proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
PRo Выставки
Testing&Control
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[14/10/2020]     Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ


А.Я. Благовещенский, д.т.н., проф., Засл. деятель науки РФ, капитан 1 ранга в/о, Военно-Морской Политехнический институт ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»  




Л.Б. Гусев, д.т.н., проф., Засл. деятель науки РФ, зав. кафедрой, капитан 1 ранга в/о. Военно-Морской Политехнический институт ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»

В процессе освоения новой техники и решения важнейшей проблемы обеспечения надежности, безопасности и живучести корабельных ядерных энергетических установок при их аварийном обесточивании с особой остротой для атомных подводных лодок встал вопрос ограниченной емкости резервного источника электропитания – аккумуляторной батареи.



Благодаря консолидации усилий Заказчика, Научного руководства и промышленности  эта проблема была успешно разрешена путем использования естественной циркуляции теплоносителя, не требующей работы энергопотребляющих механизмов.

Ядерный реактор, как источник энергии, имеет особенность, проявляющуюся, в том числе, в виде остаточных тепловыделений в активной зоне после его остановки. Необходимо обеспечить отвод остаточного энерговыделения (аварийное расхолаживание) в любой нештатной ситуации с целью недопущения развития впоследствии аварий ядерно-радиационного характера. Успешное решение проблемы аварийного расхолаживания на основе использования естественной циркуляции теплоносителя (ЕЦТ) характеризовалось рядом знаковых моментов (основных вех).

 

Импульс, давший начало работам по исследованию возможностей ЕЦТ

Проектирование атомных подводных лодок (АПЛ) первого поколения в 1950-е гг. осуществлялось без научно-технического сопровождения по линии Заказчика – ВМФ.

В проекте ядерной энергетической установки (ЯЭУ) для АПЛ первого поколения с реактором ВМ-А водо-водяного типа (разработчик НИКИЭТ) имелись существенные недостатки. Подключение к созданию атомного подводного флота структур Главного Управления кораблестроения ВМФ и его ведущей научной базы – 1 ЦНИИ МО в 1955- 1956 гг. обеспечило начало работ по критическому анализу существующего положения дел и обоснованию перспективных решений. Применительно к рассматриваемой теме серьезные опасения вызывало обеспечение аварийного расхолаживания реактора, требующее сохранения принудительной циркуляции теплоносителя первого контура. В первом контуре двухреакторной ЯЭУ в каждой реакторной установке имелось по два циркуляционных насоса (ЦНПК): главный – ГЦНПК и вспомогательный – ВЦНПК с обратными клапанами на напорной части. Электропитание ГЦНПК осуществлялось от электромашинного преобразователя, который преобразовывал постоянный ток в переменный – ПР-50.

В отделе ядерных реакторов (ОЯР) 1 ЦНИИ МО были начаты исследования условий реализации ЕЦТ в РУ ВМ-А. Отдел возглавил опытный корабельный инженер-механик, прошедший войну, Иван Дмитриевич Дорофеев, человек крупномасштабного научного и организационного мышления, ставший вскоре контр-адмиралом и уже на другом должностном уровне по праву главным в ВМФ идеологом развития корабельной ядерной энергетики. В соответствии с его указанием в ОЯР по данной тематике была сформирована исследовательская группа: Благовещенский А.Я. (руководитель), Бор С.М., Котов Е.В.

Казалось, что в реакторной установке ВМ-А со сложной петлевой компоновкой трубопроводов и оборудования первого контура и малым смещением по вертикали прямоточного парогенератора (ПГ) относительно активной зоны ЕЦТ не может реализоваться (рис.1).

Рис. 1. Компоновка реакторной установки ВМ-А в отсеке АПЛ 1 поколения (трубопроводы первого контура не показаны):

СУЗ – система управления и защиты;

КО – компенсатор объёма;

ЖВЗ – железоводная защита.

