Атомные энергетические установки первого поколения атомных подводных лодок ВМФ СССР. Проект 658 и его модификации.

Атомные энергетические установки первого поколения атомных подводных лодок ВМФ СССР. Проект 658 и его модификации.

С внедрением атомной энергетики в ВМФ СССР автономность нового класса кораблей - пла теоретически была ограничена только запасами пищи, регенерации и психофизическими возможностями личного состава (экипажа). В идеале пла могла находиться в подводном положении многие месяцы.

Термины главная энергетическая установка (ГЭУ), атомная энергетическая установка (АЭУ), ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) и паропроизводящая установка (ППУ) для пла являются синонимами. Подводники ВМФ СССР традиционно использовали аббревиатуры ГЭУ, АЭУ, ППУ. С насильственным внедрением "нового облика" Вооружённых Сил РФ и выходом приказа ГК ВМФ №480 от 10 декабря 2004 года "Об утверждении наставления по обеспечению радиационной безопасности на кораблях военно-морского флота с ядерными энергетическими установками и объектами их обеспечения" (НОРБ ВМФ-2004), Москва, 2006; подписанного ГК ВМФ адмиралом флота В.Куроедовым, в качестве обязательной для использования во всех служебных документах ВМФ России была внедрена аббревиатура ЯЭУ, которая используется до настоящего времени.

Произошедшая революция в истории отечественного подводного плавания принесла не только очевидные преимущества, но и связанные с эксплуатацией АЭУ риски - на пла постоянно существует угроза радиоактивного загрязнения и облучения личного состава (экипажа).

Управлением реакторами пла с пульта управления главной энергетической установкой (дежурная смена офицеров–операторов ПУ ГЭУ, расположенного в герметичной выгородке восьмого отсека), обслуживанием систем и механизмов АЭУ занимался личный состав дивизиона движения электромеханической боевой части (ДД БЧ-5).

Общие положения

Атомная энергетическая установка приводит пла в движение, обеспечивает её паром и электричеством.

Компактные реакторы водо-водяного типа – основа АЭУ. Их активная зона размещалась в толстостенном стальном корпусе, рассчитанном на большое давление.

Активная зона реактора типа ВМ-А состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС). ТВС составлены из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛ заполнены таблетированным наполнителем-урановым топливом в виде таблеток.

Характеристики активной зоны

Для управления процессами, происходящими в реакторе, были предусмотрены специальные органы управления (стержни):

• компенсирующие решётки;

• аварийной защиты;

• автоматического регулирования.

При необходимости они опускались (поднимались) в (из) корпус(а) реактора на требуемую глубину (высоту).

При возникновении цепной самоподдерживающейся реакции деления ядерного горючего, выделяется очень большое количество тепловой энергии. Эта энергия нагревает воду, которая омывает трубки ТВЭЛ снаружи.

АЭУ разделена на два основных контура – первый и второй.

Вода первого контура под большим давлением закачивается насосами в корпус реактора, проходит через активную зону, омывает горячие трубки ТВЭЛ и нагревается.

Из-за большого давления вода в реакторе не вскипает. Её задача – перенос тепловой энергии.

Далее горячая вода первого контура поступает в парогенераторы, а через другие патрубки в них подается питательная вода второго контура. Последняя тоже нагревается и превращается в пар, который выходит из парогенераторов и по паропроводам направляется к паровой турбине.

Воды первого и второго контура не перемешивается, так как это две независимые среды, которые контактируют через стенки трубок. Вся радиоактивность изначально сосредоточена в воде первого контура. Вода второго контура, и пар, который подается на турбину, в идеале абсолютно нерадиоактивны.

Реактор вместе с остальным радиоактивным оборудованием установлен в необитаемых помещениях реакторного отсека. Эти помещения периодического обслуживания были отделены от личного состава многослойными экранами биологической защиты.

Подобная схема существенно повышала степень защищенности личного состава (экипажа пла) от радиации.

Суммируя вышесказанное:

• реактор вырабатывает тепло;

• вода первого контура забирает тепло и передает его воде второго контура;

• вода второго контура превращается в пар;

• пар вращает вал турбины, которая является частью главного турбозубчатого агрегата;

• вал турбины передает вращение механизму редуктора (зубчатой передаче);

• редуктор вращает гребной вал с винтом;

• винты приводят подводную лодку в движение.

Так тепловая энергия, которая выделяется при делении ядер урана, преобразуется в механическую энергию движения.

Была реализована двухвальная, двухвинтовая схема движения. Для повышения надёжности вводилось дублирование систем и механизмов. Считалось, что это повышает автономность пла.

Ядерный реактор

В качестве ядерного горючего (ЯГ) использовался природный уран-235 с различным процентом обогащения. Горючее было заключено в оболочку из спецсплава, которая защищает его от коррозионного действия теплоносителя, передаёт выделяющееся при ядерной реакции тепло к теплоносителю (т/н), а также препятствует проникновению в теплоноситель осколков деления. С момента пуска реактора в процессе постепенного увеличения его мощности пропорционально растёт и мощность нейтронного потока (НП). В дальнейшем при работе реактора на постоянной мощности величина НП постоянна. При выведенной из действия АЭУ нейтронное излучение активной зоны реактора практически отсутствует.

