталь.

Наиболее подходящий материал защиты от 7-квантов — свинец.
Однако он неконструктивный материал, и для закрепления его в защите
применяют сталь.

В защитах широко используется бетон — недорогой и прочный мате-
риал, содержащий смесь элементов малой и средней массы. Для улучше-
ния защитных свойств бетона в него вводят тяжелые наполнители.
Чаще всего в этих целях применяют лимонитовые (в основном
2Ее2О3 -ЗН2О) и серпентинитовые (в основном ЗМдО-28Ю2.2Н2О)
минералы. Благодаря наличию химически связанной воды лимонитовый
и серпентинитовый бетоны обладают лучшими свойствами поглощения
нейтронов и 7-квантов, чем обычный бетон. Недостаток бетонной защи-
ты — относительно большие толщины и масса. Поэтому в судовых ЯППУ
бетон используется только как дополнительный элемент защиты в тех
случаях, когда применения других материалов затруднительно.
Конструкция биологической защиты в судовых установках. Конст-
рукция защиты должна иметь повышенную прочность, исключающую
возможность разрушения ее вследствие вибрации, ударов и взаимодей-
ствия с морской водой в случае аварийного затопления судна. Как прави -
ло, биологическая защита служит опорой для части оборудования ЯППУ.
Защита не должна усложнять доступ к отдельным частям оборудования
ядерной установки, требующим периодического осмотра и замены.
Размеры и масса защиты в судовых ЯЭУ должны быть минимальными

Примеры построения защиты судовых ЯЭУ приведены на рис. 1.11,
1.12, 1.13, 1.41, 1.42, 1.48.

В защите ядерного реактора можно выделить две конструкции.
Внутреннюю конструкцию (см. рис. 1.42, позиция 2} часто называют
первичной биологической защитой. Она примыкает непосредственно
к реактору и обеспечивает ослабление испускаемого из него излучения.
Типичный вариант первичной защиты реактора на судне — бак с водой и
пластинами металла (стали или свинца) в ней (см. рис. 1.11, позиция 9;
рис. 1.13, позиция 7). Толщина подобной защиты (бака) 1—1,5 м. Дру-
гим вариантом может быть защита из блоков бетона или графита. Тол-
щина первичной защиты в этом случае увеличивается до 1,5—2 м.

Внешняя защитная конструкция называется вторичной биологиче-
ской защитой (см. рис. 1-42, позиция 12}. Она предназначена главным
образом! для ослабления у излучения из теплоносителя первого контура
и ослабления нейтронов, испускаемых радиоактивными ядрами теплоно
сителя, например 1 7М в воде.

Для уменьшения объема и массы судовой ЯППУ часть оборудования
первого контура размещают внутри первичной защиты, в таких случаях
само оборудование (ПГ, КО и т. п.) выполняет функции защиты

Энерговыделение в защите. Ввиду поглощения излучений и замедле-
ния нейтронов в защите происходит выделение энергии (теплоты).
Значительная часть энергии выделяется в первых слоях защиты, толщина
которых равна 4- 5 средним длинам свободных пробегов поглощаемых
частиц

Полная мощность эн ер го выделен и я в защите определяется произве-
дением числа поглощенных в ней частиц на передаваемую ими энергию.
Электроны и у-кванты передают защите всю имевшуюся у них начальную
энергию, другие заряженные частицы и нейтроны — энергию, равную
алгебраической сумме кинетической энергии частицы и энергии реакции,
вследствие которой поглощается частица.

Как правило, энергетический поток частиц из реактора в защиту
намного больше энергетического потока частиц из нее. Соответственно
этому мощность энерговыделения в защите практически равна мощно-
сти, излучаемой источником. Величина ее достигает 1—1,5% полной
мощности реактора. Если плотность потоков частиц, превосходит
10 (см2* с)-1, то внутри защиты могут происходить нежелательные
явления, связанные с тепловым перегревом. Для мощных реакторов
корпусного типа опасны температурные напряжения в стенах корпуса
реактора, возникающие в результате поглощения в стали 7-квантов и
нейтронов. Чтобы избежать чрезмерного перегрева ответственных конст-
рукций вне активной зоны реактора, перед ними размещают специальные
экраны из материалов с высокой эффективностью ослабления потоков
излучаемых частиц, такие конструкции называют тепловыми экранами
(см. рис. 1.6, 1.7, 1.11).

Тепловыделение в защите увеличивается за счет утечек теплоты из
оборудования первого контура. Внутри защиты судового реактора
в единицу времени может выделяться энергия, измеряемая десятками
и сотнями киловатт. Для отвода ее из защиты применяют специальные
системы охлаждения (см. рис. 1.36) -

Контрольные вопросы к главе 4

1.	Поясните, в чем заключаются различия между поглощенной, экспозицион-
ной и эквивалентной дозами? Какие системные и внесистемные единицы применя-
ются для измерения этих доз? Что такое мощность дозы?

2.	Что такое критический орган в человеческом организме и сколько групп
критических органов устанавливают НРБ-76 [ 16]?

3.	Почему НРБ-76 устанавливают три категории облучаемых лиц? Соблюдение
каких нормативов для каждой категории обеспечивает радиационную безо-
пасность?

4.	Какая служба на атомном судне осуществляет контроль за радиационной
безопасностью и с помощью каких технических средств? Каковы основные задачи
систем биологической и технологической дозиметрии?

5.	По каким видам излучений ведется технологический контроль за актив-
ностью рабочих сред и контура ЯЭУ? Где и почему располагаются различные типы
датчиков в судовой ЯЭУ?

6.	Какие виды ионизирующих излучений и в каких процессах возникают в
реакторе?

7.	По каким законам изменяется плотность потока 7-квантов и нейтронов,
испускаемых точечным источником, в воздухе и биологической защите в зависи-
мости от расстояния от источника?

8.	Раскройте физический смысл таких понятий, как линейный и массовый
коэффициенты ослабления 7-излучения, длина релаксации, сечение выведения
нейтронов.

9-	Из каких материалов и почему целесообразно выполнять биологическую
защиту от 7-квантов и нейтронов? Какие материалы и почему используются в био-
логической защите судовых реакторов и ЯППУ?

10.	Каковы особенности конструкции биологической защиты в судовых ЯЭУ?

11.	Почему биологическая защита нагревается и как осуществляется ее охлаж-
дение?
Глава 5

НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУДОВЫХ ЯЭУ

§ 5.1.	Особенности технической эксплуатации и организации обслужива-
ния судовых ЯЭУ

Особенности эксплуатации и обслуживания судовой ЯЭУ связаны со
следующими свойствами ядерных реакторов:

—	принципиальной способностью реактора не только развивать лю-
бую мощность, но и изменять ее с очень большой скоростью в состоянии
мгновенной над критичности;

—	возможным выбросом радиоактивных элементов, имеющих чрез-
вычайно большую активность, в результате разгона реактора, который
может закончиться разрушением его корпуса (тепловым взрывом);

—	значительными экономическими потерями, обусловленными унич-
тожением многолетнего запаса топлива и ликвидацией последствий
радиоактивного загрязнения судна и окружающей среды в случае разру-
шения активной зоны или реактора;

—	высокой энергонапряженностью активных зон и наличием в них
остаточных энерговыделений, что требует, во избежание расплавления
зоны, бесперебойного отвода выделяющейся энергии как при работе на
мощности, в аварийных режимах, так и в течение длительного времени
после остановки реактора;

—	невозможностью непосредственного обслуживания при нормаль-
ной работе реактора и всего оборудования ЯППУ, которые являются
мощным закрытым источником ионизирующих излучений; в периоды
перезарядки топлива, ремонта, аварий, связанных с потерей герметич-
ности защитных барьеров, реактор становится открытым источником
излучений, из которого возможно распространение радиоактивных
веществ в окружающую среду;

—	физико-химическими свойствами используемых материалов (не-
ржавеющая сталь, цирконий, уран и его соединения, бор, европий, гадо-
линий и их соединения) и необходимостью всемерного снижения скоро-
стей коррозии, эрозии, аварийного вымывания в теплоноситель топлива
и продуктов деления.

Техническая эксплуатация и обслуживание судовых ЯЭУ должны
быть организованы так, чтобы обеспечивались:

—	надежная работа всего оборудования и систем ЯЭУ и в пер-
вую очередь оборудования и систем, гарантирующих безопасность и
сохранность ЯППУ как при нормальных, так и при аварийных условиях
работы;

—	соблюдение всех требований ядерной и радиационной безо-
пасности;

—	режимы работы ЯППУ и всей ЯЭУ, при которых наилучшим обра-
зом сохраняется герметичность барьеров, исключающих выход радиоак-
тивных веществ в окружающую среду (оболочек твэлов, трубной систе-
мы ПГ, корпусов реакторов, трубопроводов первого и третьего конту-
ров) ;

—	организация и поддержание водных режимов в контурах ЯЭУ,
при которых коррозия и эрозия материалов защитных барьеров будут
минимальными;

—	минимально возможные дозы облучения обслуживающего персо-
нала;

—	наиболее полное и экономичное использование энергозапаса
активных зон, моторесурса оборудования и систем;

—	снижение трудозатрат, времени, расходов на перезарядку реакто-
ров и ремонт оборудования.

Общие требования к технической эксплуатации ЯППУ с ВВРД для
морских судов устанавливаются правилами технической эксплуатации
судовых ядерных паропроизводящих установок.

Конкретное выполнение всех операций по техническому использо-
ванию и обслуживанию оборудования и систем ЯЭУ должно проводиться
в строгом соответствии с инструкциями проектантов, заводов-изготови-
телей и судовладельца (пароходства).

Организационные формы технического обслуживания (ТО) атомно-
го судна устанавливаются на основе действующих в Минморфлоте общих
нормативных и директивных документов по технической эксплуатации
флота и технических средств [6].

Работы по ТО и ремонту технических средств должны выполняться
строго в соответствии с планами-графиками ТО, разрабатываемыми на
все технические средства судовыми экипажами.

Особенностью ЯЭУ является потенциальная возможность ядерной
аварии, под которой понимают повреждения твэлов сверх допустимых
пределов или потенциально опасное облучение персонала, вызванные
потерей управления цепной реакцией, нарушением теплоотвода из актив-
ной зоны, образованием критической массы при перегрузке, транспорти-
ровке и хранении ТК, при проведении монтажных и ремонтных работ
[1В]. При ТО и ремонте могут возникать ядерно-опасные режи-
мы, т. е. такие отклонения от пределов и условий безопасной
эксплуатации ядерного реактора, развитие которых ведет к ядер-
ной аварии.
В связи с этим в общем перечне работ по ТО, ремонтV и монтажу
особо выделяю 1ся аитенциам но	пр?» прппед»епии кото-

рых может вознйлн =/т ь ядерчоопасный режим и пл ядериая авария.
Потенциально опасные рабоы дегы:ны проводиться по специальному
техническому решению или плану, у и’рржденному гл?«иым инженером
механиком.

Техническое решение или план должны содержать перечень и техно-
логию ведения потенциально опасных рабо), а также технические к орга-
низационные меры по обеспечению ядерной безопасности. К выполнению
работ должны допускаться только специально подготовленные лица,
сдавшие экзамен по правилам выполнения рабо), технике общей и радиа-
ционной безопасности, прошедшие предварительную »рениров к у, если
необходимо, на тренажерах и стендах. До начала работ должна быгв раз-
работана технологическая инструкция, определяющая порядок выпсяке-
ния работ, средства индивидуальной защиты и связи, оценку и контроль
индивидуального облучения, а также мероприятия, направленные на сни-
жение доз облучения, и действия при угрозе радиационной аварии на бор-
ту судна. Кроме того, должна бьнь произведена комплектация необхо-
димой технической и рабочей документации, оснастки, инструмента,
материалов и заготовок.

Атомные суда, как и обычные, состоят под надзором Регистра СССР.
Цель надзора--обеспечи1Ь условия безопасного плавания морских су-
дов, охрану человеческой жизни и надежность перевозки грузов на море.
В связи с этим Регистр в установленные им сроки проводит освидетель-
ствования, инспекции, гидравлические испытания оборудования, меха
низмов, устройств не только судна, ПТУ, ЭЭУ, ГЭУ, но и Я11ПУ, включая
реактор [17].

Надзор за ядерной безопасностью любого реактора независимо от
его ведомственной принадлежности в СССР осуществляет Государст-
венный комитет по надзору за безопасностью ведения рабо г в атомном
энергетике (Госатомэнергонадзор) [18]

Организация службы и состав специалистов на атомных судах а на-
стоящее время несколько отличаются от паротурбинных и дизельных
судов. Специалисты штурманской службы, чтобы успешно эксплуатиро-
вать атомное судно, должны знать специфические особенности эксплуата-
ции ЯЭУ, ее маневренные свойства.

Общее руководство деятельностью технических служб осуществляет
главный инженер-механик.

Атомн о-м ех а н и ч ес к а я служба обеспечивает зкеппу- л~
цию и ремонт оборудования ЯППУ, ПТУ, общесудовых систем. В ее со-
став входят старший механик, старшие вахтенные механики, операторы,
управляющие реакторами, номерные механики, физик, мастера ЯППУ,
машинисты.
Электромеханическая служба в составе старшего и
старших вахтенных электромехаников, номерных электромехаников,
электриков обеспечивает эксплуатацию и ремонт всего электрообору-
дования судна.

С учетом высокой степени автоматизации и большого объема прибо-
ров и систем контроля, важности надежной и точной их работы специа-
листы по контрольно-измерительной технике и автоматике причисляются
к службе КИПиА, возглавляемой начальником службы.

Для обеспечения радиационной безопасности при обслуживании,
ремонте оборудования ЯЭУ, перезарядке реакторов, осуществления тех-
нологического и дозиметрического контроля существует служба
радиационной безопасности.

Наблюдение за здоровьем экипажа осуществляет медицинская
служба.

Работа атомных ледоколов „Ленин”, „Арктика", „Сибирь” (СССР),
грузопассажирского судна „Саванна" (США), рудовоза „Отто Ган”
(ФРГ) позволила накопить к настоящему времени более 150реакторолет
опыта эксплуатации, который подтверждает безопасность и высокую
надежность судовых ЯЭУ.

Однако накопленный опыт показывает, и это совпадает с опытом
стационарной ядерной энергетики, что значительная доля аварийных
ситуаций (до 80 %) создается или усугубляется вследствие ошибочных
действий персонала.

С учетом возможной тяжести аварий реактора к эксплуатации судо-
вых ЯЭУ должны допускаться высококвалифицированные специалисты,
имеющие не только хорошую теоретическую подготовку, но и прочные
практические навыки по управлению оборудованием и системами ЯЭУ.
Такие навыки могут быть получены в первую очередь за счет подготовки
и переподготовки вахтенного персонала на специальных тренажерах.

Техническое использование, обслуживание и ремонт палубных меха-
низмов, общесудовых систем и устройств, механизмов и оборудования,
входящих в состав паротурбинных, гребных электрических и электро-
энергетических установок не имеют принципиальных особенностей и про-
водятся в основном так же, как и на обычных судах. В связи с этим ниже
рассматриваются только некоторые вопросы эксплуатации, имеющие
специфические особенности и присущие только судовым ЯЭУ.

§ 5.2.	Водно-химические режимы и методы их поддержания

В ядерных энергетических установках существуют специфические
особенности, которые необходимо принимать во внимание при рассмот-
рении задач и целей водно-химических режимов. К таким особенностям
относятся:
—	физико-химические свойства материалов, которые используются
в ЯЭУ (уран, его сплавы, цирконий, аустенитные стали, сплавы титана
и т, п.);

—	конструкция и условия работы некоторых элементов, например
таких, как твэлы, оболочки которых при толщине 0,3—0,7 мм должны
сохранять герметичность в течении длительной работы в условиях воз-
действия коррозионно-активного теплоносителя, мощного ионизирую-
щего излучения, высоких механических и тепловых нагрузок;

—	появление в теплоносителе продуктов деления ядерного топлива
как за счет деления урана, остающегося на поверхности твэлов после их
изготовления, так и выхода из твэлов при нарушении герметичности их
оболочек;

—	содержание в воде первого и третьего контуров радиоактивных
веществ, которые образуются в результате активации продуктов корро-
зии;

—	радиолиз воды под действием ионизирующих излучений;

—	наличие в теплоносителе примесей, которые должны вводиться
в контур для обеспечения работы реактора (борная кислота для регули
ровения реактивности, азот, поступающий из системы газовой компенса-
ции объема, и т. п.);

С учетом отмеченных выше особенностей водно-химический режим
в контурах ЯЭУ должен в первую очередь обеспечивать:

—	сохранение целостности и герметичности защитных барьеров,
предотвращающих выход радиоактивных веществ в окружающую среду
(оболочек твэлов, корпусов реакторов, оборудования и трубопроводов
первого контура, поверхности нагрева парогенераторов ит.п.);

—	всемерное сокращение скоростей образования и накопления
в контурах радиоактивных продуктов, уменьшение их отложений на
внутренних поверхностях и переноса в обслуживеющие системы с целые
снижения уровней излучений от оборудования и трубопроводов;

—	организацию постоянной и эффективной очистки рабочих сред
всех контуров от продуктов коррозии и вредных примесей любых ти-
пов, а теплоносителя первого контура также от продуктов деления ядер-
ного топлива (в случае разгерметизации твэлов);

—	осуществление постоянного контроля за концентрацией примесей
и качеством воды во всех контурах, соответствием показателей качества
воды техническим нормам;

-	снижение количества и активности отходов, возникающих при ра-
боте ЯЭУ и подлежащих переработке и захоронению.

Коррозия материалов основных контуров ЯЭУ. Рассмотрение меха-
низмов и процессов коррозии является предметом специального курса.
Однако некоторые понятия и сведения по коррозии представляется целе-
сообразным здесь напомнить.
По механизму протекания различают два типа коррозии: химиче-
скую и электрохимическую. Химическая коррозия протекает в сухих
газах и неэлектролитах и не сопровождается возникновением электри-
ческого тока. Электрохимическая коррозия имеет место в электролитах,
подчиняется законам электрохимической кинетики и сопровождается
протеканием тока. Это основной тип коррозии, с которым приходится
встречаться в энергетических установках.

В зависимости от вида коррозионного разрушения принято подраз-
делять коррозию на общую и местную.

При общей коррозии разрушается равномерно вся поверхность
металла. Интенсивность (скорость) общей коррозии оценивают по поте-
ре металла, мг/ (м2* сут), а также по глубине проникновения коррозии
(мм/г). При общей коррозии часть ее продуктов образует на поверхно-
сти металла окисную пленку, а часть уходит в электролит. Количество
продуктов коррозии, поступающих в воду, принято характеризовать
скоростью выноса, мг/(м2, сут). Для уменьшения распространения ак-
тивности по первому контуру и снижения количества радиоактивных
отходов желательно иметь минимально возможные скорости выноса.

Общая коррозия в ЯЭУ, как правило, не определяет срок службы
изделия, однако является главным источником загрязнения теплоноси-
теля первого и третьего контуров продуктами коррозии, а также возник-
новения и переноса по контуру наведенной радиоактивности. Во втором
контуре общая коррозия определяет количество примесей в питательной
воде, а значит, вид и характер отложений на поверхности парогенерато-
ров. В соответствии с этими обстоятельствами необходимо, чтобы в
первом и третьем контурах ЯППУ применялись только стойкие и весьма
стойкие против коррозии материалы (по ГОСТу относящиеся не ниже,
чем к третьей группе: стойкие, балл 4), имеющие скорость общей корро-
зии 0,1 - 0,05 мм/г. [20—110 мг/ (м2 • сут) ].

Местная коррозия подразделяется на коррозию пятнами (большие
пятна при малой глубине), язвенную и питтинговую коррозию (глубо-
кие поражения, локализованные в малой области), точечную коррозию
и фреттинг-коррозию. Особое место занимают межкристаллитная корро-
зия и транскристаллитная коррозия.

