способ дожигания остатков ядерного топлива атомной подводной лодки для обогрева объектов через корабельный блок отопителя и корабельный блок отопителя

Формула изобретения

1. Способ дожигания остатков ядерного топлива корабля или атомной подводной лодки для обогрева горячей водой объектов через корабельный блок отопителя, включающий нагрев сетевой воды, причем обогрев объектов производят с использованием энергии более полного дожигания ядерного топлива в стационарном режиме работы реактора в конце компании активной зоны и перед утилизацией корабля или атомной подводной лодки, когда ядерное топливо не может быть целиком использовано для службы корабля или атомной подводной лодки по их прямому назначению, при этом обеспечивают режим постоянного превышения давления сетевой воды над давлением сдросселированного пара для отсутствия протечек в сетевую воду.

2. Корабельный блок отопителя, перерабатывающий тепловую мощность судовой атомной установки в горячую сетевую воду, содержащий дроссельные устройства, секции рекуперативного теплообменника, насос или насос с винтом регулируемого шага, дистанционно управляемую арматуру, комплект датчиков и сигнализаторов, систему автоматического регулирования, причем дроссельными устройствами, установленными на входе пара в секции теплообменника, и системой автоматического регулирования с предохранительными клапанами всегда обеспечивают давление пара ниже давления сетевой воды.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной энергетике, к теплотехнике с новым способом использования ядерной энергии реакторной установки корабля (военного судна) или атомной подводной лодки в конце кампании активной зоны (AЗ) и перед утилизацией. Может быть использовано при производстве тепловой энергии для отопления горячей водой военно-морских баз (до 90000 человек), предприятий, аварийных поселков и других.

- В Швейцарии, на фирме "Бецнау", от реактора мощностью 350 МВт в течение 17 лет существует система отоплении поселков (мощность 100 МВт обеспечивает теплом 20 тыс. жителей), реактор введен в 1971 году. - "Зарубежные атомные электростанции", выпуск 24, стр. 53, Москва, 1988 г. (1), "Атомная техника за рубежом", N 12, стр. 17, Москва, 1994 г.

- Разработан проект плавучей атомной станции для электроснабжения и отопления поселка, тепловая мощность реакторов 300-500 МВт - "Морской флот", N 11, стр. 21-23, Москва, 1991 г. (2).

- Срок службы российских реакторов в Финляндии продлевается фирмами TVO, IVO до 45-60 лет. - "Атомная техника за рубежом" - N 10, стр. 32, 1997.

Такую же тепловую мощность имеют реакторные установки (РУ) атомных подводных лодок и крейсеров - А. С. Павлов, "Военные корабли СССР и России 1945-1995 г. ", справочник, стр. 20-26, Якутск, 1994 г. (3).

В предлагаемом способе намеренно незначительно теряем в КПД на дросселирование пара второго контура до давления ниже давления сетевой воды с целью получения безопасного и высокоэкологичного производства горячей воды в блоке отопителя на корабле.

Цель изобретения - повышение эффективности использования ядерного топлива корабельной паропроизводящей установки (ППУ) за счет дожигания его остатка (когда запуск реактора еще возможен, но для выполнения нестационарных процессов его недостаточно) в конце кампании активной зоны (AЗ) и перед утилизацией атомной подводной лодки или корабля для отопления военно-морских баз и аварийных поселков, в стационарном режиме работы реактора. На кораблях всегда имеет место нестационарность процессов управления реактором, приводящая к отсутствию запаса реактивности в конце кампании AЗ при неизрасходованном примерно до трети ядерном топливе - наступает момент, когда остатка ядерного топлива недостаточно для выполнения служебных функций корабля, атомной подводной лодки. При коэффициенте использования мощности 0,7 запас AЗ достаточен для непрерывной работы в течение 4 лет - В. Коваленко, В. Тарасов, В. Уласевич "Плавучая атомная электростанция". Морской флот, N 11, стр. 22, 1991 г. Таким образом, неиспользуемого ранее остатка ядерного топлива в AЗ достаточно для работы в течение сотен дней в стационарном режиме работы реактора на нужды теплоснабжения военно-морской базы через корабельный отопитель, то есть более чем на отопительный сезон. Стоимость поставляемого в отопительную сеть при этом тепла многократно превышает стоимость новых AЗ.

На палубе корабля или атомной подводной лодки, на промежуточном судне, или в районе спецотсека на берегу в контейнере размещается изображенный на схеме корабельный блок отопителя, состоящий из: гребенки дросселей поз. 2, 3, 4, трех секций рекуперативного теплообменника поз. 18, насоса или насоса с винтом регулируемого шага поз. 12, фильтра поз. 14, дистанционно управляемой арматуры поз. 13, перепускных клапанов поз. 8, 9, 10 и комплекта датчиков (уровня АД-ЗР-О поз. 15, температуры КМ-140-М-402-ОМЧ поз. 16, давления пара 44СА12В- 16 - 1, 6 - 0,8 МПа - 10 поз. 5, 6, 7, давления воды 44СА32Н-14-1,6 - 0,9 МПа - 10 поз. 11, наведенной активности БДМГ поз. 17), быстросрабатывающих и запорных клапанов поз. 1.

Схема работает следующим образом:

В межтрубную полость секций теплообменника 18 подается сдросселированный до 0,2, 0,4, 0,8 МПа пар с тройника спецпомещения, а конденсат сбрасывается в главные конденсаторы (ГК), и/или конденсатным насосом направляется в систему питательной воды. В корпусе межтрубного пространства ГК имеется незадействованный люк. При этом все системы ППУ работают в штатном режиме.