В установках с некипящими реакторами (ВВЭРД) движущий напор ЕЦТ (ΔРдв) в отличие от паровых котлов проявляется лишь за счет изменения плотности однофазного теплоносителя по контуру циркуляции, то есть без фазовых превращений [1]. В установившемся режиме ЕЦТ в первом контуре соединительные коммуникации не влияют на ΔРдв, и при благоприятной высотной геометрии контура движущий напор ЕЦТ может быть определен, как [2]:

Применительно к геометрии первого контура реакторной установки ВМ-А такой подход не применим даже для грубой оценки величины ΔРдв. Поэтому был произведен тщательный расчётный анализ, включая учёт двухзаходности активной зоны, а также распределение температуры и плотности теплоносителя по высоте прямоточного ПГ, зависящее от режима теплообмена и определяющее величину нивелирного напора. Применительно к выражению (1) эти результаты могут быть учтены заменой ΔH на ΔHэф. Гидравлический расчёт осложнялся отсутствием данных по сопротивлению остановленного ГЦНПК. Тесные контакты 1 ЦНИИ МО с промышленностью позволили восполнить этот пробел. В ОКБ Кировского завода (так в 1960-е гг. называлось ЦКБМ) была проведена «проливка» ГЦНПК вместе с обратным клапаном с получением фактической гидравлической характеристики местного сопротивления этого элемента первого контура.

Полученные в работе результаты оказались обнадеживающими, показавшими, что на ЕЦТ в первом контуре РУ ВМ-А может быть обеспечено аварийное расхолаживание реактора. Как следствие, интерес к использованию ЕЦТ в первом контуре, как к надежному резервному средству циркуляции теплоносителя («виртуальный» насос с неограниченным ресурсом), приобрел широкий размах. Очень полезным в научном и организационном плане оказалось сотрудничество с начальником кафедры ядерных реакторов ВВМИОЛУ им. Ф.Э.Дзержинского Б.Д.Гусевым, активно участвовавшим во всех испытания по ЕЦТ на АПЛ, проводимых по инициативе 1 ЦНИИ МО. Тесные научные (и даже дружеские) контакты с отделом ЦНИИ им. А.Н.Крылова, возглавляемым А.А.Крайновым, способствовали формированию согласованной общей позиции по проблеме использования ЕЦТ. К данному вопросу также было привлечено внимание Научного руководства (ИАЭ им. И.В.Курчатова) и Главного конструктора РУ, это обеспечило прочное межведомственное сотрудничество и формирование в рабочем порядке коллектива специалистов-энтузиастов для решения стоящих сложных задач.

Особое положение 1 ЦНИИ МО в то время как Института Заказчика, обладающего помимо научно-технической аргументации финансовым рычагом воздействия на ход событий, способствовало консолидации усилий участников работ по данной теме.

В реакторной установке ВМ-А при обесточивании преобразователя ПР-50 и сохранении электрической связи между ним и ГЦНПК обеспечивается плавный выбег насоса и, соответственно, снижение расхода теплоносителя первого контура. В этой связи было важным выполнить исследование для обоснования перехода на ЕЦТ в этом режиме на саморегулировании активной зоны, без срабатывания аварийной защиты (АЗ), исключающем резкое изменение температуры в реакторе и другом оборудовании РУ.

Отмеченный выше режим в широком диапазоне начальных условий удалось реализовать на стенде 27/ВМ, наземном натурном прототипе ЯЭУ с РУ ВМ-А, на площадке ФЭИ (г. Обнинск). Осциллографирование нейтронно-физических и теплогидравлических параметров в этих испытаниях (как и в дальнейшем на ряде проектов АПЛ) осуществлялось группой специалистов ИАЭ им. И.В.Курчатова под руководством А.Е.Савушкина. Проведенные испытания выявили негативное влияние автоматического регулятора мощности реактора (АР), который препятствовал подавлению нейтронной мощности за счёт саморегулирования активной зоны. Нормальное прохождение переходного режима обеспечивалось при отключении АР.

Можно утверждать, что представленный выше начальный этап исследований выявил перспективы реализации возможностей ЕЦТ в качестве одного из важнейших факторов обеспечения надежности, безопасности и живучести ЯЭУ АПЛ.

 

Ход и результаты работ по ЕЦТ применительно к реакторным установкам АПЛ второго поколения

Главным конструктором реакторных установок для ЯЭУ АПЛ второго поколения в начале 1960-х гг. стало возглавляемое И.И.Африкантовым ОКБМ (ныне АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород). Создаваемые ОКБМ новые проекты РУ (ВМ-4, ВМ-4-1) отличались более прогрессивными техническими решениями:

-          блочная компоновка (отсутствие длинных разветвленных трубопроводов первого контура, соединение реактора и агрегатов «ПГ-ЦНПК» короткими патрубками по типу «труба в трубе»);

-          одноходовая активная зона;

-          увеличенное количество ГЦНПК (4 ÷ 5), имеющих две скорости вращения и др.

