Морской ядерный реактор A2W: конструкция и принцип работы

Введение

Морской ядерный реактор

Реактор А2W — это морской ядерный реактор, используемый Военно-морским флотом США для выработки электроэнергии и обеспечения движения на боевых кораблях. Обозначение A2W расшифровывается следующим образом:
A = Платформа для авианосца
2 = Ядро второго поколения, разработанное подрядчиком
W = Westinghouse — компания-разработчик по контракту.

История

Этот ядерный реактор был использован на первом в мире атомном авианосце "Энтерпрайз". Четыре двигательные установки на "Энтерпрайзе" каждая содержала два реактора, пронумерованных в соответствии с валом, который они приводили в движение: 1А, 1В, 2А, 2В, 3А, 3В и 4А, 4В. Каждая двигательная установка могла работать на одном реакторе в большей части диапазона мощности, необходимой для приведения корабля в движение на скорости свыше. Оба реактора включались одновременно для обеспечения максимальной скорости корабля и возможности запуска самолетов.

Конструкция и эксплуатация

Реакторы – это реакторы с водой под давлением, работающие на высокообогащенном (более 93%) уране-235. Легкая вода используется как в качестве нейтронного замедлителя, так и в качестве теплоносителя реактора. Для управления работой реактора используются регулирующие стержни из гафния. Вывод стержней на расчетную высоту позволяет реактору достичь критичности – состояния, при котором реакции ядерного деления достигают самоподдерживающегося уровня. В дальнейшем, расход пара (из парогенераторов) регулирует мощность реактора, как описано ниже. Регулирующие стержни вводятся или выводятся для регулирования средней температуры теплоносителя, либо опускаются на дно реакторной емкости для остановки реактора – либо медленно и контролируемо, либо быстро сбрасываются во время так называемой аварийной остановки (SCRAM) для немедленной остановки реактора в аварийной ситуации. Большая часть управления мощностью реактора в стационарном режиме обеспечивается отрицательным температурным коэффициентом теплоносителя. Мощность реактора определяется мгновенной скоростью протекания реакций деления в топливе. При нагреве воды она расширяется и становится менее плотной, что уменьшает количество молекул в единице объема для замедления нейтронов, и, следовательно, меньше нейтронов замедляются до необходимой тепловой энергии для поддержания цепной реакции деления. И наоборот, при снижении температуры теплоносителя его плотность увеличивается, и большее количество нейтронов достигает требуемой тепловой энергии, увеличивая число делений в единицу времени и, соответственно, тепловыделение. Это позволяет регулировать мощность реактора потребностью в паре, требуя минимального вмешательства оператора реактора при изменении потребляемой мощности судовыми системами. Горячая вода из реакторов по крупным трубопроводам поступает в теплообменники, называемые парогенераторами. Там тепло от теплоносителя реактора, находящегося под давлением и в перегретом состоянии, передается через стенки труб воде, подаваемой в парогенераторы из отдельной системы подпитки. В системах A1W и A2W теплоноситель реактора поддерживается между определенными значениями. В парогенераторах вода из системы подпитки преобразуется в пар при давлении около и температуре. После отдачи тепла в парогенераторах теплоноситель реактора возвращается через мощные электрические насосы (четыре на реактор) в реакторы для повторения цикла. Насыщенный пар под давлением 600 psi (фунтов на квадратный дюйм) поступает из каждого парогенератора в общий коллектор, откуда направляется к главной турбине, электрогенераторам, катапультной системе и вспомогательному оборудованию. Имеются две основные паровые турбины: турбина высокого давления и турбина низкого давления, между которыми установлен влагоотделитель. Турбина низкого давления имеет двухсторонний выход: пар поступает в центр и разделяется на два потока, входящих в рабочие колеса турбины, где расширяется, отдавая энергию и приводя турбину во вращение с высокой скоростью. Главный вал входит в редуктор, где высокая скорость вращения вала турбины понижается до скорости, пригодной для движения судна. Отработанный пар от главной турбины и вспомогательного оборудования поступает в конденсаторы для охлаждения и превращения в жидкую воду, которая затем возвращается в систему подпитки.

The reactors are pressurized water reactors fueled by highly enriched (upwards of 93%) uranium 235. Light water is used as both neutron moderator and reactor coolant. Hafnium Control rods are used to control the operation of the reactor. Extracting the rods to a calculated height allows the reactor to reach criticality, the point at which the nuclear fission reactions reach a self sustaining level. Thereafter, steam flow (from the steam generators) regulates reactor power as explained below. The control rods are "shimmed" in or out to regulate average coolant temperature or lowered to the bottom of the reactor vessel to shut the reactor down — either done in a slow controlled manner or dropped rapidly during what is called a SCRAM to immediately shut the reactor down in an emergency. Much of the reactor power control during steady state operation comes as a result of the coolant water's negative temperature coefficient. The power of the reactor is determined by the instantaneous rate of fission events that take place in the fuel. As the water heats up, it expands and becomes less dense, which provides fewer molecules per volume to moderate the neutrons, hence fewer neutrons are slowed to the required thermal energies to sustain thermal fission. Conversely, when the coolant water temperature decreases, its density increases and a greater number of neutrons reach the required thermal energy, increasing the number of fissions per unit of time, creating more heat. This has the effect of allowing "steam demand" to control reactor power, requiring little intervention by the Reactor Operator for changes in the power demanded by the ship's operations. The hot water from the reactors is sent, via large pipes, into heat exchangers called steam generators. There the heat from the pressurised, superheated reactor coolant water is transferred, through tube walls, to water being fed into the steam generators from a separate feed system. In the A1W and A2W systems, the reactor coolant water is kept between In the steam generators, the water from the feed system is converted to steam at and a pressure of about Once the reactor coolant water has given off its heat in the steam generators, it is returned, via large electric pumps (four per reactor), to the reactors to repeat the cycle. Saturated steam at 600 psi is channeled from each steam generator to a common header, where the steam is then sent to the main engine, electrical generators, aircraft catapult system, and various auxiliaries. There are two main propulsion turbines, one high pressure turbine and one low pressure turbine, with a moisture separator in place between the two. The Low Pressure main propulsion turbine is double ended, whereby the steam enters at the center and divides into two streams as it enters the actual turbine wheels, expanding and giving up its energy as it does so, causing the turbine to spin at high speed. The main shaft enters a reduction gear in which the high rotational velocity of the turbine shaft is stepped down to a usable turn rate for propelling the ship. The expended steam from the main engine and other auxiliaries enters condensers to be cooled into liquid water and recycled to the feed system.