Межкристаллитная коррозия представляет собой характерный слу-
чай электрохимической коррозии, когда разрушение металла происходит
по границам зерен кристаллической решетки.

Транскристаллитная коррозия развивается в виде трещин, пересе-
кающих зерна металла, и идет только при наличии растягивающих напря-
жений. Коррозионное растрескивание (межкристаллитное, транскристал-
литное, смешанное) идет при одновременном воздействии коррозионной
среды, содержащей ионы галогенов (СГ, I-), и внешних или внутренних
механических напряжений растяжения; характер растрескивания зависит
от структуры металла, распределения в нем напряжений и свойств
агрессивной среды.

Коррозионное растрескивание - - наиболее опасный вид коррозии,
при котором внешний вид изделий практически не изменяется, а разви-
тие трещин может идти с очень высокой скоростью. Именно коррозион
ное растрескивание во многих случаях определяет срок службы некото-
рых элементов ЯППУ или их аварийное разрушение.

Переменное напряжение, которое не разрушает металл даже при
очень большом числе циклов нагружения (107—108) в отсутствии корро
зионной среды, называется пределом усталости. Возникающие при таком
напряжении в каждом цикле деформации не превышают 0,1- 0,2%.

Если деформации при знакопеременных нагружениях превышают
0,1—0,2%, то разрушение металла может происходить при существенно
меньшем числе циклов (103 —104). В агрессивных средах число таких
циклов может быть в 5—10 раз меньше. Этот тип разрушения металла
получил название малоцикловой усталости. Именно в связи с явлением
маяоцикловой усталости в ЯППУ вводятся ограничения на число изме-
нений мощности, пусков и расхолаживаний реактора, при которых
возникают деформации в различных элементах (оболочки твэлов, места
вварки патрубков в корпус и т- п.), достигающие 0,5-1 % и более.

Процессы коррозии зависят, и часто неоднозначно, от очень боль-
шого числа факторов; наличия и концентрации в воде агрессивных аген-
тов (кислорода, галогенов, углекислоты), различных солей, значения рН
растворов, температуры и скорости движения воды, наличия механиче-
ских и термических напряжений, присутствия и мощности ионизирую-
щих излучений. Большое влияние на процесс коррозиии оказывает
структура металла и наличие в нем различных примесей.

В судовых ЯППУ в качестве конструкционных материалов в основ-
ном используются нержавеющие хромоникелевые стали аустенитного
класса Х18Н10Т, из которой выполняются все трубопроводы и наплавки
на внутренние поверхности корпусов оборудования первого и третьего
контуров, питательный трубопровод и часть вспомогательных трубопро-
водов второго контура. Для изготовления оболочек твэлов часто ис-
пользуют стали типа ЭИ 844, ЭИ 607 А и т. п. Кроме того, используются
активные зоны, в которых оболочки твэлов и технологических каналов
выполнены из сплавов циркония Н-1 и Н-2Д, содержащих, соответствен-
но, 1 и 2,5 % ниобия. Углеродистые низколегированные стали типов
Ст 10 и Ст20 перлитного класса используются для паровых трубопрово-
дов во втором контуре. Конденсатные трубопроводы, теплообменные
поверхности конденсаторов и подогревателей выполняются из меди и ее
сплавов МН-70-30 (мельхиор) и МНЖ-5-1. Для качественного сравнения
Таблица 5.1. Скорость общей коррозии в воде

Материал	Условия испытаний или работы (среда, температура среды, водородный показатель рН)	Скорость коррозии, мг/(м2 сут)
Аустенитная сталь Х1 8Н1 ОТ	Статические; г = 20 " С; насыщенные воздухом: дистиллят (рН = 7), раст- вор 0,001 и №1\Ю, рН = 3), раствор 0,001 н №ОН (рН = 11 4-13) Статические; обескислороженная, обессоленная вода; ? = 280 4-350’С Первый контур (Р = 12 4-15 МПа, Г = 270 4- 290 ’ С), аммиачно-борно-калие- вый режим (рН = 7 4-9,5)	52-53  2-8  30-40
Перлитные стали типов Ст1 0, Ст20	Статические; обессоленная вода при содержании кислорода 0,02 мг/кг: г = 20 * С  Г = 150’С  при содержании кислорода 0,3 мг/кг:  ? = 20* С  Г= 150*С  деаэрированная вода (рН = 10,5 4-11,7); 1 = 300 0 С  Вода, насыщенная воздухом, при содержании кислорода 8—10 мг/кг	20  300  70  600 500-600 2900
Медь	Деаэрированная, обессоленная вода; = 40 0 С  Вода, содержащая 1,5 мг/кг О, (рН = 94-101; Г = 300 0 С	50  1500-2000
Сплав МНЖ-5-1	Вода, содержащая 1 -3 мг/кг О,; г = 300 0 С	30
Циркониевые сплавы Н-1 и Н-2,5	Автоклавные; деаэрированная, обессоленная вода; г = 350° С;  для Н-1  для Н-2,5  Вода, содержащая 0,02 мг/кг О, (рН = Ю) ; скорость воды 2—4 м/с; Г =- = 285 4- 300 0 С; для Н-2,5 за время 1000 ч	200*  400*  168

*Средний привес образца за счет поглощения кислорода за период испытаний 6000 ч.

197
указанных материалов в табл. 5.1 приведена ориентировочная скорость
коррозии в воде, а в табл. 5.2 — скорость выноса продуктов коррозии
в воду при различных условиях.

Таблица 5.2. Скорость выноса продуктов коррозии в воду

Материал	Условия испытаний или работы (среда, температура среды, водородный показа-' тель рН)	Скорость выноса мг/ (м2 сут)
Аустенитная стат	ь Первый контур (А — 12 + 15 МПа, Г = 270 +	
Х18Н10Т	+ 290 С); аммиачно-борно-калиевый режим (рН = 7+9,5)	2-3
Перлитные стали	Деаэрированная вода (рН — 6+7); ( — 90 -:	
типов Ст1, Ст2	:-130°С  Питательная вода при аммиачно-гидразинном режиме:	1000
	при рН — 9	3
	при рН = 4	30
Циркониевые	Первый контур (А — 12 + 15 МПа, Г — 270 +	
сплавы Н-1 и	+ 290 С); аммиачно-борно-калиевый режим	
Н-2	(рН = 7 +9,5)	3-4
Медные сплавы типов МН-70-30, МНЖ-5-1	Деаэрированная,обессоленная вода; г = 40'С	3

Скорости коррозии и выноса продуктов коррозии для всех материа-
лов определяются скоростью образования, плотностью и прочностью
сцепления с основным металлом окисной пленки. В связи с этим сущ
ность всех водно-химических режимов состоит в создании условий для
образования плотных и прочных окисных пленок, введения в воду необ-
ходимых для этого веществ и удаления из воды любых примесей, кото-
рые препятствуют их образованию или способствуют их разрушению.

Например, для углеродистых перлитных сталей в обессоленной
воде основное влияние на образование пленки оказывает скорость
доставки кислорода к поверхности, зависящая от его концентрации и
скорости воды. При концентрации Со* < 0,02 мг/кг коррозия идет
с относительно низкой скоростью, максимальная скорость наблюдается
при Со = 84-10 мг/кг, а минимальная скорость коррозии и выноса про-
дуктов имеет место при концентрации выше 40 мг/кг. При движении
воды, насыщенной воздухом, максимальная интенсивность коррозии
наблюдается при скорости около 1—3 м/с, а минимальная — при скоро-
сти 3—5 м/с.

Существенное влияние на скорость коррозии оказывает значение рН.
Так, в кислых средах при рН < 3 пленка растворяется и скорость корро-
зии существенно возрастает. Наименьшая скорость коррозии углеро-
дистых сталей будет при рН = 10 4-12. Устойчивость пленки уменьшается
при наличии в воде различных солей и углекислоты; особенно сильно
влияют хлориды, так как С1“ вытесняет из окиси кислород и образует
легкорастворимое хлорное железо.

Нержавеющие стали имеют по сравнению с углеродистыми перлит-
ными сталями скорость общей коррозии в 10—100 раз меньше. На ско-
рость их общей коррозии практически не влияет содержание кислорода,
углекислоты, сульфатов, нитратов, фосфатов и карбонатов в широкой
области значений рН (от 0,3 до 11—13). Скорость общей коррозии не-
сколько возрастает в присутствии хлоридов и фторидов.

Основным недостатком этих сталей является их склонность к меж-
кристаллитной коррозии и коррозионному растрескиванию. Межкри-
сталлитная коррозия наиболее интенсивно развивается в кислых средах
при повышенной температуре. Коррозионное растрескивание наблюдает-
ся в растворах, содержащих кислород и хлориды, при наличии в изделии
растягивающих напряжений. При этом абсолютное значение концентра-
ции кислорода, как и величины растягивающих напряжений, не имеет
особого значения — важен сам факт их наличия. Вместе с тем с ростом
концентрации хлоридов интенсивность коррозионного растрескивания
резко возрастает и при концентрации хлор-иона более 0,5 мг/кг корро-
зионное разрушение трубопроводов первого контура может наступить
через 1000 ч работы и меньше.

Существенное влияние на коррозионное растрескивание оказывает
температура. При 20—40° С коррозионное растрескивание не наблюда-
ется даже в морской воде. Однако при температуре выше 80- -90 0 С (осо-
бенно при 200—300 е С) коррозионное растрескивание может наступать
при концентрации хлор-иона несколько выше 0,05 мг/кг и кислорода
более 0,02 кг/кг.

В процессе эксплуатации контуров из нержавеющей стали, работаю-
щих при температуре выше 70 ° С, основное внимание должно быть обра-
щено на предотвращение попадания в них хлоридов, фторидов, а также
других элементов, разрушающих окисные пленки, например двух- или
трех валентного железа, и поддержание их концентрации на уровнях,
меньших 0,05—0,1 мг/кг. Однако даже при такой малой концентрации
возможно коррозионное растрескивание в местах, где происходит выпа-
ривание воды, например в конце испарительного участка прямоточных
ПГ. Это связано с тем, что для № С! коэффициент распределения, опре-
деляющий отношение концентрации соли в паре к ее концентрации
в воде (см. рис. 5.6) при давлении 3—5 МПа составляет около Ю-6—10“7,
т. е. вся соль практически будет отлагаться на поверхности нагрева ПГ.
В связи с этим создание прямоточных ПГ на средние параметры пара из
аустенитных сталей исключено.

Циркониевые сплавы в чистой воде при температурах до 300—330 сС
легко пассивируются с образованием плотной окисной пленки из окиси
циркония достехиометрического состава 2гО1г95. При более высоких
температурах и возрастании коцентрации кислорода более 0,1 мг/кг
пленка окисляется до 2г02, становится рыхлой, ее защитные свойства
снижаются, толщина растет вплоть до осыпания. Ввод аммиака до рН -
= 10, борной кислоты до рН - 3, а также содержание хлоридов до
0,1 мг/кг практически не сказываются на скорости общей коррозии.
Однако повышенное содержание хлоридов вызывает язвенную коррозию,
а также коррозионное растрескивание. Повышение температуры до
350° С резко повышает скорость коррозии, чем и объясняется макси-
мально допустимая температура применения сплавов Н-1 и Н-2,5 не бо-
лее 330 340 0 С.

Скорость коррозии меди и ее сплавов в деаэрированной, обессолен-
ной воде мала (см. табл. 5.2}. Повышение содержания кислорода, угле-
кислоты, сульфатов, хлоридов, естественно ускоряет процесс коррозии,
однако при низких температурах это ускорение несущественно. Аммиак
образует с окислами меди растворимые комплексы, что интенсифици-
рует процессы образования и выноса продуктов коррозии. Минималь-
ная скорость коррозии имеет место при рН ~ 7 -:-9.

Из изложенного выше очевидно, что для снижения скорости корро-
зии и выноса продуктов коррозии в воду необходимо во всех контурах
ЯЭУ стремиться к наиболее низкому содержанию в воде кислорода,
хлоридов, фторидов, растворенных солей и газов, а также поддерживать
оптимальное значение рН. Наименьшая скорость коррозии имеет место
для алюминия и его сплавов при рН = 4-:-5, для циркония при рН --
= 6,5 -г 8, для перлитных и аустенитных сталей при рН -- 9 -г 12.

Радиолитические процессы в теплоносителе первого контура. В ак-
тивных зонах водо-водяных реакторов под давлением воздействие
мощного нейтронного излучения и у-излучения вызывает одновременно
как реакции разложения (радиолиз) воды и имеющихся в ней примесей,
так и реакции синтеза новых продуктов и соединений. Процесс радио-
лиза чистой воды, в основе которого лежит ионизация молекул воды,
зависит от многих факторов и протекает в несколько стадий с образо-
ванием промежуточных, весьма активных радикалов И, ОН“ Н, ОН, Н02-

В условиях первого контура реакции радиолиза и синтеза приводят
к образованию конечных продуктов Н2« 02, Н2О2:

2Н2О ^2Н2 + О2;

НО2 + ОН' Н2О + О2;

НО2 +НО2 -» Н2О2 + 02.

Обратимость первой реакции ограничивает накопление кислорода.
однако в присутствии примесей его концентрация может возрастать.

В ЯППУ с газовыми системами компенсации объема, в которых
обычно используется азот, его концентрация в воде первого контура
достигает 1300—2000 н, см3/кг за счет процессов массообмена между
компенсатором объема и первым контуром. В этом случае присутствие
в воде свободных кислорода и водорода приводит к реакциям синтеза
азотной кислоты и аммиака

21Ч2 + 5О2 + 2Н2О4Н1ЧО3;

1Ч2 +ЗН2 -> 21\!Н3.

Кислород и азотная кислота будут снижать значения рН и способствовать
ускорению коррозии; аммиак повышает рН, а значит, уменьшает ско-
рость коррозии сталей.

Реакцию радиолиза, т. е. образование свободного кислорода, можно
подавить за счет реакции синтеза воды, если создать в воде избыток
свободного водорода. Избыток водорода можно получить, если вводить
в воду свободный водород до концентраций, больших 5 мг/кг. Этот спо-
соб широко применяется на зарубежных АЭС, где в воде первого конту-
ра поддерживается концентрация водорода, равная 15—40 н. см3/кг.
В отечественной практике в воду первого контура вводятся аммиак
МН3 и (или) гидразин 1\12Н4, которые в результате радиолиза разлагают-
ся, выделяя водород, в соответствии с реакциями

2ЫН3 -> Ы2 +ЗН2;

21\12Н4	21ЧН3 + 1\12 +Н2.

(5.1)

В теплоносителе первого контура имеет место также непосредствен-
ное взаимодействие аммиака и гидразина с кислородом и продуктами
радиолиза воды

МН3 + 2ОН + Н2 МН4ОН + Н2О;

(5.2)

О2 + М2Н4 1Ч2 +2Н2О.

Введение в первый контур борной кислоты для регулирования реак-
тивности приводит к уменьшению концентрации водорода в результате
реакций диссоциации

В (ОН) з + Н2 О - В (ОН) 4 + Н* ;

ЗВ(ОН)3^ К + В3О3 (ОН)4+2Н2О.
Если принять во внимание, что наряду с рассмотренными реакциями
в контуре идут процессы окисления и восстановления, образования
сложных комплексов, на которые расходуются как кислород, так и во-
дород, то очевидно, что выбор и поддержание оптимального водно-хими-
ческого режима в контурах ЯЭУ является сложной, многоплановой
задачей.

Методы удаления кислорода из воды. Наибольшую практическую
значимость для уменьшения скорости коррозии имеет удаление из воды
растворенного кислорода, которое может осуществляться термической
деаэрацией или использованием окислительно-восстановительных про-
цессов, к последним относится связывание остаточного кислорода хими-
ческим путем или обескислороживание с помощью специальных фильт-
рующих материалов — электрон оионообменникое (редокситов).

В судовых установках для химического обескислороживания ис-
пользуют обычно гидразин М2Н4 в виде гидразин-гидрата Ы2Н4 ' Н2О,
который взаимодействует с кислородом следующим образом: Г12Н4 X
X Н20 + О2 -*	+ ЗН2О. Скорость протекания этой реакции зависит от

температуры и рН воды, от концентрации кислорода, наличия примесей,
избытка гидразина. При низкой температуре гидразин в отсутствии
примесей-катализаторов с кислородом практически не реагирует; даже
при 200 С эта реакция идет медленно. Так же медленно она идет в
кислых, нейтральных и слабощелочных средах, но резко возрастает при
рН > 9.

Скорость реакции существенно повышается в присутствии катализа-
торов, которыми могут быть окислы железа, меди и других тяжелых
металлов, восстанавливаемые до низших окислов или металла:

6Ге2 О3 + 1\12 Н4 1М2 + 2Н2 О + 4Ре3 О4;

4Ее (ОН) з + 1\12 Н4 -* 4Ре (ОН) 2 + 4Н2О + 1\12 ;

2Си2О + 1М2Н4 * 4Си + 2Н2О + К1Г

Избыток гидразина, не прореагировавший с кислородом или окисла-
ми, разлагается при высокой температуре с образованием аммиака и
азота: ЗМ2Н4 -> 4МН3 + 1\12. Так, при температуре 300°С полное разло-
жение избытка гидразина происходит за 20—30 мин.

Гидразин-гидрат в судовых ЯППУ используется для удаления кисло-
рода из воды первого контура при первоначальном заполнении, переза-
рядке зоны, постановке ПГ на „мокрое"хранение и т. д.

В водоочистных установках судовых ЯЭУ используют элекгро-
ноионообменные смолы типов ЭИ-5 или ЭИ-21, которые получают на
базе катионита КУ путем осаждения на поверхности смолы металличе-
ской меди, являющейся хорошим восстановителем. При взаимодействии
с кислородом образуется окись меди СиО2.

Электроноионообменники способны и к ионному обмену. Так,
ЭИ-21 имеет динамическую обменную емкость по СаС12, равную
700 г-экв/м2, емкость по кислороду 50 кг/м3; вымываемость примесей
по солесодержанию (№С!) фильтрата 0,0045 мг/кг и содержанию меди
в фильтрате 0,08 мг/кг.

Нормирование качества воды. Различные примеси в первый, второй
и третий контуры ЯЭУ попадают в результате;

—	наличия построечных или послеремонтных загрязнений контуров;

—	коррозии материалов контуров;

—	содержания примесей в воде первичного заполнения, подпиточной
воде и в технологических присадках, вводимых в контуры для коррек-
тировки водного режима или регулирования реактивности;

—	радиолиза воды;

—	растворения газов из воздуха для открытых контуров (третий
контур, цистерны основного запаса питательной воды) и из газовых
компенсаторов объема для первого контура;

—	деления урана, остающегося на поверхности оболочек твэлов
после их изготовления;

—	выхода продуктов деления топлива при нарушении герметичности
оболочек твэлов;

—	подсоса забортной воды во второй и третий контуры через неплот-
ности теплообменных аппаратов и трубопроводов.

В связи с этим при проектировании и эксплуатации ЯЭУ принимают-
ся все меры для полного исключения или максимально возможного со-
кращения поступления примесей в контуры. Водно-химический режим
начинается с промывок контуров и подготовки промывочных и подпи-
точных вод, для чего судовые ЯЭУ оснащаются специальными система-
ми (см. § 5.3,5.41.

Состав и количество допустимых в воде примесей нормируются для
каждого контура ЯЭУ соответствующими техническими требованиями и
инструкциями не только на период работы в навигации при расчетных
параметрах каждого контура, но также для первичного заполнения, про-
мывок и подпитки контуров, на период бездействия, перезарядки реак-
тора, хранения в нерабочем состоянии. При этом для каждого контура
в том или ином сочетании обычно нормируются следующие показатели
качества воды; значение рН, плотный (сухой) остаток, содержание
кислорода, хлоридов, фторидов, железа, меди, общеа солесодержание
или удельная электропроводность воды, удельная активность воды,
а также концентрация технологических присадок и присадок, вводимых
тс.мк См/см

Рис. 5.1. Зависимость удельной
электрической проводимости вод-
ных растворов от рН при 25 ° С.