 

Всё это способствовало созданию благоприятных условий для реализации ЕЦТ. Однако даже в этой компоновке (рис. 2) первый контур формировался из двух U-образных участков (реактор - ПГ), и существенного смещения ПГ по вертикали относительно активной зоны не было. Неизвестно, как в условиях этого контура будет проходить динамический режим перехода на ЕЦТ при обесточивании ЦНПК с их выбегом до остановки 1÷1.5 с.

Отсутствие в проекте РУ для ЯЭУ АПЛ второго поколения необходимых обоснований инициировало проведение специальных расчётных исследований в ОЯР 1 ЦНИИ МО. Выполненное на ЭВМ математическое моделирование показало допустимость отмеченного режима по условиям работы активной зоны и позволило выйти с предложением провести натурные испытания на одной из АПЛ второго поколения. Предложение было поддержано на межведомственном уровне с возложением всех подготовительных организационных дел на 1 ЦНИИ МО. Сложность задачи заключалась в необходимости дооснащения реактора нештатными малоинерционными температурными датчиками по всей высоте активной зоны. Это предопределяло проведение испытаний на АПЛ в условиях завода-изготовителя до сдачи корабля флоту.

Рис. 2. Компоновка реакторной установки с реактором ВМ-4 в отсеке АПЛ второго поколения

Проведение испытаний потребовало:

-          выпуска специальной документации по обоснованию ядерной безопасности в условиях отсутствия одной из групп аварийной защиты (АЗ), так как вместо гильз стержней-поглотителей должны быть установлены зонды с термопарами с открытым спаем;

-          разработки и изготовления термометрических зондов;

-          выпуска документации ЦКБ - проектантом АПЛ по кабельной трассировке для осуществления осциллографирования;

-          подготовки программы испытаний и др.

Несмотря на выпуск совместного решения Минсудпрома, Минсредмаша и ВМФ, при подготовке испытаний возникали трудности и даже тупиковые ситуации. Так, Львовский термопарный завод наотрез отказался от изготовления термометрических зондов. Положение спас главный инженер ОКБМ Е.Н.Черномордик, обеспечив их изготовление силами своего опытного производства.

После выполнения всего комплекса подготовительных работ на АПЛ пр. 667А (Главный проектант ЦКБМТ «Рубин») на Севмашпредприятии (г. Северодвинск) осенью 1972 г. были начаты межведомственные испытания по программе, предусматривающей серию режимов с остановкой ГЦНПК, с одновременным срабатыванием АЗ и переходом на ЕЦТ. Председателем Межведомственной комиссии (МВК) и руководителем испытаний был назначен А.Я.Благовещенский (ВМФ), заместителями – В.А.Будников (ОКБМ) и В.Л.Уколов (ИАЭ им. И.В.Курчатова). В МВК входили представители Научного руководства, промышленности и ВМФ. Комиссия работала в напряженном круглосуточном режиме. Испытания требовалось форсировать: сроки поджимали, наступал лёд, АПЛ после приведения РУ в штатное состояние нужно было успеть перегнать из Северодвинска на базу в Гаджиево.

В самом начале проведения испытаний на ЕЦТ в стационарном режиме на малом уровне мощности комиссия столкнулась с трудно объяснимым «парадоксом». Известно, что в режиме принудительной циркуляции теплоносителя первого контура его перетечка через уплотнение типа «поршневых колец» в соединительном патрубке «труба в трубе» между корпусами реактора и ПГ составляет всего лишь 1÷2% от номинального расхода. В нашем случае относительная величина перетечки «горячего» теплоносителя мимо ПГ в опускную камеру реактора составила около 30%, резко повышая температуру на входе в активную зону по сравнению с температурой на выходе из ПГ. Как показал последующий анализ, причина заключалась в том, что смещение по вертикали места перетечки относительно середины активной зоны многократно превышало величину ΔHэф для данной компоновки и режима работы прямоточного ПГ. Вследствие этого перепад давлений на уплотнении более чем на порядок превышал величину ΔPдв [2]. При работе ЦНПК такая ситуация исключена, так как перепад давлений на уплотнении составляет лишь некоторую долю от его напора.

