Основные типы ядерных энэргетических установок применяемых на гражданских судах

Министерство  образования и науки Российской Федерации

федеральное государственное  автономное образовательное учреждение

высшего профессионального  образования

«Северный (Арктический) федеральный университет имени  М.В. Ломоносова»

филиал  в  г. Северодвинске Архангельской области

(наименование кафедры)

(фамилия, имя, отчество  студента)

Институт

ИСМАРТ

курс

группа

РЕФЕРАТ

По дисциплине

Морская энциклопедия

На тему

Основные типы ядерных  энэргетических установок применяемых на гражданских судах

(наименование темы)

Отметка о зачёте

(дата)

Руководитель

(должность)

(подпись)

(и.,о., фамилия)

(дата)

Северодвинск

2012

 

 

 

 

Содержание

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

Россия в настоящее  время располагает самым большим  флотом гражданских судов с ядерной  энергетической установкой (ЯЭУ).

Первый в мире советский атомный ледокол «Ленин» был построен на балтийском заводе Ленинграда и проработал с 1959 по 1989 гг.

Второе поколение ледоколов - «Арктика», «Сибирь», «Россия», «Советский Союз», «Ямал», «50 лет Победы» строилось там же. Сегодня они являются самыми мощными ледоколами и предназначены для проводки транспортных судов в тяжелых ледовых условиях Арктики. Ледоколы используются на морских трассах от Баренцева до Чукотского морей, выполняют экспериментальные и научно-практические рейсы, а также туристические круизы к Северному полюсу с иностранными туристами на борту.

Последний ледокол из этой же серии - «50 лет Победы» был спущен на воду 29 декабря 1993 года, и с 1994 года он достраивался на Балтийском заводе Санкт-Петербурга достаточно длительный срок по причине недостаточного  финансирования со стороны Правительства РФ. 27 марта 2007 года на нём был поднят флаг, а 11 апреля 2007 года он прибыл к месту приписки – порт Мурманск.

Третья группа однотипных атомных  ледоколов - «Таймыр» и «Вайгач». Они были спроектированы как ледоколы с ограниченной осадкой и предназначены для работы на трассе Северного морского пути, включая устья мелководных северных рек. Ледоколы построены в Финляндии, а их реакторная установка монтировалась на Балтийском заводе Ленинграда. Основную часть времени эти суда работают в устьевых участках реки Енисей, а также способны подниматься по Енисею до порта Дудинка.

Атомное ледокольно-транспортное судно - лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть» предназначен для доставки различных грузов в лихтерах и контейнерах в северные районы российской (советской) Арктики. Он способен самостоятельно преодолевать лед толщиной до 1 метра. Надо отметить, что «Севморпуть» - первое российское атомное судно, которое полностью отвечает требованиям Международной конвенции о безопасности торговых судов на ядерном топливе.

Лихтеровоз может вместить 74 лихтера (лихтер - несамоходное морское судно для перевозки грузов, а также для беспричальных грузовых операций при погрузке или разгрузке на рейде глубокосидящих судов, которые не могут войти в порт) или 1336 стандартных 20-футовых контейнеров. Согласно первоначальным планам (во времена Советского Союза) лихтеровоз должен был использоваться и на международных перевозках. Действительно, в конце 80-х - начале 90-х годов было сделано несколько рейсов во Вьетнам. В последние же годы лихтеровоз используется только на линии Мурманск - Дудинка - Мурманск. В июне - августе 2001 года после более чем 2-летнего ожидания ядерная установка «Севморпути» была перегружена.

Все российские гражданские суда с ЯЭУ в настоящее время являются федеральной собственностью и находятся в оперативно-хозяйственном ведении ОАО «Мурманское морского пароходства» (ММП) – см. таблицу 1.

Устройство  судовых ЯЭУ

С 1959 года на российских (советских) атомных судах эксплуатировались 5 видов ядерных паропроизводительных установок: ОК-150, ОК-900, ОК-900А, КЛТ-40, КЛТ-40М.