Изначально спроектированная кампания реактора составляла всего 750 час. при пяти-шести процентах обогащения ЯГ. В 1961 г. кампания была увеличена вдвое (зона ВМ-АБ – 1500 час.), в 1961-1963 гг. - ВМ-1А (2000 час.), ВМ-1АМ (2500 час.), с 1964 г. – зоны ВМ-2А (4000 час.), и с 1969 г. ВМ-2АГ (5000 час.)

Процесс распада ЯГ сопровождается мощным потоком нейтронов, испускаются гамма – лучи значительных энергий, альфа - частицы и бета - частицы.

Интенсивность гамма – излучения (ГИ) увеличивается с увеличением мощности реактора и сохраняется на более низком уровне после его остановки.

Нейтроны и ГИ, проникая через корпус реактора и его биологическую защиту (БЗ), создают в обитаемой части реакторного отсека и в смежных с ним отсеках НП НП и уровни ГИ в пределах специально рассчитанных (установленных) допустимых норм.

При образовании неплотностей в БЗ (сотрясение, вибрация, тепловое расширение) может произойти местное увеличение интенсивности ГИ (щелевой эффект). Бетта – (БИ) и альфа – излучения (АИ) продуктов деления полностью задерживаются корпусом реактора.

АЭУ является также источником радиоактивных благородных газов (РБГ) и аэрозолей (РАЗ), образующихся в процессе работы ядерного реактора. В отсеки пла РБГ и РАЗ могут попасть через уплотнения реактора (регулирующих стержней и стержней аварийной защиты, компенсирующих решёток), обеспечивающие его герметизацию и нарушающиеся со временем вследствие наличия больших температурных напряжений, либо в результате технической неисправности (аварии).

Первый контур

Принципиальная схема первого и второго контуров ГЭУ атомной подводной лодки с водо-водяным реактором

Это замкнутая герметичная система, по которой циркулирует теплоноситель, осуществляющий теплосъём с активной зоны реактора. К первому контуру (1К) относятся:

• реактор ВМ-А;

• главный и вспомогательный циркуляционные насосы (ГЦН и ВЦН), осуществляющие циркуляцию т/н под давлением до 200 атмосфер ;

• компенсаторы объёма;

• подпиточный насос Т-4А для восполнения утечек теплоносителя;

• прямоточные, четырёхсекционные парогенераторы (ПГ) с генерацией перегретого пара давлением 35 атмосфер и температурой 310 градусов цельсия (теплообменники, "бочки" на сленге подводников).

При проходе через активную зону реактора т/н нагревается, а затем отдаёт тепло в ПГ ПГ воде второго контура (2К), из которой образуется пар, поступающий по паропроводам 2К на паровые турбины.

Теплоноситель 1К является одним из основных источников радиоактивных излучений из-за:

• активации воды главного конденсатора (собственная активность);

• активации примесей (солевого остатка) в воде 1К;

• активации конструкционных материалов и продуктов коррозии и перехода их в т/н;

• перехода в т/н осколочных продуктов, образующихся при делении урана, и загрязнений верхних оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ);

• выхода через микрощели РБГ и паров радиоактивного йода (газовая неплотность оболочек ТВЭЛ);

• выхода осколков деления из активной массы ТВЭЛ в т/н при нарушении герметичности оболочек ТВЭЛ, что ведёт к прямому контакту между т/н и ЯГ;

• образования в т/н дочерних изотопов РБГ, попавших в т/н.

Соотношение радиоактивных элементов в т/н 1К работающей АЭУ постоянно меняется.

Второй контур

Предназначен для преобразования тепловой энергии пара в механическую и состоит из турбины заднего–переднего хода, главного конденсатора, насосов и системы трубопроводов с арматурой.

При исправной работе паропроизводительной установки (ППУ) 2К не является радиоактивным, но при образовании течи трубок ПГ ПГ т/н из 1К попадает во 2К. В этом случае 2К тоже становится источником радиоактивных излучений и загрязнений. Наличие течи в ПГ ПГ вызывает нарастание газовой и аэрозольной активности в турбинном и смежном с ним отсеках в результате перехода РБГ в главный конденсатор и их выброса эжекторами в турбинный отсек, а также увеличение мощности ГИ в турбинном отсеке. Кроме того, в девятом отсеке, где расположены холодильные машины, вследствие поступления в них радиоактивного пара также может возникнуть газовая и аэрозольная активность. Следует отметить, что ПГ ПГ пла первого поколения постоянно «текли», и обеспечение надёжности их работы, связанное с необходимостью перехода на новые конструкционные материалы, было достигнуто с использованием титановых сплавов только к середине 60-ых годов.

Третий контур

Представляет собой замкнутую герметичную систему и служит для охлаждения узлов и механизмов АЭУ пла. Бидистиллят (вода высокой чистоты) третьего контура (3К) не соприкасается непосредственно с технологическими каналами, но является радиоактивным, так как обслуживает устройства и оборудование, расположенное рядом с активной зоной реактора и облучаемые мощным НП. Попадание 3К в отсек вызывает повышение газовой и аэрозольной активности.