Проведение испытаний одного из динамических режимов прошло с серьезным нарушением программы. В спешке, в ночную смену, оператор допустил оплошность ‑ при остановке ЦНПК АЗ по ошибке была заблокирована. Ситуацию спасла высокая самозащищенность реактора, определяемая отрицательным температурным и паровым коэффициентами реактивности. Осциллограммы показали, что при резком падении расхода теплоносителя поднялась его температура в активной зоне с выходом на частичное объемное кипение, и реактор сам выполнил функцию АЗ, подавив свою мощность. Оператор, на полминуты позднее нажавший кнопку АЗ, просто подхватил ситуацию уже на неопасном участке переходного процесса. Активная зона в этом режиме не пострадала, что подтвердилось контролем её состояния вплоть до плановой выгрузки.

Во время доклада председателя МВК на межведомственном научно-техническом совете академик Анатолий Петрович Александров высоко оценил результаты испытаний как для существующих АПЛ, так и для нового проектирования, подчеркнув, что незапланированный ошибочный режим дал новую ценную информацию по самозащищённости реакторов в режимах аварийного обесточивания ЦНПК.

По рекомендации межведомственного НТС тем же составом МВК были проведены испытания на находящейся в строю АПЛ пр. 667А, по результатам которых была откорректирована эксплуатационная документация с отражением в ней режима аварийного расхолаживания на ЕЦТ в первом контуре. Итогом этапа можно считать официальное признание значимости использования ЕЦТ в РУ ЯЭУ АПЛ.

 

Дальнейшее расширение возможностей использовании ЕЦТ с их реализацией в новом проектировании

Проводимые в 1 ЦНИИ МО исследования в обоснование требований ВМФ к ЯЭУ АПЛ коснулись возможности более широкого использования ЕЦТ и, в частности, для обеспечения ходовых режимов АПЛ. Буксировочная кривая с кубической зависимостью потребной эффективной мощности ЯЭУ от скорости хода показывала, что для частичных ходовых режимов на ЕЦТ достаточно иметь относительную мощность РУ порядка 20% от номинальной. Удалось научно доказать, что в условиях отсека АПЛ за счёт изменения компоновки (увеличение ΔH), улучшения гидравлической характеристики контура и увеличения подогрева теплоносителя в реакторе ΔТ указанные условия могут быть достигнуты.

Величина относительной мощности в режиме ЕЦТ оценивается как:

где

Q – мощность в режиме ЕЦТ;

Q0 – номинальная мощность;

ΔPc0[Па] – гидравлическое сопротивление первого контура в номинальном режиме с поправкой на сопротивление остановленного ЦНПК.

В 1965 г. был объявлен конкурс на проектирование реакторной установки для ЯЭУ АПЛ третьего поколения, в котором участвовало большое число предприятий-разработчиков. Заключения по всем проектам были подготовлены ОЯР 1 ЦНИИ с рекомендацией – поручить эту работу ОКБМ, так как в его проекте ОК-650Б (рис. 3) были реализованы все требования ВМФ по надежности и безопасности, включая уровень тепловой мощности при ЕЦТ, достаточный для обеспечения ЯЭУ ходовых режимов АПЛ. Эта рекомендация была принята на НТС в 1 ЦНИИ МО, в котором участвовали академики А.П.Александров, Н.А.Доллежаль, Главные конструкторы, руководители ЦКБ-проектантов, заводов и других предприятий.

Далее было принято специальное Постановление Правительства, обеспечивающее широкий фронт работ по проекту ОК-650Б, фактически сделавшее ОКБМ главным конструкторским бюро по созданию РУ для военного кораблестроения.

Рис. 3. Блочная реакторная установка ОК-650Б для АПЛ третьего поколения

 

В проекте ОК-650Б сложной для изготовления конструкцией являлся единый блок корпусов (реактора, ПГ и гидрокамер ЦНПК). Ижорский завод опасался его «поводки» (нарушения геометрии) при термообработке, но вместе с ЦНИИ «Прометей» с этой задачей справился.