Компоновка всех установок  – блочная. Каждый блок включает в  себя реактор водо-водяного типа под давлением, четыре циркуляционных насоса и четыре парогенератора, компенсатора объема, ионообменный фильтр с холодильником и другое оборудование. Реактор, насосы и парогенераторы (ППУ) имеют отдельные корпуса и соединены друг с другом короткими патрубками типа «труба» в «трубе». Все оборудование расположено вертикально в кессонах бака железоводной защиты и закрыто малогабаритными блоками защиты, что обеспечивает легкую доступность при ремонтных работах. Корпус реактора с эллиптическим днищем изготовлен из   низколегированной теплостойкой стали с антикоррозийной наплавкой на внутренних поверхностях.

Активная зона реактора состоит из 241 технологического канала. Тепловая схема ППУ атомного судна состоит из 4-х контуров. Через активную зону реактора прокачивается теплоноситель I контура. Из реактора он поступает в парогенератор, где отдает свое тепло воде, и далее циркуляционным насосом снова подается в реактор. Для поддержания водно-химического режима и удаления продуктов коррозии I контура около 1% теплоносителя непрерывно отбирается в систему очистки на фильтр (ионообменный метод). Радиоактивность теплоносителя I контура при нормальных условиях эксплуатации (герметичные оболочки тепловыделяющих элементов) составляет (0,37 - 3,7) х 106 Бк/кг (Ю-⁵- Ю-⁴ Ки/кг).

Из парогенератора перегретый пар (теплоноситель II контура) поступает на главные турбины. Параметры пара перед турбиной: давление - 30 кгс/см² (2,9 Мпа), температура - 300 °С. Пар за турбиной конденсируется, далее - вода проходит систему ионообменной очистки и снова поступает в парогенератор.

III контур предназначен для охлаждения оборудования ЯЭУ, в качестве теплоносителя используется вода высокой чистоты (дистиллят). Теплоноситель III контура имеет незначительную радиоактивность, обусловленную активированными продуктами коррозии.

IV контур служит для охлаждения пара в системе II контура, в качестве теплоносителя используется морская вода.

В настоящее время  на атомных судах в реальных условиях отрабатываются новые технические решения, в том числе по активным зонам реакторов. Первые активные зоны имели энергоресурс 0,7 - 0,9 млн. МВт час, а в настоящее время они полностью вырабатывают назначенный энергоресурс 2,1 -2,3 млн. МВт час.

 

Типы реакторов

Основным источником энергии для атомных ледоколов и лихтеровоза служат ядерные реакторы (см. типы в таблице 2).

На атомоходах используются также реакторы с водой под давлением типа КЛТ-40, разработанные на основе реакторов атомных подводных лодок. Главное отличие реакторов атомных ледоколов от реакторов подводных лодок заключается в их размере. Например, активная зона первых реакторов, установленных на атомоходе "Ленин", была примерно 1.5 метра высоты и 1 метр в диаметре.

Активная зона атомных  ледоколов обычно состоит из 241 тепловыделяющей сборки, хотя активная зона ледоколов "Вайгач" и "Таймыр" может, как максимум, включать 274 тепловыделяющие сборки.

Топливом атомоходу служит уран-235, обогащенный до 90%. Для сравнения: АЭС используют в качестве топлива уран-235, обогащенный до 3-4%. Американские подводные лодки используют уран-235,   обогащенный   до   97,3%.¹⁶ При нормальной эксплуатации тепловыделяющие сборки в реакторах ледоколов должны заменяться каждые три-четыре года. Замена тепловыделяющих сборок производится на мурманском "Атомфлоте". По времени эта операция обычно занимает  1-1.5 месяца.¹⁷

Во избежание закипания  вода в реакторных контурах находится под большим давлением. Вода первого реакторного контура (ее температура более 300-400 °С) передает тепло второму контуру, в котором вода превращается в пар, поступающий на лопатки турбин. На атомном ледоколе на каждую реакторную установку обычно приходится четыре парогенератора. После охлаждения вода, пройдя систему очистки, снова направляется в парогенератор, и процесс повторяется.

Третий контур заполнен водой высокой чистоты и предназначен для охлаждения оборудования ядерной  энергетической установки. В четвертом контуре используется морская вода. Он служит в основном для охлаждения пара второго контура. Система охлаждения атомных ледоколов создана с расчетом на низкотемпературные воды Арктики.