В целях обеспечения экологичности, то есть чтобы сделать невозможными протечки с атомной подводной лодки в систему отопления и для постоянного прижима трубок к трубным доскам, применена следящая система автоматического регулирования (CAP). В CAP входят сигнализаторы: на отопительной воде 44СА32Н - 14-1,6 - 0,9 МПа - 10 поз. 11, открывающий предохранительные клапана поз. 8, 9, 10 при давлении меньше 0,9 МПа, и на сдросселированом паре 44СА12В- 16 - 1,6 - 0,8 МПа - 10 поз. 5, 6, 7, каждый из которых открывает соответственно предохранительный клапан поз. 8, 9, 10 при давлении больше 0,8 МПа.

На входе и выходе пара второго контура в корабельный отопитель устанавливаются быстросрабатывающие и запорные клапана поз. 1, которые срабатывают от сигнализатора отсутствия сетевой воды поз. 15 и с пульта оператора.

Отладку системы корабельного отопителя и основных параметров можно произвести на стенде котельной высокого давления.

В сетевом контуре теплообменника за счет регулирования подачи насоса, дросселированием исключить парообразование во избежание засоления. Схему запитать от корабельного турбогенератора. Показания датчиков вывести на пульт оператора энергетической установки. Выполнить требования ОПБ-К-98.

В целях унификации оборудования для всех атомных подводных лодок и крейсеров рассчитывается самый мощный вариант для проекта 941 "Акула", тепловой мощностью 2190 МВт - (3), стр. 20. Рекуперативный теплообменник состоит из трех секций, каждая из которых ГК. Корпус всех секций испытать давлением P_пр.= 2,5/5,8 МПа, он является объектом Госгортехнадзора. Для поверхности теплообмена секции использованы трубки из ДКРМ 161.5 МНЖМц 30-1-1, ТУ48-21-723-81, в количестве 3259 штук, длиной 4995 мм (или из МНЦЦ).

Расчет поверхности теплообмена блока отопителя и термодинамических параметров произведен на кафедре ОиСУ Северодвинского филиала Санкт-Петербургского Морского Технического Университета в соответствии с типовым расчетом из "Справочника энергетика промышленного предприятия", том 3, Теплоэнергетика, под редакцией В. Н. Юренева, стр. 270-278, Москва, Энергия, 1965 г. Расчет показал, что расход сетевой воды составляет от 200 до 2138 т/час в зависимости от введенной мощности реакторов и характеристики сети, давление пара по секциям соответственно 0,2, 0,4, 0,8 МПа. Поверхность теплообмена обеспечивает необходимый 10% запас.

Производительность насоса (насосов) сетевой воды поз. 12 и, соответственно, количество секций теплообменника рассчитываются по характеристике сети для каждого объекта индивидуально. Количество секций теплообменника является вопросом КПД, если трубки из МНЦЦ можно сократить с учетом характеристики сети. Возможно применение других теплообменников, сигнализаторов и приборов.

Среды направлены в многократный перекрестный ток. Патрубки и трассировка трубопроводов обеспечивают сток конденсата в ГК и удаление паровых пузырей в отопительном контуре за счет уклона.

Основные преимущества корабельного отопителя:

- выполняется экологически безопасным (вследствие постоянного превышения давления сетевой воды над давлением сдросселированного пара отсутствуют просачивание, микротечи в сетевую воду) способом отопление объектов за счет недожигаемого ранее остатка ядерного топлива атомной подводной лодки (корабля) - это сотни дней в отопительном режиме;

- стоимость изготовления корабельного отопителя ниже в 100 раз изготовления плавучей атомной станции за счет высокой унификации деталей с утилизируемых атомных подводных лодок и малого объема работ, а функции по отоплению выполняет лучше за счет значительно более высокого КПД;

- режим работы на малых давлениях более безопасен (что важно на корабле), а минимальный перепад давления на трубках секции теплообменника и неагрессивная среда продлевает их службу, предотвращает растрескивание.

Теплоэнергетическая безопасность обеспечивается низким давлением сдросселированного пара до 0,8 МПа, CAP и закрытием быстросрабатывающих и запорных клапанов поз. 1 от сигнализатора отсутствия сетевой воды поз. 15 и оператором энергетической установки.

Ядерная безопасность - тем, что на атомной подводной лодке ничего не меняется, обеспечено функционирование всех корабельных систем в штатном режиме. Выполнены требования ОПБ-К-98. Корабельный блок отопителя является дополнительной, дублирующей паротурбинную установку системой отвода тепла от второго контура, то есть улучшает показатели ядерной безопасности корабельной реакторной установки.

Экологическая безопасность - постоянным превышением давления сетевой воды над давлением сдросселированного пара в теплообменнике (отслеживается автоматикой). Уровень радиационного воздействия на население и окружающую среду составляет тысячные доли процента от дозового предела, установленного нормами радиационной безопасности НРБ-96.

Блок отопителя размещается в контейнере с узлами погрузки и крепления. На бортовых стенках нанести метровым шрифтом название КОТ, дату следующего испытания и эмблему зеленой планеты.

Корабельный блок отопителя почти целиком может быть собран из утилизируемых частей паротурбинной установки атомной подводной лодки.

Дожигание остатка ядерного топлива кораблей является альтернативным источником тепловой энергии при недостаточном объеме северного завоза. Имеются неиспользуемые остатки ядерного топлива в AЗ кораблей, пригодные для выработки тепловой энергии.

Потребительские свойства блока отопителя очень велики: атомная подводная лодка или крейсер приходит в экологически чистый район, обеспечивает экологически чистым теплом и по окончании контракта уходит (или буксируется), увозя все радиоактивные отходы на базу для выгрузки и переработки.