Новые возможности, появившиеся вследствие реализации ЕЦТ, позволили сократить количество ЦНПК до двух, так как даже при их аварийном выходе из строя АПЛ сохраняет возможность вернуться на базу. Кроме того, ходовые режимы на ЕЦТ вписываются в общую задачу снижения шумности объекта.

Исключительно велика роль НИТИ им. А.П.Александрова в отработке реакторной установки ОК-650Б на наземном стенде-прототипе (стенд КВ-1), введенном в действие в декабре 1975 г. В этой большой работе особая заслуга принадлежит главному инженеру НИТИ Эрику Сергеевичу Брянских, который впоследствии в своей книге [3] подробно отразил слаженную работу всех коллективов под руководством высококвалифицированных инженеров-профессионалов и талантливых учёных (стенда КВ-1: А.К.Кривцов, В.Е.Воронин; подразделений: теплофизических исследований – В.Б.Хабенский, динамических исследований – С.Д.Малкин, химических исследований – Л.Н.Москвин; КИПиА и метрологии – А.П.Лукашов и др.). Работа носила межведомственный характер в тесном сотрудничестве с представителями Научного руководства, Главного конструктора, предприятий, участников создания объекта, а также задействованных структур ВМФ. В широком комплексе исследований были отработаны режимы перехода с одного вида циркуляции на другой в первом контуре, подтвердившие их ядерную безопасность.

Применительно к другим теплообменивающимся средам ЕЦТ позволила обеспечить полную независимость РУ от внешних источников энергии в режиме аварийного расхолаживания. Была создана система безбатарейного расхолаживания (ББР), в которой пар, получаемый в ПГ в режиме аварийного расхолаживания, конденсировался в теплообменнике-конденсаторе, расположенном между прочным и легким корпусом АПЛ. Система получила проверку на стенде КВ-1 в НИТИ и широкое внедрение на флоте.

Путь внедрения этой системы не был безоблачным. Среди её противников был Главный конструктор ЦКБМТ «Рубин» И.Д.Спасский. По его предложению на стенде КВ-1 был испытан вариант системы безбатарейного расхолаживания (ББР) ограниченного по времени действия. В ней травление пара в аварийном случае осуществлялось для конденсации в цистерну с объемом воды ок. 17 м3, размещенную между двумя переборками отсеков. В ночь с 20.06.1979 г. произошёл взрыв этой цистерны с разрушением кирпичных стен по периметру центрального зала и гибелью под обломками двух человек эксплуатационного персонала [3]. Эта тяжелая авария исключила данную систему ББР из категории альтернативных решений и ещё раз подтвердила необходимость натурной отработки новых ядерно-энергетических технологий в наземных условиях до внедрения на кораблях.

Не касаясь многоплановых сопутствующих исследований специфических особенностей ЕЦТ можно утверждать, что в РУ ОК-650Б были воплощены самые передовые идеи её реализации, позволившие поднять на новый уровень эксплуатационные возможности корабельных ЯЭУ. Главным итогом этого этапа явилось то, что реакторная установка, создаваемая для АПЛ третьего поколения, после некоторой модернизации стала унифицированной для последующих четвёртого и пятого поколений АПЛ и самых современных проектов в атомном подводном кораблестроении [4].

Опираясь на достигнутые успехи, был создан натурный образец моноблочной реакторной установки (МБУ) со всережимной ЕЦТ без использования ЦНПК (рис. 4), испытанный на наземном стенде-прототипе КВ-2 в НИТИ им. А.П.Александрова.

Рис. 4. Компоновочная схема моноблочной реакторной установки с всережимной ЕЦТ

Не вдаваясь в детальное рассмотрение и сопоставление характеристик реакторных установок ОК-650Б и МБУ (это очень широкая тема), авторы считают более предпочтительным проект реакторной установки, в котором номинальная мощность обеспечивается работой ЦНПК.

Выводы

1.На относительно коротком отрезке времени создания ЯЭУ для АПЛ трёх поколений был достигнут выдающийся успех в обеспечении надёжности, безопасности и живучести реакторных установок за счёт широкого внедрения естественной циркуляции теплообменивающихся сред в ядерно-энергетические технологии.