Атомные ледоколы "Сибирь", "Арктика", "Россия", "Советский Союз", "Ямал", «50 лет Победы» оборудованы двумя реакторами. Одна активная зона каждого их реактора состоит из 241 тепловыделяющей сборки. Абсолютный показатель мощности двух реакторов составляет 75000 лошадиных сил (135 мВатт).

Атомные ледоколы Вайгач" и "Таймыр" имеют по одному реактору. Их активные зоны обычно состоят из 241 тепловыделяющей сборки, а абсолютный показатель мощности 50000 лошадиных сил. Число тепловыделяющих сборок может в некоторых случаях варьироваться.

Мощность лихтеровоза "Севморпуть" - 44000 лошадиных сил. Конструкция реакторной установки сходна с конструкциями реакторов "Таймыра" и "Вайгача". Активная зона обычно состоит из 241 тепловыделяющей сборки. В то же время система охлаждения реактора лихтеровоза немного отличается от установленной на ледоколах: она не так зависима от низкотемпературной морской воды и позволяет использовать "Севморпуть" на разных широтах.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Характеристика  российских судов с ЯЭУ (таблица 1)

 

 

Название судна (год сдачи в эксплуатацию)	Место постройки	Длина max, м	Ширина max, м	Водоизмещение, т	Пропульсивная мощность, МВт	Число и номинальная  мощность реакторов, (МВт)	Тип Аппу
“Ленини” (1959) Выведен из эксплуатации	С.-Перербург, Адмиральский завод	134,0	27,6	19420	32,0	3x90 (2x159)*	ОК-150 (ОК-900)
“Арктика” (1975) Выведен из эксплуатации	С.-Перербург, Балтийский завод	148,0	30,0	23000	54,0	2x171	ОК-900А
“Сибирь” (1978) Выведен из эксплуатации	С.-Перербург, Балтийский завод	148,0	30,0	23000	54,0	2x171	ОК-900А
“Россия” (1985)	С.-Перербург, Балтийский завод	148,0	30,0	23000	54,0	2x171	ОК-900А
“Таймыр” (1988)	Хельсинки, верфь “Вяртсиля  Марин”; ЯЭУ – С.-Перебург, Балтийский завод	151,8	29,2	21000	35,0	1x171	КЛТ-40М
“Севморпуть” (1988)	Керчь, завод “Залив”	260,1	32,2	61000	32,5	1x135	КЛТ-40
“Совнтский союз” (1989)	С.-Петербург, Балтийский завод	148,0	30,0	23000	54,0	2x171	ОК-900А
“Вайгач” (1990)	Хельсинки, верфь “Вяртсиля  Марин”; ЯЭУ – С.-Перебург, Балтийский завод	151,8	29,2	21000	35,0	1x171	КЛТ-40М
“Ямал” (1992)	С.-Петербург, Балтийский завод	148,0	30,0	23000	54,0	2x171	ОК-900А
“50 лет Победы” (1993)	С.-Петербург, Балтийский завод	159,6	30,0	25840	54,0	2х171	ОК-900А

 

 

Характеристики реакторов (таблица 2)

 

 

Тип ППУ	Ок-150	ОК-900	ОК-900А	КЛТ-40	КЛТ-40М
Судно на котором Применена  ППУ	“Ленин”	“Ленин”	“Арктика”, “Сибирь”, “Севморпуть”, “Россия”, “Сов. Союз”, “Ямал”, “50 лет Победы”	“Таймыр”	“Вайгач”
Номинальная мощность реакторов, МВт	3x90	2x159	2x171	1x135	1x171
Номинальная производительность, т/ч	2x120	2x220	2x240	215	240
Номинальное давление 1 контура, кгс/см2	200	130	130	130	130
Ширина ППУ, м	11,5	7,9	7,9	8,6	7,6
Длина ППУ, м	10,4	13,5	13,5	8,6	8,0
Высота ППУ, м	10,5	9,2	9,2	8,2	8,1
Вес ППУ, т	3017	2434	2434	1634	1300