А — область кислых солей (на-
пример, НС1); В—область основ
пых солей (например, №ОН);
С — область нейтральных солей.

ВВЭР-440 [24], а в пабл. 5.4

для поддержания заданного водно-хи-
мического режима (водорода, аммиа-
ка, борной кислоты, щелочей и т. п.).

Следует отметить, что в некото-
рых нормах не устанавливаются зна-
чения рН или общего со лесодержан ия,
но тогда обязательно нормируется
удельная электрическая проводимость
воды, которая связана с рН, а значит,
и с содержанием солей (рис. 5.1) и
определяется значительно более просто
и точно.

Для каждого типа ЯППУ устанав-
ливаются конкретные нормы и по-
казатели качества воды в первом
контуре. В качестве примера в табл. 5.3
приведены нормы и показатели ка-
чества воды в первом контуре реактора
нормы качества воды другого назна-

чения.

Контроль за качеством воды и концентрацией примесей, включая
технологический радиационный контроль (см. § 4-3), является одной из
важнейших задач по установлению и поддержанию необходимого водно-
химического режима.

Основные типы и особенности водно-химического режимов. Тип
водно-химического режима выбирается в зависимости от состава

Таблица 5.3. Нормы и показатели качества воды первого контура реактора
ВВЭР-440

Показатель качества	Норма качества	Фактическое значение
рН  Концентрация, мг/кг:	>6	7-9,4
калин	2-16,5	2-12
аммиака	> 5	3-20
кислорода	< 0,01	0,01
хлоридов	< 0,1	0,02
Концентрация водорода, н-см3/кг	30-60	25-50
Концентрация борной кислоты, г/кг  Концентрация продуктов коррозии в пере-	0-8	0-6
счете на окислы железа на установившемся режиме, мг/кг  Средняя удельная суммарная ^-активность.	< 0,2	0-0,1
Ки/кг	Не нормируется	2,5-10' 4
Таблица 5.4. Технические нормы для воды второго контура ЯЭУ

Показатель	Значения показателя качества воды			
	первичного заполнения	питательной до фильтров	питательной перед ПГ	добавочной
Общее солесодержание по 1МаС1, мг/кг	0,5	0,5  1	0,3  0,5	1
Плотный остаток, мг/кг	Не нормируется 1	На нормируется	Не нормируется	Не нормируется
Содержание хлор-ионов СГ, мг/кг	0^	0,05  К05	0,02  0,05	0?05
Содержание железа Ре3'1", мг/кг	—	0,05	0,05	Не нормируется
	0,05	Не нормируется	Не нормируется	
Содержание меди Си2+ , мг/кг	—	0,05	0,02	Не нормируется
	0,02	Не нормируется	Не нормируется	
Значение рН	5-7	—	—	—
Содержание растворенного кислорода 0,, мг/кг: для ПГ из спецсплавов	Не нормируется	Не нормируется	0,05  0,05	Не нормируется
для ПГ из углеродистой стали	Не нормируется	0,15  0,2	0,02  0,05	Не нормируется
Содержание масла	Отсутствует	Отсутствует	Отсутствует	Отсутствует
Удельная активность 4, Ки/л	-	10-Д0 10-8	-	-

Примечание: Числитель — нормальное (не более} значение показателя качества воды; знаменатель — предельное значение
показателя качества.

205
материалов и условий работы контура (давления, температуры, наличия
и интенсивности ионизирующих излучений), количества утечек и качесч
ва подпиточной воды, типа системы очистки, используемой в контуре,
наличия в воде технологических присадок (азот, борная кислота) ит. п.

В настоящее время число водно-химических режимов, которые
используются в различных контурах ЯЭУ с разными типами реакторов,
достаточно велико, однако все они могут быть разделены на два типа:
бескоррекционные режимы, при которых в воду не вводятся никакие
присадки, и коррекционные режимы, характеризуемые вводом в воду
различных присадок, необходимых для поддержания желательных
значений рН, концентрации кислорода, изменения химического состава
продуктов коррозии, скорости их выноса в воду и т. д.

Бескоррекционные режимы являются самыми простыми и возмож-
ны в контурах, изготовленных из материалов, имеющих высокую корро-
зионную стойкость. Эти режимы требуют использования в контуре обес-
кислороженной (О2	0,02 мг/кг) и обессоленной (общее солесодержа-

ние по МаС I 0,5 мг/кг) воды и наличия в контуре эффективной системы
очистки воды от продуктов коррозии и примесей, поступающих с подпи-
точной водой.

В судовых ЯЭУ бескоррекционные режимы широко используются
в третьем и втором контурах. Это объясняется тем, что третий контур
целиком выполняется из нержавеющей стали, утечки воды из него прак-
тически отсутствуют, поэтому даже если возникнет необходимость его
подпитки, то для этого можно использовать воду высокой чистоты.
В третьем контуре идет радиолиз воды, однако мощность ионизирующих
излучений, по сравнению с активной зоной, невелика и образующиеся
при этом кислород и водород постоянно удаляются из контура в расши-
рительную цисгерну и далее в мачту (см. рис. 1.36).

В третьем контуре осуществляется постоянная очистка воды от про-
дуктов коррозии, для чего некоторая часть воды (около 1 % от общего
расхода) пропускается через ионообменные фильтры. Это, как правило,
фильтры смешанного действия, в которые загружаются катионит в
Н* -форме и анионит в ОН-форме в соотношении 1:1. Следует отметить,
что при бескоррекционных режимах иониты всегда используются в водо
родной и гидроксильной формах. Для исключения явления коррозионно
го растрескивания нормы на качество воды третьего контура обычно пре-
дусматривают ограничения по содержанию хлор-иона (СГ < 0,05мг/кг);
подпитка контура проводится водой высокой чистоты, показатели ка
чества которой приведены в табл. 5.4.

Во втором контуре применение безкоррекционного режима возмож
но в связи с тем, что в судовых ЯЭУ обычно используются медные
(МЗр) конденсатные трубопроводы и питательные трубопроводы из
нержавеющей стали, применяется очистка всего потока конденсата в
ионообменных фильтрах смешанного действия, а удаление растворенных
газов достаточно эффективно осуществляется в конденсаторах и деаэра-
торе. Утечки воды из второго контура достаточно велики, поэтому под-
питочная вода должна иметь общее солесодержание менее 1 мг/кг, а со-
держание хлор-иона должно быть не более 0,05 мг/кг. Технические тре-
бования к качеству воды, используемой во втором контуре, приведены
в табл. 5.4.

Опыт эксплуатации атомных ледоколов показывает, что при строгом
соблюдении всех нормативных требований, систематическом контроле
за качеством воды в различных точках паротурбинной установки и плот-
ностью теплообменников, охлаждаемых забортной водой, качество воды
во втором контуре значительно превосходит технические требования.
Об этом свидетельствуют средние данные за шесть лет эксплуатации
атомного ледокола „Сибирь”, приведенные в табл. 5.5, а также данные

Таблица 5.5. Средние эксплуатационные данные по качеству воды второго
контура атомного ледокола „Сибирь" за 1978—1983 гг.

Место контроля	Общее солесодержание по МаС1, мг/кг	Содержание хлор-иона, мг/кг	Содержание кислорода, мг/кг
Конденсат за конденсаторами			
главных турбин	0,11	< 0,05	0,1
ВТГ	0,115	< 0,05	< 0,01
Конденсат:			
до фильтров	0,05	0,01	
за фильтрами	0,03	0,004	—
Питательная вода перед П Г	0,1	< 0,02	0,01
Теплый ящик	0,25	< 0,05	—
Основной запас подпиточной	0,55	0,055	< 10
Опреснители М4С‘			
дистиллят	0,46	< 0,05	—
конденсат греющего пара	~0,125	< 0,05	—

П р.и м е ч а н и е. 1. рН = 6,35 — конденсат до фильтров; рН = 6,2 — конден-
сат за фильтрами. 2- Активность пара за ПГ <4  10”’ 0 Ки/л.

ежегодных промывок парогенераторов, при которых из всех восьми ПГ
вымывается 120—300 г солей в пересчете на 1МаС1 (без учета аварийных
засолений).

Поддержанию высокого качества воды способствует обязательное
оснащение второго контура системой автоматического контроля за соле-
содержанием, датчики которой устанавливаются за всеми конденсатора-
ми, за ионообменными фильтрами, на линиях подпитки контура и сброса
дистиллята и конденсата греющего пара водоопреснительной установки,
т. е. во всех местах, где возможно попадание забортной воды во второй
контур. При достижении в какой-либо точке солесодержания, равного
1 — 1,5 мг/кг, на табло первопричины засоления поступает соответствую-
щий сигнал. Старший вахтенный механик каждый час проводит измере-
ние солесодержания во всех точках, раз в сутки берутся пробы воды на
химический анализ.

Наиболее важными и ответственными являются выбор и поддержа-
ние водно-химического режима в первом контуре. В первых стационар-
ных и судовых ЯППУ, имевших паровую систему компенсации объема,
использовался бескоррекционный водный режим с очисткой воды
в ионообменных фильтрах, содержащих катионит в Н+ - и анионит в
ОН “форме.

Опыт показал,, что из-за наличия в воде после воздухоудаления оста-
точного кислорода и азота, радиолитического разложения воды, синтеза
азотной кислоты и аммиака значение рН существенно отклонялось от
нейтрального (рН = 5,64-7,5) в кислую область (рН < 4), так как
синтезируемый аммиак оседал на фильтре, переводя катионит из водо-
родной в аммиачную форму. Уменьшение рН приводило к значительному
возрастанию скорости коррозии, выносу ее продуктов в теплоноситель
и увеличению активности оборудования. Концентрация железа в воде
достигала 0,5—1 мг/кг и более.

Переход на системы газовой компенсации привел к появле-
нию в теплоносителе постоянной концентрации азота на уровне
1000 -2000 н. см3/кг. В этом случае присутствие в воде водорода, обра-
зующегося в результате радиолиза и коррозии металла, вызывает радио-
химический синтез аммиака. В результате после завершения перевода
катионита из Н* - в 1МН4 -форму и продолжающегося синтеза аммиака
в контуре достигается равновесное состояние, при котором устанавли-
вается щелочной режим с рН = 9 4-9,5. Скорость коррозии снижается,
а содержание железа уменьшается примерно до 0,1 мг/кг.

Таким образом, накопленный опыт показал, что наиболее целесооб-
разно использовать аммиачный режим, который в настоящее время яв-
ляется основным водно-химическим режимом для судовых ЯППУ с га-
зовой системой компенсации объема.

При аммиачном режиме в первый контур вводится водный раствор
аммиака (гидроокись аммония ИН40Н) так, чтобы его концентрация
в контуре обеспечивала слабощелочной режим при рН = 9 4-10,5. Особен-
ность 1\)Н4ОН состоит в том, что степень ее диссоциации снижается более
чем в 10 раз при увеличении температуры с 20 до 270—280 °С. Электроли-
тическая диссоциация воды при этом резко возрастает, т. е. концентра-
ция свободных ионов кислорода и водорода возрастает. Это приводит
к тому, что для поддержания рН =9-^10 при различной температуре
требуется различная концентрация аммиака (рис. 5.2).
При средней рабочей темпера-
туре 270—300° С в условиях первого
контура поддержание рН=9^10,5
обеспечивается при концентрации
аммиака 10—60 мг/кг. В результате
радиолитического разложения по
реакции (5.1) аммиак становится
внутриреакторным источником во*
дорода (разложение 1 мг ЫН3 дает
2 н. см3 водорода), обеспечиваю-
щего подавление радиолиза воды и
связывание молекулярного кисло-
рода, поступающего с подпиточной
водой.

При аммиачном режиме целесо-
образно использовать в ионообмен-
ных фильтрах катионит в аммоний-
ной форме, что позволяет отказаться
от постоянного ввода аммиака и
поддерживать его равновесную кон-
центрацию за счет вытеснения аммиа-

Рис. Б.2. Зависимость рН от кон-
центрации аммиака в воде при раз-
личной температуре.

ка из катионита при поглощении примесей в соответствии с реакцией

ЯкМК + ЯкК-р+мн:.

Аниониты при аммиачном режиме обычно используются в гидроксиль-
ной форме.

Использование аммиака, имеющего слабые щелочные свойства,
снижает вероятность развития язвенной коррозии и коррозионного рас-
трескивания циркониевых сплавов при их наличии в активной зоне.
Вместе с тем повышенная концентрация аммиака при высокой темпера-
туре приводит к чрезмерному возрастанию концентрации газообразного
водорода, что опасно, так как может вызвать наводораживание металла
оболочек твэлов, связанного с потерей пластичности и возникновением
водородной хрупкости. Поэтому предельно допустимое содержание ЫН3
в теплоносителе, как правило, не должно превышать 100 мг/кг.

В период эксплуатации ЯППУ при превышении отдельными показа-
телями качества воды рекомендуемых предельных значений проводится
корректировка водно-химического режима. В случае повышения содер-
жания кислорода в первом контуре до значений более 0,1 мг/кг в него
обычно вводится гидразин-гидрат 1Ч2НД'Н2О, связывающий водо-
род по реакции (5.2); избыточный гидразин при работе ЯППУ
на энергетических уровнях мощности очень быстро распадается на
водород, азот и аммиак [см. (5.1)].

Если превышено содержание железа (обычно более 0,1 мг/кг) или
хлор-иона (обычно более 0,05 мг/кг) или значение допускаемой удель-
ной активности и очистка на ионообменных фильтрах не дает положи
тельных результатов, то необходимо перегрузить фильтры. При подклю-
чении вновь загруженного фильтра или снижении концентрации аммиака
в пробе из первого контура до значений менее 5 мг/кг в контур с по-
мощью системы подпитки (см. рис. 5.3) вводится аммиак так, чтобы
получить его концентрацию в теплоносителе, равную 30 -60 мг/кг.

Аммиак вводится при отключенном фильтре и с обязательным
интенсивным перемешиванием воды в контуре за счет работы ЦНПК.
Вводимые аммиак и гидразин-гидрат должны иметь как можно меньше
примесей, в связи с чем рекомендуется использовать аммиак по
ГОСТ 3760-79 марок „хч"или„чда", а гидразин-гидрат по ГОСТ 5832-76
марок „чда" или „ч". Если содержание аммиака превышает предельное
значение, то необходимо снизить его концентрацию, что удобно выпол-
нить путем разбавления теплоносителя водой высокой чистоты.

Ниже приводятся примеры расчетов присадок, которые необходимо
ввести в контур для коррекции водного режима.

Пример 1 Концентрация аммиака в пробе теплоносителя первого контура
С^ ~ $ мг/кг- Определить, сколько литров водного раствора аммиака нужно
ввести в контур для повышения его концентрации до — 40 мг/кг, если
в первом контуре содержится С - 20 10л кг воды? При этом используется вод
ный раствор аммиака МН4ОН концентрацией х — 2,5%, имеющий при 20 *С плот-
ность р — 987,4 г/л. Необходимое количество аммиака составит

» |сКн,'-сЖ,|с  10‘’ ‘ 140 51 -го- 700г-

В 1 л х %-го раствора, имеющего плотность д, г/л, содержится хр. г, аммиака.
Значит, в первый контур нужно будет ввести следующее количество водного раст-
вора.

д	700

V =- - -------------------28,3 л.

хр 2,5 - 10 ’ -987,4

Пример 2 Содержание кислорода в пробе теплоносителя первого контура
Со 0,03 мг/кг Определить количество концентрированного гидразин-гидра та,
которое нужно ввести в контур, содержащий С 20 10' кг теплоносителя дли
связывания всего кислорода. Гидразин в первом контуре взаимодействует не
только с кислородом. Некоторое его количество б уде I расходовслься на восстание
пение окислов металла, в основном Ее О.], поэтому МН, НО вводится в и *бы
точном (по сравнению со стехиометричос.ки необходимым! количестве так
чтобы создать в контуре даже некоторый избыток । идразин гидрат^ Обычно
на 1 г кислорода, имеющегося в контуре, вводится 1 п 0,5 !\,-то водною рс* тора
гидразин-гидрата (х=0,5%). Значит, в данном случае в первый контур нужно
ввести следующее количество 0,5 %-го раствора гидразин-гидрата:

Ур-Со,6 3  10 2 • 20  103 = 600 л.

В соответствии с раннее упоминавшимися ГОСТами содержание гидразин-
гидрата в концентрированных растворах составляет г — 99-^99,5 %. Тогда, очевид-
но, количество концентрированного раствора, необходимого для приготовления
1/р, л, 0,5 %-го раствора составит

х	5-10’

Ук — - 6 Ю2---------------Зл.

к р г	99,5

В СССР и за рубежом на всех электростанциях с реакторами ВВЭР
для компенсации реактивности используется введение в теплоноситель
первого контура борной кислоты. Этот способ перспективен м для судо-
вых ЯЭУ, гак как позволяет, в принципе, создавать и использовать ак-
тивные зоны с очень большим энергозапасом, т. е. существенно продлить
сроки работы между перезарядками и одновременно уменьшить искаже-
ния полей энерговыделения в активной зоне, вносимые органами управ-
ления. Борное регулирование реактивности использовалось при эксплуа-
гации второй активной зоны на рудовозе „Отто Г ан".

Введение борной кислоты (до 13 мг/кг в реакторе ВВЭР-1000)
существенно снижает значение рН. Это снижение не может быть пол-
ностью компенсировано аммиаком из-за ограничений на допустимое
количество газообразного водорода, поэтому для поддержания щелоч-
ной среды приходится вводить в контур щелочи 1_ЮН или КОН. Преиму-
ществом НОН является ее большая химическая активность, позволяю-
щая поддерживать относительно низкую концентрацию щелочи в тепло-
носителе, при этом следует учитывать, что литий образуется в первом
контуре из бора при поглощении нейтрона 1 (В + гг> 7И+а.

Основной недостаток лития — образование трития в результате
поглощения нейтронов в 6 Ы (6 И + /?-* 3Т + а), что приводит к возник-
новению тритированной воды ТИО, являющейся одним из наиболее опас-
ных радиоактивных отходов Поэтому за рубежом применяют литий,обо-
гащенный Ы до 99,99 %, что, однако, существенно повышает стоимость
реагента.

В СССР применяют КОН, при активации которого образуется 42К
в соответствии с реакцией 4 1 К (л, у) 42 К. В связи с малой изотопической
распространенностью 4 1 К (6,4 % в смеси изотопов), малым сечением
активации (1,2 барн) и небольшим периодом полураспада (12,4 ч)
образование 4 К не создает особых затруднений как при эксплуатации,
так и при ремонте оборудования первого контура.
Для устранения некоторых типов коррозии нежелательно иметь
в воде значительные концентрации сильных щелочей, поэтому одновре-
менно с КОН в первый контур вводится аммиак, что позволяет снизить
концентрацию щелочи. Таким образом, на реакторах ВВЭР реализуется
аммиачно-борно-калиевыи водно-химический режим. Для стабилизации
режима катионит в фильтрах применяют в аммонийно-калиевой форме
(К* - 1МН* ).

§ 5.3. Приготовление и очистка воды

В процессе эксплуатации атомного судна и его энергетической уста-
новки возникает значительная потребность в пресной воде различного
назначения и, следовательно, различного качества.