2.Достигнутые успехи явились результатом консолидации творческого потенциала Заказчика – ВМФ, Научного руководства и промышленности в условиях существовавшей чёткой системы военного кораблестроения, опиравшейся на научно обоснованные требования ВМФ к проектированию, разрабатываемые 1 ЦНИИ МО, с натурной отработкой новых ядерно-энергетических технологий на наземных стендах-прототипах в НИТИ им. А.П. Александрова.

3.Корабельная ядерная энергетика является локомотивом в развитии отечественной ядерной энергетики в целом. Это непосредственно касается и рассматриваемой в статье темы. Так система безбатарейного расхолаживания явилась прообразом системы СПОТ (пассивного отвода тепла) в стационарных энергоблоках с ВВЭР-1000(1200) [5].

 

Литература

1.      Саркисов А.А. Инженерные основы теории и эксплуатации судовых ядерных реакторов / А.А. Саркисов, Л.Б. Гусев, Р.И. Калинин. - М.: МЭИ, 2011.

2.      Гусев Б.Д. Гидродинамические аспекты надежности современных энергетических установок / Б.Д. Гусев, Р.И. Калинин, А.Я. Благовещенский. - Л.: Энергоатомиздат, 1989.

3.      Брянских Э.С. Подводная одиссея НИТИ им. А.П. Александрова. – СПб.: Моринтех, 2004.

4.      Лейкин И.Ю. Физические основы эксплуатации и безопасность ядерных реакторов / И.Ю. Лейкин, Л.Б. Гусев. – СПб.: Северная звезда, 2014.  

5.      Благовещенский А.Я. Корабельные ядерно-энергетические технологии в решении проблемы надежности, безопасности и живучести АЭС России / А.Я. Благовещенский, С.М. Бор, В.Н. Митюков // Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ: научно-технический сборник. – 2015. - №1(1). - С.24-37.

Полная версия статьи опубликована в научно-техническом сборнике «Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок» № 2(20) 2020 г. (Изд. НИТИ им. А.П. Александрова). 

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомный флот
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомный флот:
Энергетические блоки атомного подводного флота

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.6
Ответов: 5


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 14 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 14/10/2020
Браво ! 


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 15/10/2020
Молодцы!


[
Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 15/10/2020
Теперь не секретно, что PWR первого поколения - это были обычные аналогичные наземным ВВЭР, имели ГЦН - главный циркуляционный насос. Который шумел на весь океан и демаскировал АПЛ, сводил её боевую выживаемость к околонулевым отметкам.
В следующих поколениях лодочные реакторы стали ближе к BWR: работают, по крайней мере при малых мощностях крейсерского хода - без ГЦН: он выключен либо вовсе его не имеют. Уменьшилась удельная тепловая нагрузка. Кроме того, энергозапас активных зон был в разы увеличен засчёт роста обогащения топлива, ведь для короткой кампании в PWR достаточны 3% U235: всё что сверх этого - запас реактивности на выгорание. Высокообогащённое топливо стало применяться, для компенсации начального избытка реактивности АПЛ получили блокированные выгорающие поглотители. Перешли вместо UO2 на дисперсионное топливо что позволило запускаться на мгновенных (это не опечатка) нейтронах: выбег температуры ТВЭЛа и термомеханические напряжения оказываются в допустимом диапазоне, хотя керамика UO2 конечно потрескалась бы. 
Всё это позволяет считать, что реакторы АПЛ наголову опередили наземных ВВЭРов. В которых только с недавнего времени внедряются, например, поглотители с низкорасположенными резонансами которые автоматически глушат цепную реакцию при превышении температуры сверх допустимых значений. 


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 15/10/2020
Восхищает красота и целесообразность работы наших ядерных инженеров. А ведь они были фактически первыми.


[
Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 18/10/2020
Спасибо уважаемым Анатолию Яковлевичу Благовещенскому и Леониду Борисовичу Гусеву за интереснейшую статью. Сложнейший материал подан кратко и доступно. Поражает, какая ответственность возлагалась на разработчиков, как много конструкторов, экспериментаторов, технологов, военных моряков и др. специалистов были вовлечены в решение проблемы обеспечения безопасности советских АПЛ. За словами "ЕЦТ...важнейший фактор обеспечения надежности, безопасности и живучести ЯЭУ АПЛ" стоят жизни военных моряков, сохранение атомных подводных лодок и обеспечение мира для нашей Родины.С уважением, Парамонова И.Л., доцент Высшей школы Атомной и тепловой энергетики, Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 20/10/2020
Являясь большой поклонницей Выдающегося Деятеля атомной энергетики Анатолия Яковлевича Благовещенского, хочу сказать огромное спасибо за столь интересную и насыщенную важными для развития атомной промышленности испытаниями статью, за продвижение атомной науки за счёт широкого внедрения естественной циркуляции. Особенно заинтересовала часть статьи, связанная с системой безбатарейного расхолаживания.Еперина-Литвиненко Л.Д.