Четвёртый контур

Пар, отработавший на главной турбине, превращается в воду в главных конденсаторах путём прокачки насосами забортной воды, поступающей через специальные отверстия в корпусе подводной лодки. Контур, по которому циркулирует охлаждающая морская вода, называют четвертым контуром. Охлаждающая забортная вода в конце цикла сбрасывается за борт.

Некоторые вопросы радиационной безопасности.

Водо-водяные реакторы пла проекта 658 и его модификаций содержат альфа-активное ядерное горючее (уран-235, уран-238), некоторые осколки его деления, плутоний; образующийся из урана под действием нейтронов в активной зоне реактора.

При работе АЭУ большинство осколков деления ядерного горючего являются бета-активными веществами.

Ядерный реактор является мощным источником гамма-излучения.

Также происходит образование нейтронного потока в процессе распада ядер урана в активной зоне реактора.

• источниками излучения нейтронов является активная зона реактора, где происходит цепная реакция деления урана-235, сопровождающаяся мощными НП и ГИ;

• ГИ и БИ возникают в результате различных превращений, являющихся следствием взаимодействия нейтронов с веществом ЯГ, БЗ реактора, т/н и с материалами окружающих конструкций;

• АИ обусловлено радиоактивным распадом изотопов урана и образующегося в результате работы реактора плутония.

Наиболее опасны в биологическом отношении долгоживущие радиоактивные элементы, способные к тому же накапливаться в организме человека:

• стронций-90 (БА, Т (полураспад)=27,7 года);

• цезий-137 (БА, ГИ, Т=33 года).

Не менее опасно попадание радиоактивного изотопа йода-131 в лёгкие человека из воздушной среды загрязнённого отсека пла.

Для сохранения жизни и здоровья личного состава пла при проведении работ в условиях воздействия ионизирующих излучений был установлен комплекс обязательных организационно – технических мер, называемый режимом радиационной безопасности (РРБ).

Основные положения по обеспечению радиационной безопасности на всех этапах эксплуатации, перезарядки и ремонта кораблей с АЭУ определялись НОРБ-ВМФ-83. Наставление НОРБ-ВМФ-83 сменило целый ряд руководящих документов в попытке унифицировать обеспечение радиационной безопасности в СА и ВМФ СССР.

Строгое соблюдение РРБ при эксплуатации АЭУ исключало превышение установленных допустимых (регламентировались НОРБ-ВМФ-83), и контрольных (разрабатывались специалистами химической службы конкретно для каждой пла) уровней радиационных факторов и переоблучение личного состава пла сверх допустимых норм.

Действовавшие правила эксплуатации системы управления и защиты (СУЗ).

Общие положения:

• Проверка СУЗ перед каждым пуском ядерного реактора, а также один раз в неделю при неработающей установке.

• Проверка производится только при полностью смонтированном и исправном оборудовании.

• При ежедневном осмотре и проверке оружия и технических средств производится только внешний осмотр и проверка сопротивления изоляции оборудования СУЗ.

• Проверка СУЗ перед пуском ЯР производится при заполненном первом контуре и наличии в нём рабочего давления. При еженедельной проверке давление в первом контуре должно быть не менее 15 килограмм на сантиметр квадратный.

• При бездействии ГЭУ при стоянке в базе необходимо вынуть предохранители цепи 380 В питания компенсирующих решёток (КР) из гнёзд и хранить их в сейфе пульта управления ГЭУ.

Порядок проверки исправности СУЗ:

• Устанавливаются пакетные переключатели питания КР (ключи подачи питания и аварийного опускания КР) в нейтральное положение.

• Проверяется отсутствие посторонних предметов на приводах и в станциях АР, АЗ-КР, на оборудовании и аппаратуре СУЗ, а также наличие и исправность предохранителей в приборах и соединительных ящиках, устанавливаются на штатное место предохранители КР.

• Проверяется сопротивление изоляции импульсных камер совместно с кабелями (должно быть не менее 50 мОм), сопротивление изоляции в станциях АР, АЗ-КР, в приборах, клеммнике пульта и приводах АМГ-10А (не менее 10 мОм).

• Запускаются преобразователи АПО-20-50, АМГ-10А и СПТ-75-50.

• Готовятся и включаются на прогрев и работу приборы ТТК, аппаратура и приборы СУЗ, мнемосхема, аппаратура УСБЗ, приборы и аппаратура АТ (только при проверке перед пуском ЯР).

• Проверяется наличие напряжения на схемах СУЗ, УСБЗ, КИП, АТ по сигнальным лампам.

• Проверка исправности СУЗ начинается с пусковой аппаратуры, а далее в следующей последовательности: проверяется система АЗ, АР, КР, и производится комплексная проверка СУЗ. Одновременно производится проверка работы органов управления, сигнализации и работы элементов системы УСБЗ и АТ. Проверка производится в строгом соответствии с инструкцией.