Система приготовления воды должна обеспечивать получение'
питьевой и мытьевои воды до 200—300 кг/сут на одного члена экипажа,
качество которой должно отвечать санитарным нормам; питательной
воды, необходимой для промывок, заполнения контуров и восполнения
утечек в паротурбинной установке, качество которой регламентируется
соответствующими нормами на воду второго контура (например, на
атомных ледоколах типа „Арктика" требуется 20—30 г/сут воды для
восполнения утечек из ПТУ); воды высокой чистоты (ВВЧ), которая тре-
буется для промывок, заполнения, подпитки первого и третьего конту-
ров, проведения гидроперезарядок их фильтров, постановки на „мок-
рое" хранение П Г и т. д.

Требования к качеству воды для первого и третьего контуров при
выполнении перечисленных эксплуатационных задач различны и уста-
навливаются соответствующими нормами, зависящими от типа установ-
ки, используемых материалов и типа водного режима.

Система приготовления воды. На рис. 5.3 представлена структурная
схема приготовления питательной воды и воды высокой чистоты. Для
приготовления питательной воды на атомных судах, как и на обычных,
используются водоопреснительные испарительные установки. Учитывая
большие потребности в пресной воде и высокие требования к ее чистоте,
в ЯЭУ обычно используются бесповерхностные вакуумные адиабатные
многоступенчатые испарители, работающие по принципу самоиспарения.
Такие испарители обеспечивают получение дистиллята с общим солесо-
держанием менее 0,5 мг/кг и хлор-ионов менее 0,1 мг/кг.

Забортная вода, проходя конденсаторы, охладитель эжектора и паре
вой подогреватель, куда подается греющий пар сдавлением до 0,25 МПа,
подогревается до 70—80° С. Затем вода поступает в камеры испарения,
в каждой из которых поддерживается с помощью эжектора давление
213

Рис. 5.3. Структурная схема получения питательной воды
и воды высокой чистоты на атомном судне.

1 — трубопровод от ЭКН главного конденсатора; 2 — на-
сос перекачки питательной воды; 3 - цистерна запаса
питательной воды; 4 — трубопровод для сброса дистилля-
та в цистерну мытьевой воды при солесодержании более
1 мг/кг; 5 — трехходовой электромагнитный клапан;

6 — насос забортной воды; 7 — рассольный насос; 8 —
бесповерхностный вакуумный испаритель; 9— трубопро-
вод отвода конденсата греющего пара с датчиком соле-
содержания; 10 — подогреватель; 11— эжектор; 12 —
трубопровод подвода грающего пара; 13 — дистиллятный
насос; 14 — механический фильтр с сеткой саржевого
плетения, 15 — трубопровод к цистерне „мокрого" хране-
ния ПГ; 16— бачок для приготовления растворов хими-
ческих реагентов; //—трубопровод слива излишков
воды; 18 — воронка для загрузки химических раагентов;

19 — редукционные клапаны; 20 — баллон с азотом; 21 —
уровнемер; 22 — трубопровод взятия проб; 23 - трубо-
провод в систему гидроперагрузки фильтров первого и
третьего контуров; 24 — трубопровод на заполнение мон-
жусов; 25 — расширительная цистерна третьего контура;

26 — трубопровод на подпитку, заполнение и проливку
первого контура; 27 — трубопровод на опрессовку перво-
го контура; 28 — трубопровод на опрессовку ПГ и трубо-
провода свежего пара второго контура; 29 — циркуляци-
онный насос системы приготовления воды высокой чисто-
ты; 30 — подпиточные насосы первого контура; 31 -
опрессовочный насос; 32 — трубопровод от турбопита-
тельного насоса на проливку активной эоны; 33 - трубо-
провод из системы приготовления дезактивирующих раст-
воров; 34 — ионообменный обессоливающий фильтр; 35 —
менный фильтр второго контура на конденсатной магистрали;

ветственно.

троноионообменный обескиспороживающий фильтр; 36 — ионооб-
37, 38, 39 — датчики солесодержэния, концентрации О и СГ соот-
примерно от 15 КПа (в первой камере) до 5 кПа (в четвертой). При по
следовательном прохождении камер около 5 % воды испаряется, а рас-
сол удаляется за борт.

Сконденсировавшийся пар в виде дистиллята откачивается дистил-
лятным насосом в цистерну запаса питательной воды. Во избежание засо-
ления запаса воды в случае повышения солесодержания дистиллята выше
1 мг/кг сброс дистиллята автоматически переводится на цистерну мытье-
вой воды или в трюм.

Конденсат греющего пара отводится в конденсаторы главной турби-
ны, или ВТГ, поэтому при нарушении плотности трубной системы подо-
гревателя возможно поступление соли в конденсатно-питательную систе-
му. В этом случае по сигналу солемера испарительная установка пере-
ключается на резервный подогреватель или вводится в работу резервный
испаритель. В зависимости от температуры забортной воды расход грею-
щего пара в таких испарителях составляет 0,6—1 кг на 1 кг дистиллята.

На атомных ледоколах типа „Арктика" установлены два четырехка-
мерных испарителя такого типа марки М4С производительностью по
120 т/сут. Опыт их эксплуатации показывает, что при хорошей отладке
эти испарители стабильно выдают воду весьма высокого качества (соле-
содержание <0,5 мг/кг, СГ < 0,05 мг/кг), которая практически пол-
ностью отвечает всем требованиям к воде, используемой во втором кон-
туре.

Однако, как следует из табл. 5.4а вода, полученная в испарителе,
не удовлетворяет требованиям, предъявляемым к ВВЧ, тем более,
что в цистерне запаса пресной воды она насыщается из воздуха
кислородом (до 10-14 мг/кг), азотом (до 5—7 мг/кг) и углекислотой
(до 15—20 мг/кг) В связи с этим водоочистительная установка для при-
готовления ВВЧ должна обеспечивать очистку воды как от солей, так
и от кислорода, а также хранение воды в условиях, исключающих ее вто-
ричное насыщение кислородом

Растворенные в воде соли присутствуют в ней в виде электрически
заряженных ионов (Са2+ , Мд2+ , 1Ма+ , (С , ВО2", СГ, НСОз ), а растворен-
ные газы в молекулярном виде, т. е. в электрически нейтральной форме.
Поэтому в состав водоочистительной установки включаются (см. рис. 5.3)
ионообменный и электроноионообменный фильтры.

Приготовление ВВЧ осуществляется следующим образом: питатель-
ная вода из цистерны запаса или непосредственно из конденсатно-пита-
тельной магистрали подается в обескислороживающий электроноионооб-
менный фильтр, затем на ионообменный обессоливающий фильтр и через
механический фильтр поступает в цистерну ВВЧ. После полного заполне-
ния ЦВВЧ воздушный клапан закрывается и в цистерне создается азот-
ная подушка с избыточным давлением около 40 кПа; при этом путем
слива излишков воды в цистерне устанавливается необходимый уровень.

Контроль качества ВВЧ осуществляется за механическим фильтром
с помощью солемера (пределы измерения 0,05—3 мг/кг), кислородо-
мера (пределы измерении 0 0,02 мг/кг) и хлоридомера (пределы изме-
рения 0—0,15 мг/кг). Если качество ВВЧ не удовлетворяет нормам,
то дополнительная очистка производится путем организации циркуляции
по контуру: ЦВВЧ — циркуляционный насос — фильтры — ЦВВЧ.

На атомном ледоколе типа „Арктика" используется водоочиститель-
ная установка производительностью 6 т /ч. В обескислороживающем
фильтре в качестве наполнителя применяют электроноионообменные
смолы (редокситы) типов ЭИ5 или ЭИ21, основу которых составляет
катионит КУ-2, а восстановителем является металлическая медь, осаж-
денная на поверхности катионита. Фильтр обеспечивает снижение кисло-
родосодержания с 10 до 0,02 мг/кг.

Емкость по кислороду электроионообмённых смол ограничена и
составляет для ЭИ21 50 кг/м3. В связи с этим целесообразно использо-
вать в водоочистительной установке конденсат из главных конденсато-
ров после его прохождения фильтра второго контура, в котором содер-
жание кислорода не превышает обычно 0,1 мг/кг, что существенно повы-
шает срок службы фильтра. Обессоливающий фильтр загружается меха-
нической смесью (в объемном соотношении 1:1) катионита КУ-2-8ч
и анионитом АВ-17-8чс и обеспечивает снижение содержания ионов хлора
с 0,1 до менее 0,025 мг/кг.

ВВЧ используется для приготовления растворов гидразин-гидрата,
аммиака и других химических реагентов, которые вводятся в первый
контур для удаления кислорода или корректировки водного режима.
Необходимые растворы приготовляются в специальном бачке и вводятся
в контур с помощью подпиточных насосов.

Очистка воды от примесей. Схемы очистки воды от примесей в пер-
вом, втором и третьем контурах рассмотрены в главах 1 и 2 (см. рис. 1.4,
1.36, 1.37, 1.40, 2.3); в состав этих систем входят фильтры, в которых
в качестве фильтрующих материалов используются ионообменные мате-
риалы (см. § 1.6). Поэтому здесь остановимся только на принципах и
порядке перезарядки фильтров, т. е. непосредственно на эксплуатации
систем очистки. В связи с высокой радиоактивностью воды первого кон-
тура и еще большей активностью отработавшей смолы, а также размеще-
нием фильтров в биологической защите загрузка сорбентов в фильтры
обычно осуществляется гидравлическим или пневмогидравлическим
способом.

Схема системы гидравлической загрузки и выгрузки сорбентов из
фильтров первого и третьего контуров, типичная для судовых ЯППУ,
приведена на рис. 5.4. Приготовленные на береговой базе порции свежих
Рис 5.4. Схема си-
стемы гидравличе-
ской загрузки и вы-
грузки сорбентов из
фильтров первого и
третьего контуров.
1 — монжусы; 2 -
влагоотделяющие
устройства на вы
бросе воздуха из
монжусов; 3 — тру-
бопроводы в дре-
нажную систему;
4 — трубопроводы
входа и выхода
воды первого кон-
тура; 5 — ионооб-
менный фильтр пер-
вого контура; 6 —
трубопроводы в си-
стему воздухоуда-
ления высокого дав-
ления, 7 — датчики
радиометра; 8 — ем-
кость для хранения
смеси катионита и
анионита, загружае-
мых в фильтр перво-
го контура; 9 — на-
сос для гидравли-
ческой загрузки
фильтров; 10 - ци-
стерна воды высо-
кой чистоты; 11 —
загрузочные емко-
сти; 12 — трубопро-
вод гидравлической
загрузки сорбентов
с базы, 13 — трубо-
провод возврата во-
ды на базу; 14 —
смотровое стекло;
15 — трубопровод
слива в шпигаты;
16 — емкость для

хранения ионитов, загружаемых в фильтр третьего корпуса; 17 — съемные калачи;
18 — трубопроводы входа и выхода третьего контура; 19 - -ионообменный фильтр
третьего контура; 20 — перегрузочная емкость для хранения отработавших сорбен-
тов; 21 — трубопровод подачи сжатого воздуха.
сорбентов, отвечающих по своему составу и форме водному режиму,
принятому в первом и третьем контуре, загружаются в соответствующие
емкости для хранения сорбентов, предварительно заполненные водой
высокой чистоты.

Загрузка может осуществляться из транспортной тары вручную,
через воронки загрузочных емкостей с подачей воды в воронки из ЦВВЧ
и контролем через смотровое стекло. Возможна также загрузка свежих
сорбентов в емкости 8 и 16 гидравлическим путем. Перед загрузкой
фильтров берутся пробы воды из ЦВВЧ и емкостей хранения сорбентов.
Если вода не отвечает нормам, то сорбенты отмываются водой из ЦВВЧ
путем организации циркуляции насосом 9. а вода высокой чистоты про-
ходит дополнительную очистку в водоочистной установке.

Перегрузка фильтров проводится, как правило, не чаще одного раза
в навигацию, поэтому надежнее и проще соединять емкости для хранения
сорбентов с фильтрами не постоянными трубопроводами с арматурой,
а съемными трубопроводами (калачами), которые временно монтиру-
ются на период проведения какой-либо операции, соединяя стационарные
трубопроводы (проходки) Г, 2', 3', 4’, 5', 6’, 7', 8’, 9', выходящие из
бака ЖВЗ, с патрубком загрузки 10' и монжусами К-1 и К-2.

Загрузка свежих сорбентов в пустые фильтры первого и третьего
контуров производится с помощью насоса гидроперезарядки 9. Для за-
грузки фильтра первого контура устанавливаются калачи Г—2' и 3' ~ 10'.
Вода из ЦбВЧ насосом гидроперезарядки подается снизу и сбоку в ем-
кость 8, образующаяся пульпа поступает через проходку 3' в пространст-
во между трубными досками фильтра. Вода проходит через подложку и
щелевые фильтры в калач 1' -2' и далее через клапан А в монжус К-1,
а смола оседает на подложке фильтра. Фильтр третьего контура можно
загружать аналогичным образом, установив калачи 8'-10' и 9' -7’.
Однако на практике целесообразнее установить в проходку 8' воронку,
через которую из транспортной емкости подавать смолу, смывая ее
небольшим количеством воды из ЦВВЧ с помощью гибкого шланга.
Это позволяет заметно уменьшить количество радиоактивной воды
в монжусах.

Выгрузка отработавших смол является значительно более сложной
операцией, так как существует возможность выброса в окружающую
среду радиоактивной воды и смолы и, более того, разгерметизации пер-
вого контура. Поэтому гидроперегрузка фильтров первого контура от-
носится к потенциально опасным работам и производится с соблюдением
всех мер ядерной и радиационной безопасности.

Перегружаемый фильтр отсекается от первого контура штатной ар-
матурой с пульта оператора, закрытые клапаны обжимаются вручную
и пломбируются. На отсеченном участке медленно открываются клапаны
системы воздухоудален и я высокого давления, а затем и дренажные кла-
паны. После дренирования отсеченного участка делается выдержка во
времени для проверки плотности клапанов первого контура, которая
осуществляется путем тщательного наблюдения за неизменностью пара-
метров первого контура и отсутствием протечек, определяемых с по-
мощью смотрового стекла системы воздухоудаления.

Убедившись в плотности клапанов первого контура и закрытии кла-
панов Аи В, начинают вскрытие проходок 1', 2', 4', 5', б', 7' под наблюде-
нием вахтенного дозиметриста. Затем монтируют калачи Г--2', 4'—5'
и 6'—7’; проходка 3' остается заглушенной. Все работы по вскрытию и
монтажу калачей должны проводиться при открытых воздушных клапа-
нах. Монжус К-1 заполняется водой из ЦВВЧ в объеме, равном примерно
6—8 объемам фильтра первого контура. Все воздушные клапаны закры-
ваются на отсеченном участке первого контура и на монжусе К-1, закры-
ваются также все дренажные клапаны и в монжус подается воздух
давлением около 0,2 МПа.

Собранная система клапаном В соединяется с монжусом К-1, заполня-
ется водой с удалением воздуха через воздушные клапаны калачей
в специальные пластиковые емкости. После воздухоудален и я система
проверяется на плотность всех соединений путем подъема давления
в монжусе до 0,6 -0,8. МПа.

Далее схему собирают так, чтобы вода из монжуса К-1 через клапан
А поступала в фильтр первого контура, а из перегрузочной емкости
в монжус К-2 через клапан В. Открывают клапан А, вода поступает под
нижнюю решетку фильтра и через калач 4'--5 вымывает пульпу в пере-
грузочную емкость, где смола накапливается. Контроль за процессом
выгрузки ведется с помощью дагчика радиометра; когда его показания
снизятся, выполняется несколько гидравлических голчков путем закры-
тия-открытия клапана А для окончательного удаления смолы.

После этого в системе сбрасывается давление, система дренируется
и производится демонтаж не нужных при зарядке фильтра калачей и
установка калача 3 —10', через которые по ранее описанной схеме произ-
водят загрузку фильтра свежей смолой. Открываются воздушные клапа-
ны, осуществляются дренаж и демонтаж всех калачей. Все проходки
по-штатному закрываются заглушками

Затем проводится опрессовка отсеченного от первого контура участ-
ка для проверки плотности всех соединений. Опрессовка проводится
опрессовочным или подпиточным насосом (см. рис. 5.3), давление под-
нимается ступенями по 5 МПа с выдержкой времени на осмотры. На ра-
бочем давлении участок отключает от системы опрессовки и выдержи-
вают некоторое время, чтобы убедиться в плотности системы. Выравни-
вают с помощью воздушников давление на отключенном участке
с давлением в первом контуре и, открывая штатные клапаны, соединяют
фильтр с первым контуром.

Выгрузка смолы из фильтра третьего контура проводится аналогич-
ным образом, но при подаче воды на выгрузку не от монжуса, а от насо-
са 9 через калач 9'- 10'. Смола поступает в перегрузочную емкость через
калач 5'—8', а вода отводится в монжус К-2 через калач б'—7г и клапан В.

Перегрузочная емкость после заполнения передается на базу, где
шихта выгружается, для захоронения, а емкость дезактивируется и воз-
вращается на судно. Радиоактивная вода из монжусов (см. рис. 5.4)
также передается на базу обслуживания.

Перегрузка ионообменных фильтров второго контура проводится
с помощью отдельной системы гидроперегрузки, принцип действия кото-
рой полностью аналогичен рассмотренному. Отличие состоит лишь в том,
что как загрузка, так и выгрузка проводятся с помощью насоса, а смола
удаляется в специальную цистерну или непосредственно на базу.

§ 5.4. Дезактивация помещений и промывки контуров ЯЭУ

Эксплуатация судовой ЯЭУ сопряжена с потенциальной опасностью
аварийной утечки радиоактивного теплоносителя из первого контура.
Для двухконтурной установки наиболее опасными можно считать утечку
теплоносителя из первого контура во второй контур в случае нарушения
герметичности трубки в ПГ и утечки в помещения, в которых располо-
жено оборудование первого контура.

Дезактивация поверхностей. Протечки теплоносителя из первого
контура в помещения отсека ЯППУ направляются в систему дренажа и
временного хранения на судне активных вод. Слив активного теплоноси-
теля с поверхности настила помещения не приводит к полному удалению
радиоактивных веществ. Они сорбируются почти всеми поверхностями,
и удаление их с поверхностей оборудования, настилов и переборок поме-
щений производится с помощью специальных средств дезактивации.

В помещениях с возможными радиоактивными загрязнениями ис-
пользуют покрытия из материалов, легко дезактивирующихся и стойких
к дезактивирующим растворам. К легкодезактивируемым материалам
относятся пластикат, специальные резины, лакокрасочные покрытия
на основе эпоксидных, перхлорвиниловых и некоторых полиэфирных
смол. Степень загрязнения поверхностей зависит от физико-химических
свойств загрязняющих веществ. Элементы I, VII и VIII групп Периоди-
ческой системы элементов Д. И. Менделеева хорошо растворимы в воде,
летучи и поэтому загрязняют поверхности значительно меньше, чем
элементы II и IV групп.
Удаление радиоактивных веществ может производиться без разру-
шения поверхности и с разрушением поверхностного слоя дезактивируе-
мого материала. Последнее неизбежно при наличии коррозионных разру-
шений на поверхностях, при загрязненной бетонной поверхности и в ряде
других случаев.

Дезактивация без разрушения поверхностей осуществляется с по-
мощью промывки водой и водными растворами ряда моющих веществ,
а также с помощью пылесоса и протирания. Для химически связанных с
поверхностью загрязнений применяют обработку поверхностей специаль-
ными растворами. Дезактивирующий раствор должен хорошо смачивать
обрабатываемую поверхность и разрушать связь радиоактивного вещест-
ва с поверхностью. Обычная вода не является хорошо смачивающей по-
верхность жидкостью, что объясняется высоким поверхностным нагяже
нием воды. Для уменьшения его в воду добавляются поверхностно-ак-
тивные вещества. Для улучшения моющих свойств водных растворов
поверхностно-активных веществ в них вводят химикаты, связывающие
соли жесткости воды.