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 26/10/2020
  • Авторам спасибо.
  • Всё гениальное просто. Это они блестяще продемонстрировали. На эксперименте, а не на виртуальной формуле. 
  • Реактор реально предназначен для эксплуатации в боевых условиях как силовая установка, а не накопитель плутония. Реактор АПЛ - маневренный, безопасный, с минимальным накоплением плутония на квтч. 
  • Понятно, что наземный вариант такого реактора будет на многие порядки безопаснее, чем реакторы в Фукусиме. 
  •  ЦЕНА... от $40000/кВт. Минимум в 10 раз дороже, чем наземные PWR и BWR с керамическим топливом при равной мощности. Но минимум в 100 раз безопаснее.
  • Теперь очередь покупателей наземного атомного квтч. Нужно сделать выбор одного из двух параметров. Либо дешево, либо безопасно. Либо 45% от ВВП (читайте БИН рядом на сайте), либо гарантированная глобальная ядерно-радиационная авария. 
  • Простите за бестактность, но что будет, если АПЛ ляжет на бок или оверкиль? Или это опять одна из невероятных запроектных аварий, которые случаются с кораблями по десять раз в году?
  • Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/10/2020
Если АПЛ ляжет набок, ничего "такого" не будет. Конструкция допускает работу на мощности даже при сильной качке в шторме.
В одном из известных мне учебников, рассматривается динамика реактора АПЛ при потере гребного винта. Расчитывается так, чтобы реактор от роста оборотов не ушёл вразнос. Всё продумано, всё предусмотрено. 


[
Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/10/2020
  • Уточню вопрос. Что произойдёт с реакторами, если лодка на полной мощности останется без персонала и перевернётся? Хватит ли естественного охлаждения при повороте на бок и перевороте?
  • Или такой сценарий считается запроектной аварией, что означает утечку всей АЗ в окружающую среду? 
  • Про активные действия противника нет вопросов. Вопрос, что будет при бездействии персонала в шторм рядом с берегом, или вариант Титаника, или цунами. 
  • Любая лодка для океана что соломинка. Чем больше кастрюля, тем больше шума при падении. 
  • Хорош не тот матрос, кто стоит на топе мачты в полный рост. А тот, кто может поставить корабль после переворота снова под парус.
  • Ещё конкретнее задам вопрос. Можно ли восстановить лодку после аварии оверкиль на полном ходу? 
  • Дементий Башкиров 


[
Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/10/2020
Точные сведения наверняка секретны, однако известно что автоматика глушит цепную реакцию в рамках тепловой инерционности первого и второго контуров.
Говорят, на атомном ледоколе при сбросе аварийной защиты и прекращении цепной реакции, номинальная мощность сохраняется 5 секунд засчёт перепада температуры между осью и наружной поверхностью цилиндрических оксидных ТВЭЛов. Если переворот кратковременный, реактор продолжит работу на номинале. Если же параметры пойдут вверх - после превышения регудировочных уставок автоматика заглушитицепную реакцию.
К слову, даже в сильнейший шторм -  на глубине волн нет. Волны затухают экспоненциально с параметром порядка длины поверхностной волны, для сильнейшего шторма это 250 метров. АПЛ имеют рабочую глубину погружения по крайней мере 400 - 600 метров. По инструкции во время шторма они под водой, видимо чтоб не подвергать конструкцию знакопеременным нагрузкам. 


[
Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/10/2020
В 21-м веке АПЛ могут получить вторую жизнь, за счёт освоения рабочих глубин равных полной глубине океанов: на 60% поверхности воды можно достичь дна при глубине погружения 4600 метров, на 90% поверхности воды - при глубине 5500 метров.
В сочетании с "Посейдоном", то есть термоядерным зарядом на сотню Мегатонн с собственной массой порядка обычного железнодорожного вагона массой 64 - 90 тонн, компактные глубоководные АПЛ могут стать ценным, серийно производимым и недорогим оружием военно-морского флота сверхдержав для ведения сражений на океанских просторах. 