Активными дезактивирующими средами являются растворы с комп-
лексообразователями. При обработке ими поверхностей положительно
заряженные радиоактивные ионы входят в отрицательно заряженный
анионный комплекс. В результате этого радиоактивные вещества пере-
ходя! в растворимую форму, неспособную к ресорбции на поверхности.

В качестве комплексообразующих веществ используют гтолифосфа-
ты, аминополикарбоновые кислоты, лимонную и щавелевую кислоты.
Наиболее известным и распространенным комплексоном является эти-
лен диамин те грау к су сная кисло।а (ЭДТА)

НООС - СН2.	ЛН2 - СООН

- СН, — СН, -

НООС - СН<	^СНз -- СООН

и ее динатриевая соль - грилон Б. В комплексонах идет процесс ионного
обмена, подобный процессу в ионообменных смолах. В ЭДТА подвиж-
ный катион ОН' замещается катионами загрязнения; при этом ЭДТА
обладает хорошей способностью образовывать растворимые, но мало
диссоциированные соединения.

В случае химически связанных с материалом радиоактивных загряз-
нений применяются химически агрессивные вещества; кислоты Н,5О4,
НС1, НЬЮз, окислители КМпО4, Н,О2 и др. С их помощью радиоактив
ные загрязнения переводятся в моющий раствор, содержащий комплек
сообразующие и поверхностно-активные вещества. За счет последних
предотвращается ресорбция радиоактивных загрязнений на поверхность.
Из опыта дезактивации следует, что основное количество радиоак-
тивных загрязнений удаляется в начале процесса дезактивации, когда
снимается так называемая „нефиксированная активность". Первый
раствор с радиоактивными загрязнениями следует удалить с поверхно-
сти, а затем использовать вторую порцию дезактивирующего вещества и
т. д. Это повышает эффективность дезактивации. Эффективность дезак-
тивации также повышается при перемешивании раствора за счет барбо-
тажа, циркуляции или воздействия ультразвука. При загрязнении по-
верхностей смесью радиоактивных изотопов применяется дезактивация
со сменой растворов: кислотного и щелочного, гак называемый двухста-
дийный метод.

Кроме дезактивации, основанной на использовании физико-химиче-
ских процессов, применяют механическую дезактивацию типа песко-
струйной обработки, соскабливания, снятия поверхностного слоя наж-
дачными кругами, замены защитных покрытий и т. п.

Промывки оборудования и контуров ЯЭУ. Наличие внутренних
загрязнений в контурах ЯЭУ недопустимо, так как они ускоряют про-
цессы коррозии, снижают эффективность работы теплообменных аппа-
ратов, накапливаясь на поверхностях нагрева, заклинивают золотники,
забивают сопла в струйных реле и импульсные трубки в системах авто-
матики и контроля.

Особенно недопустимы загрязнения в первом контуре, так как их
активация при прохождении активной зоны будет приводить к повыше-
нию активности теплоносителя, выносу и осаждению активных нукли-
дов на поверхностях трубопроводов и оборудования первого контура,
ухудшая радиационную обстановку и затрудняя их обслуживание.
Загрязнения будут отлагаться на оболочках твэлов, повышая темпера-
туру топлива и оболочек, а также интенсифицировать процессы корро-
зии оболочек- В связи с этим промывки оборудования и контуров —
обязательное условие эффективонй эксплуатации ЯЭУ.

Особое значение имеют промывки как метод дезактивации обору-
дования и трубопроводов перед ремонтом или удаления активности из
второго контура после ликвидации течи в ПГ, а также промывки вто-
рого контура после его засоления забортной водой.

В зависимости от состояния оборудования различают — послемон-
тажную, эксплуатационную, предремонтную промывки; в зависимости
от преследуемых задач — очистку от механических загрязнений, от про-
дуктов коррозии, накипи или радиоактивных отложений; в зависимо-
сти от моющего агента — водные и химические промывки.

Методики и реагенты, используемые при промывках, зависят от
материала контура, типа и физико-химических свойств отложений и
загрязнений. Химические промывки обычно проводятся в несколько
этапов с последовательной сменой реагентов: воды, минеральных кислот
и щелочей, органических комплексообразующих соединении (комплек
сонов), отмывочных препаратов. В судовых ЯЭУ наиболее часто ислоль
зуют промывки водой и комплексонами.

Комплексоны пригодны для промывок поверхностей из углероди
стых и нержавеющих сталей, циркония, титана, медных сплавов и т. д
Они создают на отмытых стальных поверхностях прочные магнетитовые
пленки, повышающие коррозионную стойкость, обеспечивают пракчиче
ски полное растворение отложений без образования „отвала”, т е. не-
растворенных частиц окалины или ржавчины. Комплексоны твердые,
сухие, неагрессивные, нетоксичные вещества, подверженные, однако,
термическому разложению при температурах выше 130 -150 "’С.

Для промывки поверхностей от различных отложении на основе
комплексонов создаются различные композиции химических реактивов,
например для огмывки железосодержащих отложений: трилон Б 2—5 г/л.
лимонная кислота 2--5 г/л, гидроксиламин сернокислый 0,2 0,5 ।/л,
отмывочный препарат 0,05—0,1 г/л; для отмывки медьсодержащих 01
ложений: ЭДТА 2—3 г/л, лимонная кислота 2-3 г/л, аммиак (25 %-и
раствор) до рН -5 =-6, отмывочный препарат 0,05-0,1 г/л. Кроме того,
применяются моноцитрат аммония, моноэталамин, винная кисло!а,
персульфат аммония, сульфаминовая кислота и г. д.

На судне обычно имеется штатная система приготовления компо-
зиций химических реактивов (рис. 5-5), включающая в себя теплообмен-
ник, насос и бак приготовления раствора, откуда раствор по штатным и
временно устанавливаемым трубопроводам может быть подан в первый
или второй контуры.

Рассмотрим технологию промывок на конкретных примерах. После-
монгажная промывка первого контура выполняется несмотря на то,что
все оборудование и трубопроводы поступают на монтаж тщательно
упакованными после промывки в цехе завода. Промывка осуществляет-
ся с использованием штатных ЦНПК, в реактор вместо активной зоны
устанавливают фильтр для улавливания механических загрязнений, реак-
тор закрывается временной технологической крышкой. Если в установ
ке используются бессальниковые насосы, то во избежание повреждения
их подшипников организуется их проливка водой от специального вре-
менного насоса, обеспечивающего напор и расход, большие, чем при
штат ной работе.

Для создания давления, при котором могут работать ЦНПК, исполь
зуется штатная система компенсации объема. Контур при открытых
воздушных клапанах заполняется водой высокой чистоты (солесодержа-
ние 1 мг/л, плотный остаток мг/л, содержание х лор-ионов СГ
’ч 0,05 мг/л); роспуском газа или включением грелок в КД поднимаю’
22	21	20	19

Рис. 5,5. Схема химической отмывки отложений в трубопроводах второ-
го контура.

1 — насос перекачки питательной воды; 2 — цистерна запаса питательной
воды; 3 - насос перемешивания раствора; 4 — теплообменник; 5—бак
приготовления раствора; 6 — сливной трубопровод; 7 ~ фланцы-отсека-
тели; 8 — трубопроводы отсоса паровой смеси от уплотнений вспомога-
тельных механизмов; 9 — трубопроводы продувания низкого и высокого
давления; 10 — трубопроводы отработавшего пара; 11 — конденсатные
трубопроводы; 12 — питательный трубопровод; 13 — главные и вспомо-
гательные паропроводы; 14 — трубопровод пара к гидрокинетору; 15 —
трубопровод слива в емкости базы; 16 — трубопровод в систему осуше-
ния; 17 — клапан расхода; 18 — напорный трубопровод; 19 —расходомер;

20 — циркуляционный насос системы отмывки; 21 — теплый ящик; 22 —
гидрокинетор.

в контуре давление (1 —1,5 Л/1 Па), дренируя воду до необходимого уровня
в КД (15—20%). С помощью арматуры организуют контур циркуляции
и запускают на 30- 40 мин несколько ЦНПК.

При остановленных ЦНПК берут пробы воды и часть воды дренируют
через бязевый фильтр. В случае обнаружения на фильтре механических
загрязнений или неудовлетворительных показателей качества воды ее за-
меняют и продолжают промывку. При отсутствии загрязнений проводят
две-три контрольные прокачки, в ходе которых следует убедиться, что ка-
чество воды отвечает всем нормам. Воду дренируют и продувают ЦНПК,
ПГ, ЦНР и весь контур азотом. Сняв крышку, протирают внутренние
поверхности реактора и трубопроводов в доступных местах подрублен-
ными бязевыми салфетками, смоченными в спирте-ректификате. Таковы
требования к чистоте первого контура перед загрузкой активной зоны.

Промывку первого контура иногда приходится проводить при пере-
зарядках реактора, а также перед ремонтом оборудования, если актив-
ность воды или отложений достигает недопустимых значений. Промывку
проводят в несколько этапов. На первом этапе, когда отмывается основ-
ная масса отложений, в воду первого контура вводится композиция хими-
ческих реактивов, подогревается до 80—90сС и иламыми ЦНПК органи-
зуется циркуляция до полного израсходования комплексона; затем высо-
коактивный раствор сливается на базу в специальные емкости. Контур
вновь заполняется водой и проводятся одна-две промывки с различными,
если требуется, композициями реактивов. При этом для уменьшения
количества радиоактивных отходов вода не сливается, а очищается на
штатных фильтрах первого контура, если они загружены сорбентами
различных типов. Окончательная промывка первого контура проводится
водой в один-два цикла.

Промывки трубопроводов и оборудования второго контура прово-
дятся аналогичным образом, но требуют различных композиций реакти-
вов в зависимости от материала трубопровода и типа отложений.

Структурная схема штатной системы промывки отложений во втором
контуре атомных ледоколов приведена на рис. 5.5. Трубопроводы разби-
ваются на контуры циркуляции так, чтобы контуры были выполнены из
одинаковых материалов. Контуры выгораживаются с помощью штатной
арматуры и перестановок заглушек на фланцах-отсекателях. Предвари-
тельная промывка выбранного контура проводится питательной водой из
цистерны запаса путем организации циркуляции по контуру насосом си-
стемы отмывки через теплый ящик.

Для проведения промывки с помощью комплексонов необходимая
по методике композиция химических реактивов загружается в бак приго-
товления растворов, куда насосом перекачки питательной воды подается
около 1 м3 воды. Пустив насос перемешивания раствора, растворяют
реактивы и нагревают раствор до 80—90 °С, после чего самотеком спуска-
ют в теплый ящик. Начинают промывку контура насосом системы отмыв-
ки, контролируя два-три раза в час величину рН, избыток комплексона и
концентрацию отмываемых соединений, что необходимо для расчета коли-
чества вымытых отложений. Промывку заканчивают, если расход комп-
лексона, рост рН и концентрации отмываемых соединений резко замедли-
лись или прекратились. Раствор из теплого ящика передают на базу.
Окончательная промывка проводится двумя объемами воды; грязная
вода сбрасывается в емкости на базу обслуживания или может отводиться
в судовую систему осушения. В процессе отмывки температура растворов
поддерживается около 80 -90 ° С путем периодической подачи пара в гид-
рокинетор; оптимальная скорость циркуляции, которая устанавливается
клапаном расхода по расходомеру, составляет 0,5—2 см/с (в отдельных
местах допустима скорость до 5—8 м/с} -

В качестве примера эксплуатационной промывки рассмотрим про-
мывку парогенераторов, которая осуществляется при каждом выводе
ЯППУ из действия с последующим расхолаживанием, а также при аварий-

ном засолении второго контура.

Процесс осаждения и кристаллизации солей на трубах ПГ зависит от
знака температурного коэффициента растворимости соли в воде, раство-
римости ее в паре и концентрации соли в питательной воде.

Соли с положительным температурным коэффициентом растворимо-
сти (МаС1, КС1) при достижении концентрации (вследствие упаривания)
выше предела растворимости будут выделяться во всей толще воды и по-
степенно оседать на поверхности нагрева и в застойных местах в виде шла-
ма. Соли с отрицательным температурным коэффициентом растворимости
(Са5О4 и др.) выделяются на поверхности нагрева в виде плотной, труд-
ноотделимой накипи.

Количество соли /-го типа, которое отложится в зоне перехода от ис-
парительного участка к перегревательному в прямоточном ПГ, может

быть найдено, если известен коэффи-
циент распределения соединения меж-
ду паром и водой на линии насыщения

Кр ~ Сп//Св/ —

= ^-(рп/рв)%

где Сп, и Св, — концентрация в паре и
воде /-го соединения в истинно раст-
воренной и одинаковой в обеих фазах
форме (недиссоциированной и неассо
циированной); рп и рв — плотность
пара и воды; п, — координационное
число /-го соединения; К, —постоян-

ная для каждого соединения констан-
та. Тогда количество отложив-
шегося в ПГ соединения будет рав-
но 6, = (1 —	мг, где й —

Ю 796

Рис. 5.6. Зависимость коэффициента
распределения соединений /<р меж-
ду паром и водой от параметров
воды на линии насыщения.

225
паропроизводительность, кг/ч; Г — время работы ПГ на производитель-
ности Д ч.

На рис 5.6 приведены значения Кр для некоторых соединений и газов
Значения /<, и п, для различных газов и химических соединений приведе
ны ниже.

К,-	п,

Гс,О4	1,00	0,64
8тО,	1,00	1,90
м.	7,94	-1,37
Н~, О;, Не	5.00	-1,32
СО,	1,78	-1,17
ЫН,	1,36	-0,33

Если Кр 1, т. е. К} > 1 и п, < О, то вещество (в основном газы)
полностью уходит в пар, т. е. в турбину и конденсатор, где будет выде-
ляться. Чем меньше Кр, тем большая доля вещества оседает на поверхно-
сти ПГ

Для окислов меди, никеля, железа растворимость в паре очень мала,
и они практически полностью отлагаются в ПГ. При большой паровой
нагрузке [до 200—400 кг/ (м2* ч) ] и длительной работе в ПГ наблюдается
отложение солей, несмотря на высокую чистоту питательной воды (общее
солесодержание; на уровне ОД мг/л). Для удаления растворимых в насы-
щенном паре или воде солеи проводят промывку ПГ паром или водой.

Структурная схема промывки и „мокрого” хранения ПГ дана на
рис. 5.7. Технология промывки насыщенным паром состоит в том, что
снижают мощность реактора и расход питательной воды до значений, опре-
деляемых производительностью стояночного конденсатора или резервного
питательного насоса. Переводят сброс пара на стояночный конденсатор.
На первом этапе промывку ведут насыщенным паром при рабочем давле-
нии для отмывки отложений из зоны, где они накопились во время
работы на высоких уровнях мощности. Процесс промывки контролируют
отбором проб пара перед стояночным конденсатором и по солемеру через
каждые 1—2 мин. При достижении солесодержания около 1 мг/л перево-
дят сброс конденсата с деаэратора на цистерну промывочной воды и
продолжают промывку в течение 1 2 ч, определяя солесодержание через
каждые 10—15 мин, что необходимо для последующего расчета количества
вымытых солей и их анализа.

Затем клапаном 10 снижают давление примерно до 1,6 МПа и начина
ют второй этап промывки для удаления отложений из других, более низко
расположенных областей ПГ. Промывку рекомендуется проводить паром
с влажностью у -40-^50 %, которую можно получить, изменив мощное! ь
реактора. При расходе пара Ри энтальпии питательной воды /п.в необхо
димыи уровень мощности Ор = /)[1 — у) /" + у!" — /п в].
Рис. 5.7. Схема промывки и „мокрого" хранения парогенератора.

1 — теплый ящик; 2 — трубопровод взятия проб; 3 — трубопровод слива; 4 —
цистерна промывочной воды; 5 — деаэратор; 6 — регулятор уровня в конден-
саторе; 7 - солемеры; 8 — конденсатный насос; 9 — стояночный конденсатор;

10 — клапан дроссельно-увлажнительного устройства; 11, 12,	20 — армату-

ра; 13 — главный паропровод; 15 — трубопроводы к другим ПГ; 16 — цистер-
на „мокрого" хранения ПГ; 17 — трубопровод подачи воздуха на осущение
ПГ; 18 — трубопровод удаления воздуха; 19 — парогенератор; 21 — трубопро-
вод к цистерне промывки; 22 — трубопровод выхода конденсата при безъ-
ядерном разогреве; 23 — трубопровод подачи растворов на промывку ПГ;

24 — трубопроводы к другим ПГ; 25 — расходомер; 26.27,28 — питательный,
байпасный и дроссельный клапаны; 29 — технологический фильтр; 30— ре-
зервный электроприводный питательный насос.

После снижения солесодержания примерно до 1 мг/л можно прове-
рить качество промывки по всем другим зонам ПГ, изменяя мощность
реактора или расход воды. При достижении солесодержания менее 1 мг/л
промывку считают законченной, переводят сброс конденсата на теплый
ящик и продолжают процесс расхолаживания с заданной скоростью.
По окончании расхолаживания и остановки реактора сбросом АЗ перево-
дят ПГ в режим „мокрого” хранения. Для этого открывают клапан 14 и
закрывают клапан 7 7; после появления слива из цистерны „мокрого”
хранения закрывают клапан 20.

Аналогично проводится промывка ПГ и в случае их аварийного засо-
ления. На рис. 5.8 приведен график изменения солесодержания конденсата
пара, поступающего в стояночный конденсатор, в период промывки ПГ
на атомном ледоколе „Сибирь” (7э = 1,5-г1,6 МПа, I = 192 -г 205 ' С, О =
= 20 т/ч) после кратковременного выброса соли, вызванного пуском ТПН,
Рис 5.8. Зависимость солесодержания
в конденсате С(< при промывке паро-
генератора от времени и расхода во-
ды на промывку.

солей, которое в рассматриваемом

в котором охладитель рабочей во-
ды автоматики охлаждался заборт-
ной водой и имел течь. Процесс
изменения солесодержания харак-
теризуется наличием двух пиков.
Второй пик при основном выбросе
соли имеет очень крутом фронт
нарастания солесодержания с 0,1
до 360 мг/л за 1—2 мин. Оконча-
тельный отмыв остатков отложений
идет медленно, и в данном случае
потребовалось 7 ч для доведения
солесодержания до 0,9 мг/л.

Интегрирование кривой в ьика-
ле расходов дает возможность най-
ти общее количество вымытых
случае составило около 740 г в пере-

счете на ИаС1, в том числе: 1МаС1375 г, 1\12504 175 т, Са204 8 г и №ОН 8 г.
Окислы меди и железа не отмываются водой, более того, они имеют
свойство скреплять отложения, а при большом содержании меди в пита-
тельной воде могут закупоривать проходные сечения дроссельных уст-
ройств в ПГ. Поэтому при проектировании установок и эксплуатации не-
обходимо принимать все меры против попадания медьсодержащих соеди-
нений в ПГ, а их отмывку следует проводить комплексонами.

Неизбежными в процессе эксплуатации являются промывки вспомо-
гательных котлов и подогревателей воды в испарительных установках.
Опыт показывает, что хорошие результаты получаются при использовании
композиции на основе сульфаминовой кислоты (сульфаминовая кислота
5%, ингибитор каталин БПВ 0,05%, хлористый натрий 0,5%, остальное
вода).

§ 5.5.	Гидравлические испытания ЯППУ

На судах с ЯЭУ, как и на обычных судах, все емкости, оборудование и
трубопроводы, работающие под давлением, подлежат периодическим
освидетельствованиям и гидравлическим испытаниям на прочность и плот-
ность. Освидетельствования, гидравлические испытания, выбор испыта-
тельных давлений для емкостей, оборудования и трубопроводов ПТУ
проводятся по тем же методикам, что и для обычных судов, в сроки и по
правилам, установленным Регистром СССР [17].

Рассмотрим особенности проведения гидравлических испытаний обо-
рудования первого контура ЯППУ. В соответствии с Правилами Регистра
СССР 117] оборудование и трубопроводы первого контура испытываются
на прочность после монтажа ЯППУ на предприятии. Испытаниям на плот-
ность первый контур подвергается раз в четыре года при очередных
освидетельствованиях судна и каждый раз после работ, связанных с раз-
герметизацией контура, например при перезарядках реактора, смене при-
водов регулирования и т. п. Рекомендуется очередные испытания на плот-
ность совмещать с перезарядкой, а испытания на прочность и плотность
совмещаются всегда.

Относительно редкое проведение испытаний связано с тем, что созда-
ваемое при этом высокое давление и соответствующие напряжения отри-
цательно сказываются на состоянии материала корпуса реактора и свар-
ных соединении, особенно в местах концентрации напряжений, таких как
соединение патрубков с корпусом. Под воздействием высокого давления
могут не только увеличиться имеющиеся дефекты, но и возникнуть
новые дефекты и микротрещины, которые в дальнейшем могут привести
к появлению течи и даже стать причиной мгновенного хрупкого разруше-
ния в результате малоцикловой усталости.

Металлы при определенной температуре, называемой критической
температурой хрупкости даже при небольших напряжениях подвержены
хрупкому мгновенному разрушению. Поэтому для ЯППУ регламентиру-
ются не только давление, но и температура, при которых надлежит прово-
дить гидравлические испытания.

Давление при испытаниях на прочность после изготовления оборудо-
вания первого контура должно быть не менее Рпр = 1,5Р [ (он) г/ (он) р] <
но и не более давления, при котором возникающие в каком-то элементе
оборудования общие мембранные напряжения (ам) г или сумма общих
мембранных и общих изгибающих напряжений (ам)г + (ои)г перестанут
удовлетворять следующим условиям: (сгм)г < 1,35 (сгн) г и (пм)г +
+ (ои) г С 1,5 (<тн) г, здесь Р — расчетное давление, на которое рассчитано
оборудование ЯППУ по нормам расчета на прочность элементов оборудо-
вания и трубопроводов судовых ЯППУ с ВВРД, МПа; (он)р. {он)г —
номинальные допускаемые напряжения при расчетной температуре и тем-
пературе гидроиспытаний.

Испытания первого контура на плотность проводятся при давлении
Рпл ~ 1,25Р. В судовых установках Рпр - 20 4- 30 МПа, Рпл = 154-22 МПа.

Для исключения возможности хрупкого разрушения гидравлические
испытания должны проводиться при температуре 1Г, большей критической
температуры хрупкого разрушения Гк, как правило, на 30—40 °С. В про-
цессе эксплуатации реактора значение гк постоянно возрастает вследствие
облучения оборудования нейтронами и накопления циклических нагру-
зок, обусловленных пусками-остановками реактора, срабатыванием ава-
рийной защиты и т. п. Тогда к моменту испытаний ?к = Гк« +
где гк0 — критическая температура хрупкости в исходном состоянии.

Прирост критической температуры вследствие воздействия облучения
зависит от флюенса нейтронов с энергией Е >0,5 МэВ, который, в свою
очередь, определяется суммарной энерговыработкой реактора к моменту
испытаний и эффективностью конструкции тепловой защиты корпуса
реактора = Лф(Ф  10”1 й}1/з, где Дф= 9 13 — постоянная, зависящая
от типа стали.

Величина ДГд зависит от отношения числа циклов нагружения в экс-
плуатации п, к допускаемому числу циклов нагружения Л/,, аналогичных
по вызываемым амплитудам напряжений к-м типам нагружения (пуск,
остановка, АЗ и т. я.),

Ыо ’20 X —

Различные зоны оборудования ЯППУ облучаются различными флюен-
сами, в них возникают различные амплитуды напряжений при различных
циклических нагружениях. Поэтому значение Гг находится для несколь-
ких наиболее опасных зон и для проведения испытаний принимается ее
максимальное значение.

Опубликованные в США результаты расчетов 1К для некоторых АЭС
по состоянию на 1982 г. показывают, что значения Гк достигают 60- 110 ° С
в зависимости от продолжительности работы реактора и его конструкции
[22]. Следовательно, температура воды при гидравлических испытаниях
может достигать 100 -140° С и более к концу срока службы реактора.
В судовых ЯППУ температура гидравлических испытаний первого контура
обычно не превышает 30—50 °С.

Порядок проведения гидравлических испытаний первого кон гура
определяется технологической инструкцией. После заполнения контура
водой проводится особо тщательное воздухоудаление при кратковремен-
ных пусках ЦНПК. Особенно важно добиться полного удаления воздуха
из бессальниковых вертикальных ЦНПК и их гидрокамер, так как при
плохом воздухоудалении возможно повреждение подшипников и руба
шек статора электродвигателя. Затем вода нагревается до установленной
температуры, на которой установка выдерживается не менее 2,5—5 ч
для полного выравнивания температурных полей.

Подъем и снижение давления должны проводиться со скоростью не
более 1 МПа/мин и лучше ступенями по 3—5 МПа с выдержками времени
для осмотров установки. Максимальное давление должно выдерживаться
не менее 10 мин при постоянной температуре, после чего давление снижа-
ют до расчетного и выдерживают в течение времени, необходимого для
осмотра всей установки.
Если при осмотре не обнаружено течи, отпотевания, видимых оста-
точных деформаций, то считают, что испытания прошли успешно. При не-
возможности осмотра всей поверхности оборудование считается выдер-
жавшим испытание, если в течение 24 ч расчетное давление держится по-
стоянным. При Гг выше нормальной допускается изменение давления на
± 2 % при соответствующем изменении температуры на ±3 °С. Поддержа-
ние температуры при длительной выдержке можно обеспечить за счет ра-
боты ЦНПК или подачей пара в ПГ.

Для проведения гидравлических испытаний судовые ЯЭУ оснащаются
специальной системой, в состав которой входят опрессовочный насос и
сеть необходимых трубопроводов (см. рис. 5.3}.

§ 5.6.	Техническое использование ЯППУ

Подготовка установки к работе и ввод ее в действие. Пуск реактора
является одной из самых ответственных операций, требующей 100 %-й
гарантии безопасности, которая может быть обеспечена только при надеж-
ной работе всего оборудования и точном выполнении всех алгоритмов
работы системами контроля, автоматического управления и защиты.
В связи с этим ввод ЯППУ в действие после постройки, ремонта или
стоянки в расхоложенном состоянии более двух суток разрешается толь-
ко после проведения так называемых функциональных проверок.

Функциональной проверкой называется строго регламентированная
последовательность действий по проверке способности механизмов, арма-
туры, систем контроля, управления и защиты ЯППУ, ПТУ, ЭЭУ выполнять
в полном объеме свои функции и алгоритмы контроля, автоматического
управления и защиты.

На пультах и щитах ЦПУ атомных ледоколов имеется около 1500
ключей управления, переключателей, тумблеров, показывающих прибо-
ров, табло, сигнальных ламп и т. п. В ходе функциональной проверки
должны быть проверены правильность действия каждого органа управле-
ния, правильность показаний всех приборов, работа всех вызывных и
показывающих табло, всей системы сигнализации.

Перед началом функциональной проверки (ФП) все ключи и другие
органы управления должны быть установлены в исходное состояние в
соответствии с данными специальной таблицы. Все механическое обору-
дование, трубопроводы, арматура и системы регулирования механизмов
должны быть опробованы и подготовлены к действию с местных постов
управления в соответствии с инструкциями по их обслуживанию. Все кон
туры ЯЭУ должны быть заполнены водой необходимого качества, а пнев-
матические и пневмогидравлические баллоны систем дистанционного
управления арматурой - водой и воздухом при рабочем давлении. Необ-
ходимо обеспечить подачу электроэнергии от двух источников, постоян-
ную готовность к действию резервного и аварийного дизель-генераторов,
подачу питательной воды и прием пара от ЯППУ. подачу охлаждающей во-
ды на все оборудование первого и второго контуров, готовность к дейст-
вию всех систем, обеспечивающих безопасность реактора.

Основными в общем объеме функциональных проверок являются
проверки:

—	подачи электроэнергии ко всем потребителям ЯППУ;

—	правильности подключения электропитания от всех источников
(а том числе и резервных) по всем штатным линиям;

—	прохождения всех предупредительных и аварийных сигналов и сра-
батывания по ним в соответствии с заданными алгоритмами исполнитель-
ных органов, механизмов и арматуры, высвечивания мнемознаков, сраба-
тывания звуковой и световой сигнализации;

- истинного положения, алгоритма и скорости перемещения органов
управления и защиты реактора:

—	последовательного переключения неотключаемых потребителей
ЯППУ на все виды питания при обесточивании основных электростанций,
запуска и подключения к шинам аварийных и резервных источников
электропитания при обесточивании одной электростанции и по сигналам
аварийной защиты;

-	алгоритмов пюбагывания грмагуры, оборудования, сигнализации
и защиты ;

-	дистанционного управления оборудованием и арматурой ЙИПУ и
систем, ее обслуживающих?

-	-функционирования пусковой аппарагуры;

—	ск орост и и соответ ст ьия 01 кр ы т ин пи г ат ел ьн ы х и дроссел ьн ых
клапанов заданному уровню мощности,

—	функционирования систем радиационного и централизованного
контроля.

Фукнциональная проверка должна заканчиваться комплексной про-
веркой основного и резервного оборудования, систем ЯППУ, сисгем и
оборудования паротурбинной установки, обеспечивающих работу ЯППУ.

Функциональные проверки должны производиться в полном объеме
после вывода из действия реактора более чем из дзое суток. Срок дейст-
вия функциональных проверок устанавливается инструкцией по тксплуа-
тации. По истечении этого срока, если реактор не будет выведен на мини-
мально контролируемый уровень мощности (МКУ), функциональные про
верки необходимо повторить.

Непосредственно перед выводом ЯППУ на МКУ необходимо провести
проверку связи ЦПУ с мостиком и местными постами обслуживания
механизмов и систем и убедиться в том, что система радиационного конт-
роля включена в работу; помещения ЯППУ освобождены от посторонних
предметов, в герметичных помещениях отсутствуют люди, ремонтные лю-
ки и проемы этих помещений закрыты; вентиляция и освещение помеще-
ний ЯППУ введены в действие и разрежение или подпор в герметичных
помещениях не ниже допустимых значений.

Пуск реактора и ввод в действие ЯППУ разрешаются распоряжением
главного инженера-механика после письменного подтверждения началь-
никами служб и ответственными исполнителями в журнале распоряжений
о готовности оборудования и систем к вводу в действие.

Перед пуском рассчитывается критическое положение органов регули-
рования [15]. Пуск реактора осуществляется по алгоритму, описанному
в [15]. Холодные и горячие физические испытания реактора проводят
посокращенной программе [15].

Пуск недавно остановленного реактора. Характер операций при
повторном пуске реактора зависит от времени, прошедшего после его
остановки, и частично от интегральной плотности потока нейтронов за вре-
мя работы. Некоторое время (5—8 мин) после остановки реактора поток
запаздывающих нейтронов имеет достаточно большое значение, которое
фиксируется штатной токовой ПА. Реакторы, имеющие в активной зоне
дейтерий (тяжелая вода) или бериллий,более длительное время (до 10 ч)
сохраняют детектируемый поток фотонейтронов. Поэтому, если есть уве-
ренность в нормальной работе всех систем управления ЯППУ, функцио-
нальную проверку в полном объеме не проводят. Достаточно проверки
нормальной работы пускового прибора и системы резервного питания
неотключаемых потребителей. Если реактор работал до остановки доста-
точно много и имели место ненормальности в работе систем управления,
функциональные проверки проводят в полном объеме.

Таким образом, при наличии показаний на пусковом приборе мощно-
сти (в чем следует убедиться) пуск осуществляется подъемом КР по
обычному алгоритму. Если мощность реактора ниже чувствительности
пускового прибора, необходимо рассчитать новое пусковое положение КР.

Вывод реактора на МКУ должен производиться под руководством стар-
шего вахтенного механика и под контролем главного физика в присутствии
главного инженера-механика. О выходе реактора на МКУ должен быть опо-
вещен весь персонал, обслуживающий ядерную энергетическую установку.

При пуске реактора должен осуществляться непрерывный контроль:
нейтронной мощности (нейтронного потока), скорости изменения нейт-
ронной мощности (нейтронного потока) или изменения реактивности,
положения органов управления, уровня теплоносителя в компенсаторе
объема, температуры и давления теплоносителя и скорости их изменения,
радиационной обстановки.
Пуск должен быть прекращен и реактор немедленно переведен в под-
критическое состояние, если показания приборов указывают на аварий-
ное нарастание или превышение параметров. Пуск реактора заканчивается
после достижения устойчивого контроля нейтронной мощности по стацио-
нарной пусковой аппаратуре. После вывода реактора на МКУ необходимо
зарегистрировать положение органов управления и параметры теплоноси-
теля первого контура и выполнить нейтронно-физические измерения по
установленной программе. При возникновении аварийной ситуации в про-
цессе пуска реактора и проведения нейтронно-физических измерений все
операции должны быть прекращены, а реактор переведен в под критиче-
ское состояние.

Вывод реактора на заданный уровень мощности должен осуществлять-
ся в соответствии с инструкцией по эксплуатации ЯППУ и ядерной энерге-
тической установки. Разогрев ЯППУ может производиться за счет мощно-
сти реактора или от постороннего источника. Скорость разогрева и подъем
давления в первом контуре не должны превышать установленных значе-
ний.

Ввод в действие ЯППУ запрещается в случаях: нарушения герметич-
ности первого контура; неисправностей, нарушающих функциональное
действие системы контроля, органов управления и системы аварийного
расхолаживания активной зоны реактора: падения разрежения в помеще-
ниях ЯППУ ниже допустимого значения; отклонений качества воды в кон-
турах от норм водного режима.

Обслуживание и управление ЯППУ при работе на энергетических
уровнях мощности. На всех эксплуатационных режимах работы ЯППУ
необходимо обеспечивать: соответствие параметров ЯППУ заданному ре-
жиму работы; исправную работу всего оборудования ЯППУ; бесперебой-
ную подачу охлаждающей воды третьего и четвертого контуров к потреби-
телям; контроль качества воды контуров и их своевременную подпитку;
бесперебойную подачу питательной воды в парогенераторы и прием пара
потребителями; поддержание эксплуатационных параметров рабочих сред
средств автоматики; подачу электроэнергии к потребителям ЯППУ, систе-
мам управления и контроля, а также постоянную готовность аварийных и
резервных средств электропитания; проведение радиационного контроля
в соответствии с инструкцией по радиационной безопасности; работу вен-
тиляции зоны строгого режима и зоны ограниченного режима; готовность
к работе системы сбора и хранения радиоактивных отходов.

Управление ЯППУ и энергетической установкой должно осущест
вляться по совокупности значений параметров. При работе ЯППУ на энер-
гетических уровнях мощности необходимо контролировать: заданную и
фактическую мощность реактора; положение органов управления; темпе-
ратуру — теплоносителя первого контура на входе и выходе из реактора,
на выходе из тепловыделяющих сборок и за фильтром, под верхними
крышками циркуляционных насосов первого контура, воды третьего кон-
тура, пара в трубопроводе после парогенераторов, питательной воды перед
парогенераторами; давление — в системе первого контура, пара в трубо-
проводе после парогенераторов, питательной воды второго контура;
перепад давлений на питательном и дроссельном клапанах и расход пита-
тельной воды; уровень воды •- в компенсаторе объема, в расширительной
цистерне третьего контура, в запасной цистерне воды высокой чистоты;
напряжение и частоту тока в цепях электропитания систем автоматики;
радиационную обстановку на судне; параметры — работы ЦНПК, вентиля-
ции помещений ЯППУ, системы воздуха высокого давления, рабочих сред
средств автоматики, работы деаэратора.

Один раз за вахту необходимо производить: расчет тепловой мощно-
сти реактора по параметрам второго контура, расчет энерговыработки
реактора, проверку сигнальных ламп и блоков аварийной защиты.

При плавании в сложных навигационных условиях и при выполнении
маневров следует работать на раздельном управлении ЯППУ и паротурбин-
ной установкой, установив на реакторе уровень мощности с достаточным
оперативным запасом на весь требующийся период. На судне с однореак-
торной энергетической установкой при плавании в сложных навигацион-
ных условиях резервный источник энергии для движения судна должен
быть в состоянии готовности.

Скорость изменения мощности реактора определяется инструкциями
по эксплуатации. Расхождения в значениях нейтронной и тепловой мощно-
сти реактора допускаются не более указанного в инструкции по эксплуа-
тации систем управления.

При эксплуатации ЯППУ необходимо стремиться к экономии топлива
и достижению его максимальной глубины выгорания, сохранности обору-
дования, поддержанию на минимально возможном уровне радиоактивно-
сти теплоносителя первого контура.

Вывод ЯППУ из действия. Осуществляемый в соответствии с графи-
ком работы судна вывод ЯППУ из действия может быть на длительный
период и на кратковременный период.

В первом случае ЯППУ полностью выводится из действия и может
быть подготовлена к производству ремонтных или иных работ. Во втором
случае ЯППУ полностью выводится из действия по специальной програм-
ме, которая должна обеспечивать возможность безопасного ввода ЯППУ
в действие на энергетический уровень мощности в заданное время.

При выводе ЯППУ из действия необходимо обеспечить подачу элек-
троэнергии ог двух независимых источников (кроме аварийных) к ее си-
стемам и механизмам.

Расхолаживание ЯППУ производится в соответствии с инструкцией
по ее обслуживанию. В процессе расхолаживания ЯППУ производится
промывка парогенераторов по второму кенгуру ио специальной методи-
ке с последующей постановкой на мокрое хранение. Скорость расхолажи-
вания (снижения температуры и давления в первом контуре) не должна
превышать величин, указанных в инструкции по обслуживанию ЯППУ
или в специальном распоряжении судовладельца. Во время расхолажива-
ния ЯППУ должен осуществляться контроль нейтронной мощности и реак-
тивности, давления и температуры теплоносителя первого контура, уров-
ня в компенсаторе объема, радиационной обстановки. После опускания
органов управления на нижние концевые выключатели питание с их приво-
дов должно быть снято и автоматы опломбированы в отключенном со-
стоянии

При расхоложенном реакторе ЯППУ должен быть обеспечен контроль
давления и температуры теплоносителя первого контура, уровня в ком
пенсаторе объема, температуры и расхода теплоносителя через насос рас-
холаживания, температуры воды в третьем контуре, разрежения в поме-
щениях ЯППУ. Отвод остаточных тепловыделений должен осуществляться
через холодильник фильтра пуюм периодического пуска циркуляционно-
го насоса расхолаживания.

Обслужмвание ЯППУ в аварийных ситуациях. При непредвиденной
остановке ответственных технических средств вахтенные обязаны ввести
в действие резервные технические средства (если они имеются), доложить
старшему вахтенному механику, который должен поставить в извест-
ность капитана и главного инженера-мех аника и принять срочные меры
для предупреждения и ограничения возможных повреждений, выявления
и устранения причин, вызвавших непредвиденную остановку технических
средств.

При непосредственной угрозе аварии или опасности для жизни людей
вахтенный оператор, механик или электромеханик имеет право изменить
режим работы или остановить ответственные технические средства,
о чем он немедленно докладывает старшему вахтенному механику. При
выявлении причины и ликвидации аварийной ситуации и необходим! ос г и
быстрого восстановления работы реактора на заданной мощности для
обеспечения безопасности судна допускается восстановление критическо
то состояния реактора и выход на необходимую мощность в соответствии
с инструкцией по эксплуатации ЯППУ.