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 28/10/2020
В первом приближении, можно считать: для создания оптимальной поверхностной волны нужно куб воды со стороной равной глубине подрыва заряда, поднять на высоту равную стороне куба. Оптимальная глубина срабатывания оказывается пропорциональна корню 4-й степени из энергии заряда. 
В таком приближении, оптимальная глубина срабатывания "Посейдона" с зарядом 57 Мт, испытанным в 1961 году на Новой Земле, будет 2000 метров. Компактную на литиевых аккумуляторах торпеду из алюминиевых либо титановых сплавов, по современным меркам, не сложно создать и серийно производить. 
Вся глубина океанов, 5000 метров, позволяет эффективно создавать волны зарядами калибром до 1 Гигатонны, либо 300-метровыми астероидами. В таком заряде должно полностью прореагировать 20 тонн дейтерида лития, общая масса окажется не транспортабельна по железной дороге однако вполне уместится в не очень большой АПЛ.
Правда, имея начальный запас расстояния, от волны "Посейдона" рассредоточенный военный флот может успеть убежать имея скорость 60 километров в час: до радиуса, где волна уже не очень высокая.
В целом, глубоководные АПЛ совместно с "Посейдонами" могут получить развитие как важная разновидность оружия флота. 


[
Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 03/11/2020
 Предложение по применению ЕЦТ в РУ АПЛ вызывавшее обоснованное опасение в его безопасности потребовало для реализации многих лет целеустремленной работы как теоретической, так и особенно опытной на наземных стендах и на АПЛ.  На первых этапах была доказана возможность безопасного перехода в аварийной ситуации со сбросом АЗ и остановкой ЦНПК на ЕЦТ для отвода тепла остаточных тепловыделений для ППУ проектов ВМ-А и ВМ-4. В процессе работ было показано влияние на движущий напор режима работы ПГ. В связи с этим для замкнутых циркуляционных контуров с прямоточным ПГ было введено понятие эффективной высоты движущего напора. Дальнейшим развитием этого направления для блочных ППУ стала возможность осуществления режимных ходов на ЕЦТ. Последнее одновременно вписалось в число мер по снижению шумности АПЛ. Эти работы в сочетании с забортным теплообменником позволили создать  и внедрить систему ББР (безбатарейного расхолаживания) обеспечивающей отвод остаточных тепловыделений независящий от внешних источников энергии и, что особенно важно,  не имеющий ограничений по длительности действия.   Следует отметить, что среди участников работ были выпускники кораблестроительного института (ныне государственного морского государственного технического университета). Пейч Н.Н., член ядерного общества России, профессор Санкт-Петербургского государственного морского технического университета 


[ Ответить на это ]


Re: Этапы использования естественной циркуляции теплоносителя в корабельных ЯЭУ (Всего: 0)
от Гость на 10/11/2020
Авторы статьи А.Я. Благовещенский и И.Б. Гусев являются известными, высококвалифицированными специалистами в области атомной энергетики. С проф. А.Я. Благовещенским мы в течение многих лет работали в СПб Политехническом университете, и мне приходилось неоднократно убеждаться в его высоком уровне профессионализма и верности его оценок как в области корабельной, так и стационарной атомной энергетики. Статья, которую я комментирую, весьма полезна не только потому что в ней описаны этапы использования естественной циркуляции реакторного теплоносителя, но также и потому что широкое внедрение интегральных реакторных установок с естественной циркуляцией теплоносителя целесообразно при создании атомных станций малой мощности. В настоящее время группой разработчиков Политехнического университета и института Атомпроект подготавливаются предложения по использованию таких установок в атомных энергоопреснительных комплексах. Можно не сомневаться в перспективности таких разработок, в частности, в целях обеспечения выхода России на мировые рынки. В заключение я хочу пожелать авторам статьи также успешно, как и сейчас, публиковать результаты своих исследований, ибо они необходимы для ознакомления широкого круга читателей журнала Атомная Стратегия XXI.
Проф. СПб Политехнического университета, гл.нс. НПО ЦКТИ Е.Д. Федорович.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.15 секунды
Рейтинг@Mail.ru