Восстановление работы ЯППУ на заданной мощности без установле-
ния и устранения причин срабатывания аварийной защиты запрещается.
Вахтенный персонал не имеет права производить никаких действий,кото-
рые мот ут вызвать несрабатывание аварийной защиты. Срабатывание ава-
рийной защиты, как правило, должно происходить автоматически.

Старший инженер-опера юр атомного судна обязан привести в дейсг
вие аварийную защиту в случаях обнаружения несрабатывания аварийной
защиты при наличии аварийных сигналов, а также резкого падения давле-
ния и уровня в компенсаторе объема. При отказе систем автоматики
перевод ЯППУ в режим расхолаживания должен быть произведен дистан-
ционно вручную. Каждое срабатывание аварийной защиты является чрез-
вычайным происшествием, обстоятельства которого должны быть тща-
тельно разобраны судовой администрацией.

Работа ЯППУ запрещается и реактор должен быть выведен из дейст-
вия в следующих случаях: при пожаре, угрожающем безопасной работе
ЯППУ или атомного судна в целом; затоплении отсеков судна, угрожаю-
щих безопасной эксплуатации ЯППУ; повышении радиоактивности тепло-
носителя сверх предельного значения; превышении норм выброса радио-
активных газов и аэрозолей; повреждении или разрушении основных уз-
лов установки, угрожающих безопасности ЯППУ или судна в целом.

§ 5.7.	Особенности технико-экономических показателей судов с ЯЭУ

Общим показателем тех ни ко-экономических качеств судна, позволя-
ющим наиболее полно провести сравнение судов с различными типами
установок, является показатель приведенных затрат, руб./ (т - миля),

Зпр = [5ЭК/2(6Ш + [^(601 +Е2О,	(5.3)

где 5эк — эксплуатационные расходы за год, руб.; Е (6Ц — годовая
провозная способность судна, т • миля/г.; Ех, Ег — нормативные коэффи-
циенты эффективности капиталовложений и оборотных средств соответ-
ственно; Кс — строительная стоимость среднего из серии судна, руб.; О —
относительные оборотные средства, заключенные на время транспорти-
ровки в 1 т груза, руб.;

Экономические показатели судна, как это видно из (5.3), тем лучше,
чем ниже показатель приведенных затрат, т- е. чем меньше капитальная
стоимость судна, эксплуатационные расходы и больше годовая провозо-
способность судна.

Годовые эксплуатационные расходы по судну в целом могут быть
представлены как сумма расходов на содержание экипажа 5СОД, навигаци-
онных расходов 5нав, расходов на топливо 5Т, смазку 5СМ, ремонт 5р,
амортизационных отчислений 5ам, снабжение 5СН

^ЭК “ Ф ($сод + ^нав + $ам +	+ $сн) + 5Т +

где ф — коэффициент, учитывающий накладные расходы пароходства.

Обычно расходы на ремонт, снабжение и амортизационные отчис-
ления определяются строительной стоимостью судна и установленными
нормами отчислений 0ам, 0р и /Зсн. Таким образом, эксплуатационные
расходы в определенной степени завися ! также о г строительной сюимосш
судна:

$эк V [’^сод + $нав + ^ам + Рр $сн) ^"с! 4" ’$т + $см

Выполненные технико-экономические исследования, а также опыт
постройки и эксплуатации первых судов с ЯЭУ показывают, что основной
причиной, приводящей к ухудшению их технико-экономических показа
телей, таких как 3П[, и .9ЭК, является их существенно более высокая сгро
ительная стоимость по сравнению с судами, использующими обычные уста-
новки. Эго обусловлено:

-	более высокой стоимостью энергетической установки в основном
вследствие высокой стоимости ЯППУ;

—	дополнительной стоимостью корпуса, вызванной созданием проти
воударной защиты и усиленного набора в районе ЯППУ;

—	повышенной стоимостью проектирования и прочими затратами,
связанными с повышенными стоимостью материалов и заработной пла-
той строительных рабочих;

—	большими расходами на научно-исследовательские работы, которые
выполнялись при проектировании и создании первых единичных судов
с ЯЭУ.

Основными путями снижения стоимости поелройки атомных судок
можно считать:

—	переход на серийное строительство атомных судов, что позволит
весьма существенно снизить среднюю стоимость ЯППУ и среднего судна
в серии;

—	дальнейшее усовершенствование ЯППУ в целях ее упрощения,
уменьшения числа вспомогательных систем и механизмов, массы и габа
ритных размеров, т. е. снижения ее строительной стоимости;

—	использование ЯЭУ на высокоскоростных судах с установками
большой мощности, так как исследования показывают, что стоимость
ЯЭУ с ростом мощности увеличивается медленнее, чем стоимость паро-
турбинных или дизельных установок.

Весьма значительное влияние на снижение стоимости судовых ЯЭУ
оказывают создание за последние годы и развитие промышленной базы
ядерной энергетики.

Технико-экономические характеристики судна зависят от полной мас-
сы энергетической установки. В таби. 5-6 приведены данные по полной и
удельной массам энергетических, установок атомных и обычных судов.
Как видно, масса ЯЭУ в рабочем состоянии существенно больше массы
ПТУ, использующей органическое топливо, что обусловлено большой
Таблица Б.6. Массовые показатели судовых энергетических установок

Показатель	На атомном топливе					На органическом топливе	
	„Ленин”	„Аркти- ка"	„Севмор- путь"	„Саван- на"	„Отто Ган”	„Срфия”	„Крым”
Мощность на винтах, кВт	28 800	48500	29440	14 700	7 350	14000	22 000
Масса ЯППУ: полная, т	3100	3150	2150	2 500	930	—	—
удельная, кг/кВт	107	65	73	170	127	—	—
Масса всей энер- гетической уста- новки:  полная, т	5800	5 740	3 350	-4 000	1970	1 440	1 839
с запасом топ- лива на рейс 12 000 миль, т											4 640	6689
удельная, кг/кВт	201	118	114	272	268	331	304

Примечание. Полные массы ЯППУ и всей установки даны длв рабочего со-
стояния .

массой ЯППУ, а точнее биологической защиты. Однако такое сравнение
неправомерно, так как не учитываются запасы топлива на рейс. На атом-
ном судне имеется запас топлива на несколько лет работы и он входит
в общую массу ЯЭУ- На обычном судне нужен запас топлива тем больший,
чем больше мощность установки и продолжительность рейса. Поэтому сле-
дует сравнивать массу ЯЭУ с массой обычной установки, взятой с учетом
запаса топлива на рейс. Из табл. 5.6 следует, что в этом случае масса ЯЭУ
даже на первых атомных судах существенно меньше, чем на обычных
паротурбинных судах. Это преимущество сохраняется и в случае сравне-
ния ЯЭУ с дизельной установкой.

Проведенные исследования показывают, что меньшая масса ЯЭУ
и наличие запаса топлива на несколько лет работы являются основным
преимуществом атомного судна, существенно улучшающим его технико-
эксплуатационные показатели. На экономические показатели судов боль-
шое влияние оказывают годовые эксплуатационные расходы.

Обычно расходы на содержание экипажа, навигационные расходы и
расходы на смазку принимаются для судов с ЯЭУ такими же, как и для
однотипных судов с обычной паротурбинной установкой. На самом деле
эти расходы на атомном судне выше, но так как доля их в общих расхо-
дах относительно мала, то это не имеет особого значения.
Основное различие в эксплуатационных расходах обычного и атомно-
го судов обусловливается разными амортизационными отчислени-
ями (из-за более высокой стоимости судна), расходами на топливо
и ремонт.

Расходы на топливо в судовых ЯЭУ. У атомных судов по сравнению
с судами на органическом топливе топливная составляющая в эксплуата-
ционных расходах обладает наибольшей специфичностью.

Из-за высокой стоимости и длительного срока службы активной зоны
(несколько лет) можно считать, что ядерное топливо имеет качества,
свойственные основным фондам, если же учитывать способ переноса стои-
мости топлива на готовую продукцию, го тогда ядерное топливо имеет
качества, свойственные оборотным фондам. Часто годовую стоимость
ядерного топлива относят только к оборотным фондам и определяют сле-
дующим образом: 5Т = ($0 — 5ОТ) /Г, где50 — стоимость свежей активной
зоны, руб.; $от — стоимость отработавшей активной зоны, руб.; Т-
продолжительность работы судна на данной активной зоне, г. (календар-
ные) .

У крупней но стоимость свежей активной зоны можно представить
суммой следующих составляющих:	+ 5ИЗГ + $мат. где 5"

стоимость урана (ввидеОЕ6) при начальной степени обогащения г”, руб.,
$иЗГ —стоимость изготовления твэлов, руб.; 5маг — стоимос1ь материа-
лов и деталей активной зоны, заменяемых как за время службы зоны
так и при перезарядке реактора (регулирующие стержни, термометры
и т. п.), руб.

Стоимость отработавшей активной зоны с учетом затрат на выдержку,
транспортировку и переработку отработавшего топлива можно предста
вить как 5ОТ + 5Ри 5тр - 5пер, где 5^ — стоимость урана (в виде
ирб) в отработавшей активной зоне при конечной степени обогащения
*5» РУб-; $рц — стоимость плутония, накопленного в активной зоне к мо
менту выгрузки, руб.; 5тр — стоимость выдержки и транспортировки
отработавшего топлива с базы на перерабатывающие предприятия, руб.;
5пер — стоимость переработки отработавшего топлива, г. е. выделения
урана, плутония и их превращения соответственно в ОЕ(1 и металлический
плутоний,руб.

Рассмотрим принципиальные положения по определению составляю-
щих, входящих в выражение для стоимости свежей и сработавшей зон.
Обычно судовые реакторы работаю! на обогащенном уране, поэтому
в начале кампании в активной зоне-содержатся " и ’381) в количест-
вах 6$ и 6° соотвегс! веяно.

Процессы, происходящие в топливе при работе реактора, подробно
рассмотрены в [15, гл. 4] Путем расчета должен быть найден изотопный
состав топлива в конце кампании и определено:
—	оставшееся количество 2 3 5 П, кг,

65=С^-Дб5;

—	количество накопленного плутония, кг,

(239/238) = 1,07  Ю-эОрГкЛн;

—	общее количество израсходованных 235 О и 238С1, кг,

= ДС$ т ДСд + С?д;

—	оставшееся в топливе количество 2 3 51) и 2 3 81), кг,

= Оу - Д6и;

—	степень обогащения отработавшего топлива

г5к = (С5/6и) - 100 %.

Полученные данные по изотопному составу топлива в начале и конце
кампании позволяют рассчитать стоимость урана в свежей и отработавшей
зонах и стоимость накопленного плутония. Стоимость урана в свежей и от-
работавшей зонах зависит от начальной и конечной степеней обогащения
и массовой загрузки реактора ураном.

Рассмотрим метод вычисления стоимости обогащенного урана, осно-
ванный на балансе стоимости сырья (природного урана), конечного про-
дукта (обогащенный уран), отвала обогатительного производства (обед-
ненный уран) и разделительной работы, которую необходимо затратить
для того, чтобы повысить содержание 2 35С1 до нужного количества в 1 кг
(в виде ОЕ6) конечного продукта. По этому методу стоимость би, кг,
урана (в виде 1)Р6) с обогащением г5 может быть найдена следующим
образом:

= $и (ср.рй + суД),	(5.4)

где Ср.р — стоимость единицы разделительной работы, руб./ед. р. р.;
В — потребность в разделительной работе, ед. р. р./кг; си — стоимость
1 кг природного урана (в виде 1_1Е6); А — удельный расход природного
урана (условного ядерного топлива), кг 1)пр/кг 0Об-

Потребность в разделительной работе В и удельный расход природно-
го урана А зависят от степени обогащения и содержания 2 3 5 II в отвале
обогатительного производства у. В качестве примера ниже приведены
значения потребности в разделительной работе при у = 0,2 % в зависимости
от степени обогащения урана:

	0,2	0,5	0,711	1	2	2,5
В, ед. р. р./кг	0	-0,173	0	0,380	2,194	3,229

г.,%	3	5	10	50	98
В, ед. р. р./кг	4,306	8,851	20,863	112,344	269,982

Значение В существенно зависит от у; так, при =2,5% переход
с у =0,2 % на у - 0,25 % ведет к уменьшению В с 3,229 до 2,821 ед. р. р./кг.

Стоимость единицы разделительной работы и 1 кг природного урана
изменяются в зависимости от конъюнктуры мирового рынка.

С помощью выражения {5.4} можно вычислить стоимость урана
как в свежей (5ц), так и в отработавшей (5^) активной зонах по извест-
ным значениям степени обогащения в начале х® и в конце кампании х*.

Общий уровень стоимости урана в различных странах различен, но ха-
рактер зависимости стоимости от обогащения х5 примерно одинаков, так
как определяется в основном трудозатратами и расходом энергии в про-
цессе обога щен ия.

Для каждой ядерной установки существует оптимальная первоначаль-
ная степень обогащения топлива, при которой показатель приведенных за-
трат наименьший. Определение оптимальной степени обогащения, завися-
щей и влияющей на продолжительность кампании, массу и габаритные раз-
меры реактора и ЯППУ, а следовательно, на их стоимость, провозоспособ-
ность судна и затраты на перезарядку реактора, является сложной задачей.

В экономических исследованиях, как правило, стоимость изготовле-
ния твэлов относят к 1 кг свежего топлива с учетом типа твэлов и реак
тора, конструкции и материалов твэлов. Ориентировочно представляется
возможным выразить относительную стоимость изготовления твэлов в
виде двух слагаемых: И/ = И/ + 1Л/"/д, где ГУ* — часть стоимости изготовле-
ния твэлов, практически не зависящая от размеров и массы топлива в од-
ном твэле, например изготовление ОО2 из ОР6, смешивание разбавителя
с топливом, прессование таблеток, контроль герметичности твэлов и т. п.,
руб./кг. 1/1/" — часть стоимости изготовления твэлов, зависящая от массы
топлива в одном твэле, т. е. от его размеров, формы, материалов топлива
и оболочек, руб.; д — масса топлива в одном твэле, кг.

Если известна относительная стоимость изготовления твэлов, то сто-
имость изготовления данной активной зоны 5ИЗГ = Ж?и, где С— масса
урана в топливе, кг.
Стоимость плутония в отработавшей зоне зависит от количества на*
копленного плутония и стоимости 1 кг, которая обычно для 2 39Ри при-
нимается равной стоимости 1 кг 2 351).

Удельный расход условного ядерного топлива. При сравнении различ-
ных типов судовых энергетических установок используется такой крите-
рий, как удельный расход топлива, г/ (кВт  ч), т. е, расход топлива, отне-
сенный к единице работы на винтах. По аналогии с этим можно ввести
соответствующий показатель и для ЯЭУ. При этом, определяя удельный
расход топлива, используют понятие условного ядерного топлива, под ко-
торым понимается природный уран, содержащий гпр =0,711 % 2 ’ О, что
позволяет сравнивать расходы топлива не только в реакторах, работаю-
щих при различном обогащении топлива, но и характеризует расход основ-
ного сырья — природного урана.

Удельный расход условного ядерного топлива определяется отноше-
нием количества природного урана 6пр, израсходованного на изготовле-
ние вц урана с начальным обогащением для данной активной зоны,
рассчитанной на длительность кампании 7"к, к количеству работы на вин-
тах за период кампании. Работу на винтах за период кампании можно вы-
разить следующим образом:

24ЕЛ/еД, = 24ЕОр,?/гег,  103 = 24  1030"ом^°м Гк кВт • ч,
г	I

где Л/е,-— мощность на винтах, кВт; Ор, —тепловая мощность реактора,
МВт; т/ге — эффективный термический КПД установки на данном режиме
работы; Г, — продолжительность 7-го режима работы, сут; 0рОм тепло-
вая мощность реактора, МВт; — КПД при номинальной мощности
установки; Тк — длительность кампании, сут.

Расход природного урана для изготовления данной активной зоны

Спр = Сй I № - У) / (гпр - у) ] = А06&,

где &й — масса топлива в активной зоне по урану, т; ^5 — начальное обо-
гащение топлива 2 3 5 О, %; у — содержание 2 3 5 О в отвальном уране обо-
гатительного производства, в настоящее время у = 0,20^-0,25 %.

Удельный расход топлива для простейшего топливного цикла,
когда однажды побывавшее в реакторе топливо не направляется на пере-
работку, а полностью идет в отвал, т. е. для полностью разомкнутого
топливного цикла,

епр-Ю6 Добй-106	До

011= ---------=  ------------——— =41,6 —--------, гЛкВт ч). (5.5)

24ЕЛ/е, г,-	24 Ю3О”ом^°мГк	Вт#™
где В — средняя глубина выгорания ядерного топлива в активной зоне,
МВт • сут/т.

В любом реакторе к концу кампании в топливе всегда накапливается
239Ри, г. е. идет процесс воспроизводства ядерного топлива, что вызыва-
ет уменьшение удельного расхода природного урана в случае использо-
вания плутония в данном или каком-то другом реакторе. Уменьшение
расхода природного урана зависит от типа реактора, в котором он будет
использоваться, так как энергетическая ценность плутония по сравнению
с энергетической ценностью 235О зависит от энергетического спектра
нейтронов в реакторе, влияющего на критическую массу и коэффициент
воспроизводства

Энергетическая ценность плутония при его использовании в реакто-
рах на теловых нейтронах незначительно больше единицы (Э>1).
Использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах повышает
ценность плутония по сравнению с 235и до Э =1,2^-1,3, так как позво-
ляет получить большие значения коэффициента воспроизводства.

Таким образом, удельный расход условного ядерного топлива
зависит не только от характеристик реактора (г®, Хри, Хн, В) и всей
установки (??"°м), но и от вида топливного цикла, степени совершенства
процессов обогащения и переработки топлива.

Удельная стоимость топлива. Удельный расход топлива легко связать
с топливной составляющей стоимости 1 кВт • ч работы на винтах. Удель-
ная стоимость топлива, отнесенная к 1 кВт • ч на винтах.

100  8тТ

Т 241Л,.,

ттТ

= 4,16 —---------коп./(кВт • ч),

о „ном

В?11е

(5-6)

где 5Т — затраты топливного цикла, руб./г.; Т — время работы судна на
данной загрузке, г.; тт =5т/6ц — затраты топливного цикла на 1 кг за-
груженного в данную активную зону урана, руб./ (кг/г).

Величина 5Т (а значит, и тт) зависит от характера топливного цикла
и для полностью разомкнутого цикла, когда отработавшее топливо идет
в отвал, равно 5^ = 50/Т.

Из сравнения уравнений (5.5) и (5.6) следует, что для полностью
разомкнутого цикла топливная составляющая стоимости 1 кВт-ч может
быть выражена через удельный расход ядерного топлива ст = О,1<7и/77т7"/4о

Таким образом, топливная составляющая стоимости 1 кВт-ч прямо
пропорциональна удельному расходу условного ядерного топлива и за-
тратам топливного цикла, отнесенным к 1 кг урана, загруженного в дан-
ную активную зону.

Покажем на конкретном примере возможное значение удельных
расходов условного ядерного топлива при различных топливных циклах
для ЯЭУ с эффективным термическим КПД = 26,8 %. Примем сле-
дующие значения величин, необходимых для расчета: г® = 6 %,	= 3,6 %,

6$ = 8300 кг, Т = 4 г., В = 22 000 МВт  сут/т.

Удельный расход при полностью разомкнутом топливном цикле
равен 0,0875 г/(кВт-ч). При условии возврата в цикл только урана,
оставшегося в отработавшем топливе после его однократного использо-
вания, удельный расход условного ядерного топлива составит уже
0,039 г/(кВт-ч), т. е. снизится по сравнению с разомкнутым циклом
примерно в два раза.

В случае использования в топливном цикле несгоревшего урана
и накопленного плутония удельный расход условного топлива до-
полнительно снизится еще примерно в два раза и составит около
0,0205 г/(кВт-ч).

Таким образом, использование частично или полностью замкнутого
топливного цикла позволяет весьма существенно снизить расход
основного топлива (природного урана) и тем самым значительно рас-
ширить сырьевую базу ядерной энергетики и уменьшить стоимость
топлива.

Необходимо особо подчеркнуть, что для обычных установок любое
повышение КПД приводит к уменьшению расхода топлива и снижению
топливной составляющей в эксплуатационных расходах. В ЯЭУ вопрос
о целесообразности повышения КПД решается не столь однозначно.
Если повышение КПД ЯЭУ связано с ухудшением баланса нейтронов
в активной зоне и требует повышения степени обогащения топлива,
то такое увеличение КПД может привести к росту расходов на топливо
из-за увеличения стоимости обогащения, расходов в топливном цикле,
уменьшения коэффициента воспроизводства и т. п.

Для построенной установки из всех величин, определяющих удельный
расход топлива и стоимость 1 кВт  ч вырабатываемой энергии, практи-
чески только КПД и средняя глубина выгорания топлива зависит от усло-
вий эксплуатации установки.

Именно значения В и являются теми параметрами, увеличение
которых возможно в некоторых пределах в процессе эксплуатации ЯЭУ.
Увеличение средней глубины выгорания ядерного топлива может быть
достигнуто рациональным перемещением органов регулирования, а так-
же работой в конце кампании на постепенно понижающихся параметрах
пара и мощности для снижения средней температуры замедлителя и
высвобождения реактивности за счет температурного и мощностного
эффекта. Для повышения среднего за кампанию КПД установки необ
ходим© стремиться работать при мощностях, близких к расчетным, при
которых КПД установки достигает максимума, сокращать по мере воз-
можности время работы установки с травлением избытков пара на
конденсатор, полностью использовать все резервы сокращения расходов
энергии на собственные нужды установки.

Контрольные вопросы к главе 5

1.	В чем состоят особенности технической эксплуатации и обслуживания судо-
вых ЯЭУ? Что такое ядерно-оласные режимы и потенциально опасные работы,
каковы правила их проведения? Какие технические службы осуществляют эксплуа-
тацию атомного судна?

2.	На решение каких задач должен быть направлен водно-химический режим
в контурах ЯЭУ? Какие специфические особенности следует учитывать при выборе
водно-химического режима для того или иного контура?

3.	Перечислите основные типы коррозии и коррозионных разрушений. В каких
единицах измеряется скорость коррозии?

4	От каких факторов и каким образом зависит скорость коррозии и корро
зионных разрушений для материалов, используемых в различных контурах ЯЭУ?

5.	Какие типы коррозии наиболее опасны для аустенитных нержавеющих ста-
лей и почему?

6	Какие газы и химические соединения возникают в воде первого контура
в результате воздействия ионизирующих излучений?

7	Какие методы удаления (связывания) кислорода применяются в различных
контурах ЯЭУ?

8.	Каковы основные пути попадания примесей в контуры судовой ЯЭУ?

9.	По каким показателям нормируется качество воды в различных контурах
судовой ЯЭУ?

10.	Какие типы водно-химических режимов применяются в контурах судовой
ЯЭУ? Какой режим наиболее широко используется в первом контурен как он осу-
ществляется?

11	Какие особенности возникают в водно-химическом режиме при использо-
вании борной кислоты для компенсации запаса реактивности?

12.	Какие методы и системы приготовления воды требуемого качества исполь-
зуются в судовых Я ЭУ?

13.	Когда и какими способами осуществляется замена сорбентов в ионообмен
вых фильтрах, используемых в различных контурах судовой ЯЭУ?

14.	Какие физико-химические методы используются для дезактивации поверх-
ностей и промывки оборудования и контуров ЯЭУ?

15.	Какие отложения и почему возникают на трубах ПГ? Какие методы про-
мывки ПГ применяются и как их осуществляют?

16.	В чем заключается опасность гидравлических испытаний на прочность и
плотность первого контура ЯППУ и как они проводятся?

17.	Для чего и как проводится функциональная проверка оборудования,
механизмов и систем в период подготовки ЯЭУ к вводу в действие?

18.	По каким показателям можно сравнивать технико-экономические качества
судов различных типов?

19.	От каких показателей и характеристик ядерного топлива и как зависят
расходьЕ на топливо в судовой ЯЭУ? На улучшение каких показателей должны
быть направлены усилия судового экипажа в целях снижения расхода на ядерное
топливо?

20.	Какие топливные циклы могут использоваться в ядерной энергетике и как
от них зависят удельный расход и удельная стоимость ядерного топлива?
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1.	Алешин В. С., Кузнецов Н. М.г Саркисов А. А. Судовые ядерные реакторы
Л.: Судостроение, 1968. 491 с.

2.	Андреев А. А., Премилое Д. И., Федорович Е. Д. Теплообменные аппараты
ядерных энергетических установок. Л.: Судостроение, 1965. 483 с.

3-	Африкантов И. И., Митенков Ф. М. Судовые атомные паропроизводительные
установки. Л.: Судостроение, 1965. 375 с.

4.	Бедениг Д Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы Пер. с нем.
М.: Атомиздат, 1975. 165 с.

5.	Волков Н. Н.. Кодацкий С. Б. Конструктивные особенности атомных судов.
Л..- Судостроение, 1971.248 с.

6.	Гаврилов В. С., Гальперин М- М- Управление технической' эксплуатацией
морского флота. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Транспорт, 1987. 300 с

7.	Герасимов В. В., Касперович А. И., Мартынова О. И. Водный режим атомных
электростанций. М.: Атомиздат, 1976. 398 с.

8.	Дементьев Б. А Ядерные энергетические раакторы. М.: Энергоатомиздат,
1984. 280 с.

9.	Динамические режимы работы судовых ядерных энергетических установок/
А. А. Саркисов, А. А. Крайнов, Б. М. Лихтеров и др. Л.: Судостроение, 1971.270 с.

10.	Емельянов И. Я., Гаврилов П. А., Селиверстов Б. Н. Управление и безо-
пасность ядерных энергетических реакторов. М.: Атомиздат, 1975. 280 с.

11.	Займовский А. С., Калашников В. В., Головнин И. С. Тепловыделяющие
элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1966. 520 с.

12.	Защита от ионизирующих излучений: В 2 т./Н. Г. Гусев, Л. Р. Кимель,
Е. Е. Ковалев и др. М.; Атомиздат, 1973. 814 с.

13.	Карпов Р. Н., Масленок Б. А., Цыганко О. Л. Приводы регулирующих орга-
нов судовых атомных энергетических реакторов. Л.: Судостроение, 1985. 251 с.

14.	Кузнецов В. А. Компоновка и расчет реакторов судовых ядерных устано-
вок. М-: Транспорт, 1966. 165 с.

15.	Кузнецов В. А. Судовые ядерные реакторы {основы теории и эксплуата-
ции) .Л.: Судостроение, 1988. 264 с.

16.	Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и основные санитарные правила
(ОСП-72/80). М.: Энергоиздат, 1981.95 с.

17.	Правила классификации и постройки атомных судов/Регистр СССР. Л.,
1982. 151 с.

18.	Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74).
М_: Атомиздат, 1976. 24 с.

19.	Ракицкий Б. В. Судовые ядерные энергетические установки. Л.: Судострое-
ние, 1976. 383 с.
20.	Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР М.. Атом
издат, 1977. 216 с.

21.	Судовые ядерные паропроизводящие установки/Д. Ф. Романов, М. А- Лебе-
дев, С. С. Саваренский и др. Л.: Судостроение, 1967. 403с.

22.	Судовые ядерные энергетические установки/А. М. Головизнин. В. А. Кузне-
цов, Б. Г. Пологих и др. М.: Атомиздат, 1976. 372 с.

23.	Шаманов Н. П., Романцов Г. Е. Судовые ядерные энергетические реакторы
Л.. Судостроение, 1984. 231 с.

24	Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ндерных реакто-
ров/Ф. Я. Овчинников, Л. И. Голубев, В Д. Добрынин и др. М.. Атомиздат, 1979.
288 с

25.	Ядерные энергетические уставовки/Б. Г Ганцев. Л. Л. Калишевский,
Р. С. Демешев и др. М.. Энергоатомиздат, 1983. 504 с.

26.	Соде оп Забегу о) Иос1еаг МегсбапТ 5М1р8. 1п1егпаГгопа! Маппе ОгдапкаЛоп.
Не8о1и(1ол А 491 (XII) Ас1ор1ес1 19 11.1981 Ьу XII АнетЫу. 1_оп8оп, 1981. 178 р.
ПРЕДМЕТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ

Аварийная защита 126

—	схема 144

—	устав ка < 46

Активная зона 16,18, 22

Анализ
радиометрический 177
радиохимический 177

Безопасность

радиационная 79, 162
вдерная 79

Биологическая защита 12,179

вторичная 12, 188

конструкции 188
первичная 12,188

Биологический эквивалент рент-
гена 163

Дезактивация 219

Детектор 137

7-квантов 173

нейтронов 174
плотности потока 137
Доза 162
поглощенная 162
предельно допустимая 165
удельная 164
эквивалентная 163
экспозиционная 163
Дозиметр 171

Единицы измерения
---мощности дозы 163
---поглощенной дозы 162
---удельной дозы 164
---экспозиционной, дозы 163

Железоводные 24
— защита 24,188

Железоводные 24

— отражатель 21

Измерения

— мощности дозы 170

---реактора 135

Иониты 70, 72

Испытания гидравлические 228

Источник излучения 179

---закрытый 179

---открытый 179

Камера ионизационная 137

---деления 138, 141

---токовая 14

Канал пусковой 141

---импульсный 142

---токовый 141

Категории облучаемых 164

Кластер 18

Компоновка 9

—	блочная 13

—	моноблочная 13

Конструкция

—	биологической защиты 80, 183

—	защитной оболочки 80, 83

—	ионообменного фильтра 75

Контур

второй 7

первый 7, 9, 52

третий 10, 66

четвертый 66

Коррозия 194

местная 195

общая 195

КПД

цикла Ренкина 94

эффективный термический ЯЭУ 93

ЯППУ95
Критерий единичного отказа 82

Материалы

биологической защиты 186

ионообменные 70

оболочек твэла 29

оболочек ТК 29

парогенераторов

топливных сердечников 29

Мощность дозы 163

Облучение

внешнее 164

внутреннее 164

Оболочка

защитная 80

твэла 26

Орган

критический 164

регулирования 126

Параметры

— основного цикла ПТУ 102

Парогенератор 9,35

Парно д 120

переходный 121

установившийся 121

Предел дозы 166

Привод органов регулирования 128

Проверки функциональные 231

Промывки 219

Процессы радиолитические 200

Работа

потенциально опасная 192

разделительная 241

ядерно-ояасная 191

Радиолиз

воды 200

ионитов 73

Растрескивание

коррозионное 196

межкристаллитное 195

транскристалл и тное 195

Расход топлива ядерного 243

Режимы

раздельного управления 152

совместного управления 152

ядерно-опасный 191

Рентген 163

Ресурс фильтра 74

Санпропускник 82

Сигналы

аварийные 145

второго рода 145

первого рода 145

предупредительные 145

Системы

аварийной защиты 144

— проливки активной зоны 89
безопасности специальные 9
вентиляции 78
дозиметрии 169
дренажа 78

затопления защитной оболоч-
ки 84

компенсации объема 59

компенсации реактивности охлаж-
дения ЯППУ 65
очистки теплоносителя 68
расхолаживания ЯППУ 87
снижения давления в защитной
оболочке 84
циркуляции теплоносителя в пер-
вом контуре 52
Схема
каналов измерения мощности
и периода 141

принципиальная тепловая ПТУ97,99
принципиальная ЯППУ 9
системы АР ЯППУ 135

структурная АР 143

-АЗ 144

электропитания ЦНП К 55

Твэл 25

Тем паратура

хрупкости критическая 229

Тепловая защита 17

Технологический канал 18,31

Топливо ядерное

расход 243

стоимость 241

условное 243

Усталость малоцикловая 196

Установка

блочная 13

моноблочная 13
Установка
паропроизводящая 7
паротурбинная 7
судовая электрическая гребная 7,
116,117
электроэнергетическая 7,111
ядерная энергетическая 6

Уровни облучения
---допустимые 166
---контрольные 167

Фактор накопления излучения 182

Фильтр ионообменный 75

Флюенс 163

Функция передаточная

— реактора 122

Характеристика

гидродинамическая 39

витка 39

статическая реактора 56

статическая 149

Цикл топливные 245

ЦНПК 47

конструкция 52

потребляемая 58

Чувствительность детектора 140

Энерговыделение в защите 188

ЯППУ 7

ЯЭУ 6
ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие .	3

Принятые сокращения .	5

Глава 1. Схемы и конструкция основного оборудования судовых ядерных
паре производящих установок..................................   .	6

§ 1.1.	Состав и классификация судовых ЯЭУ	6

§ 1.2.	Схема и принципы компоновки ЯППУ.	9

§ 1.3.	Конструкция реакторов................................... 15

§ 1.4	Тепловыделяющие элементы и технологические каналы .	25

§ 1.5.	Парогенераторы судовых ЯППУ............................. 35

§ 1.6.	Циркуляционные насосы первого контура.	47

§ 1.7.	Основные системы ЯППУ................................... 52

§ 1.8.	Принципы и системы обеспечения безопасности судовых ЯППУ /д

Контрольные вопросы . .	д-д

Глава 2. Схемы и особенности паротурбинных, электроэнергетических и
гребных установок судов с ЯЭУ...................................... 92

§ 2.1.	Паротурбинные установки судовых ЯЭУ..................... д2

§ 2.2.	Электроэнергетические и электрические гребные установки судов

с ЯЭУ .	.	-111

Контрольные вопросы . .	119

Глава 3. Системы контроля, управления и защиты в судовых ЯЭУ.	120

§ 3.1.	Особенности реактора как объекта регулирования и основные
требования к его системе управления........................... 120

§ 3.2.	Органы регулирования и их приводы	126

§ 3.3.	Система контроля, управления и защиты реактора .	135

§ 3.4.	Система управления ЯЭУ	. .	149

Контрольные вопросы........................................... 161
Глава 4. Основы дозиметрии и радиационной техники безопасности.
Биологическая защита.......................................... .....	162

§ 4.1.	Основные положения и нормы радиационной безопасности .	162

§ 4.2.	Организация дозиметрического контроля	.168

§ 4.3.	Технологический радиационный контроль.	172

§ 4.4.	Биологическая защита.	......... 179

Контрольные вопросы ....	.	189

Глава 5. Некоторые вопросы эксплуатации судовых ЯЭУ.................. 190

§ 5.1.	Особенности технической эксплуатации и организации обслужива-
ния судовых ЯЭУ.................................................. 190

§ 5.2.	Водно-химические режимы и методы их поддержания .	193

§ 5.3.	Приготовление и очистка воды.............................. 212

§ 5.4.	Дезактивация помещений и промывки контуров ЯЭУ .	219

§ 5.5.	Гидравлические испытания ЯППУ............................. 228

§ 5.6.	Техническое использование ЯППУ............................ 231

§ 5.7.	Особенности технико-экономических показателей судов с ЯЭУ 237

Контрольные вопросы . .	246

Список литературы .	247

Предметный указатель.	.	249
Учебник

Кузнецов Владимир Андреевич

Судовые

ядерные

энергетические установки

Заведующий редакцией Ю. И. Смирнов

Редактор Т. Д. Раскина

Художественный редактор Э. А. Бубович

Технический редактор И. Ю. Подольская

Корректор С. Н. Маковская

Оформление художника А. Н. Васильченко

ЦБ № 1178

Подписано к печати 20.03.89. М-26852. Формат 60x881/16. Бумага книжно-
журнальная. Печать офсетная. Усл. печ. л. 15,68. Уч.-изд. л. 16,7. Уел. кр.-отт.
15,68. Тираж 4300 зкз. Изд. № 4158-06. Заказ № 796. Цена 85 к.

Набрано в издательстве „Судостроение" на наборно-печатающем автомате
оператором Т. В. Лебедевой

Издательство „Судостроение", 191065, Ленинград, ул. Гоголя, 8.

Ленинградская типография № 4 ордена Трудового Красного Знамени Ленин-
градского объединения „Техническая книга" им. Евгении Соколовой Союз-
полиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам издательств,
полиграфии и книжной торговли. 191126, Ленинград, Социалистическая ул.,
14.
СТУДЕНТЫ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
СПЕЦИАЛЬНОСТЕЙ
КОРАБЛЕСТРОИТЕЛЬНЫХ
ВУЗОВ И ФАКУЛЬТЕТОВ!

В 1990 г. в издательстве
„СУДОСТРОЕНИЕ”
выйдет учебник

СИСТЕМЫ СУДОВЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
УСТАНОВОК.

2-е изд., перераб. и доп.

Первое издание этой книги (с грифом „учебное пособие”) выш-
ло в издательстве „Судостроение” в 1980 г. и практически использова-
лось как учебник, поскольку отражало программу курса „Системы СЭУ”.
За эти годы произошли изменения в вопросах проектирования, создания
и эксплуатации СЭУ, возникла необходимость в перестройке высшей
школы. Чте нового предлагают авторы во втором издании? Это прежде
всего вопросы типизации систем СЭУ и их оборудования для установок
различных типов, применения альтернативных топлив, изложение новых
требований к системе топливоподготовки, к защите окружающей среды
и другие актуальные проблемы. Учебник составлен с расчетом на само-
стоятельную работу студентов при изучении дисциплины. В нем указаны
и проблемы, которые требуют разрешения и на которые пока нет отве-
тов. С учетом пожеланий специалистов проектных организаций отрасли
в книге помещены справочные материалы для рабочего проектирования
систем СЭУ.

Предварительный заказ на учебник рекомендуем оформить
в магазинах — опорных пунктах издательства „Судостроение”,
адреса которых указаны в годовых тема-
тических планах, или в специализирован-
ном магазине „Судостроитель” (190031,
Ленинград, Садовая, 40) -
ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЕЙ
И РАЗРАБОТЧИКОВ
СУДОВЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
УСТАНОВОК

В издательстве
„СУДОСТРОЕНИЕ"
в 111 квартале 1989 г.
выйдет монография

Шаманов Н. П.

Дядин А. Н.

Лабинский А. Ю.

ДВУХФАЗНЫЕ СТРУЙНЫЕ АППАРАТЫ
(поз. II, темплан 1989 г.)

Двухфазные струйные аппараты просты по конструкции и имеют
хорошие массогабаритные характеристики. Их можно использовать в ка-
честве судовых движителей, циркуляционных средств в системах охлаж-
дения судового энерге: ического оборудования, разгонных устройств.
В технической литературе нет сведений о критических явлениях в про-
точных частях струйных аппаратов и сопровождающих их ударных вол-
нах, не анализируются кавитационные явления, нет данных по оценке
ресурса устройств В предлагаемой монографии систематизирован но
изложены материалы, многие из которых являются оригинальными,
необходимые для проектирования и эксплуатации таких аппарагов-
Книга поможет специалистам наметить пути дальнейшего совершенство-
вания струйных аппаратов и увеличить ресурс их работы.

Содержание. Особенности течения неравновесных двухфазных
потоков (23 с).' Крижческое истечение этих потоков (30 с}. Особенно-
сти преобразования энергии в струйных аппаратах (120 с.}. Характери-
стики аппаратов (90 с.). Использование струйных аппаратов в качестве
судовых движителей (70 с.). Установки с двухфазными струйными
аппаратами (30 с.). Кавитация в аппаратах (100 с.).

Книгу можно приобрести в
местных книготоргах или в
специализированном магазин?
„Судостроитель" (190031,
Ленинград, Садовая, 40).