НАСОСЫ ОХЛАЖДАЮЩЕЙ ЖИДКОСТИ РЕАКТОРА

ГЦТ на АЭС — это главный циркуляционный насос, необходимый для циркуляции теплоносителя, нагретого до 320°C, и работающий при высоком давлении, не ниже 2,0 МПа. Теплоноситель нагревается теплом, которое выделяется при ядерной реакции в первом контуре.

Именно ГЦН считается одним из основных мест возникновения пожаров, вызываемыми утечкой масла и большой внутренней температурой насоса. Поэтому главный циркуляционный насос должен иметь высокую герметичность стенок корпуса, чтобы обеспечивать как можно меньше протечек радиоактивного теплоносителя.

На каждом этапе, в контуре первичного охлаждения жидкости ВВР имеется отдельный насос охлаждающей жидкости для реактора или главный циркуляционный насос (ГЦН).  ГЦН подает холодную воду в ядро, где она нагревается, а затем поступает в парогенератор для производства дополнительной теплоты. Количество жидкости, проходящей через типичный ГЦН, составляет около 7000 кг/с, поэтому суммарный поток жидкости, проходящей через ядро, представляет собой совокупное количество жидкости, проходящей через количество установленных насосов (2,3 или 4). В большинстве случаев, ГЦН потребляет много мощности, и нет ничего необычного в том, что все эти насосы потребляют до 2-х % от общей электрической мощности установки. При нормальной работе, современные ГЦН могут потреблять от 6 до 7 МВт электроэнергии (около 1 МВт электроэнергии на каждые 1000 кг/с) (Рисунок 13.6) .

Как правило, каждый насос охлаждающей жидкости  ВВЭР, расположен рядом с парогенератором и обслуживается на одном с ним участке. Другими словами,  большинство ВВР, ГЦН и паровые генераторы работают в паре. ГЦН  предназначены для длительной работы с минимальным объёмом технического обслуживания. Например, в современной конструкций ГЦН AP-1000 в Westinghouse уплотнитель заменить проще, чем в предыдущих установках. В настоящий момент, на всех атомных электростанциях насосы охлаждающей жидкости являются самым надёжным компонентом.

На современных атомных электростанциях асинхронный двигатель и насосная установка могут быть извлечены из корпуса для осмотра и технического обслуживания без необходимости отделения труб охлаждающей жидкости от корпуса. Детали насоса охлаждающей жидкости, которые контактируют с теплоносителем реактора, изготовлены из нержавеющей стали, и только опоры являются единственным исключением из этого правила. Две из них расположены в асинхронном двигателе, а третья используется для поддержки опоры ЛЭП. В большинстве ГЦН двигатель представляет собой односкоростной трехфазный асинхронный двигатель с воздушным охлаждением. Рабочая скорость двигателя составляет около 1200 об / мин. Средняя мощность ГЦН составляет около 7000 л.с., что примерно равно выходной мощности 30 или 40 легковых автомобилей.

Канадские реакторы CANDU, которые являются еще одним примером ВР, используют тяжелую, а не легкую воду в первичном контуре для охлаждения ядра. Тяжелая вода позволяет этим реакторам работать с использованием топлива двуокиси урана, полученного только из природного урана. Из-за этого реакторы CANDU используют один тип ГЦН для прокачки тяжелой воды и другой тип ГЦН для прокачки легкой воды. Легкая вода всегда используется для охлаждения вторичного контура теплоносителя. В остальном конструкции этих насосов охлаждающей жидкости очень похожи.

Рисунок 1. Установка циркуляционного насоса большой производительности с маховиком — ГЦН- 195 для АЭС с ВВЭР:

1-вал электродвигателя; 2- маховик;3-  электродвигатель;4- соединительная муфта;5- радиально-упорный подшипник;6- узел уплотнения; 7- корпус; 8-  опорные лапы

Митенков, Ф.М. Усовершенствование водо-водяных реакторов повышенной безопасно-сти нового поколения: доклад на МАГАТЭ / Ф.М. Митенков, О.Б. Самойлов. – Вена, 1991.– 17 с Митенков, Ф.М. Усовершенствование водо-водяных реакторов повышенной безопасно-сти нового поколения: доклад на МАГАТЭ / Ф.М. Митенков, О.Б. Самойлов. – Вена, 1991.– 17 с Конструкция ГЦН по условиям радиационной безопасности должна гарантировать отсутствие протечек наружу радиоактивного теплоносителя. Важность этого требования обусловливается тем, что даже следы радиоактивного теплоносителя на оборудовании требуют достаточно громоздких защитных устройств при проведении ремонтных работ, а наличие полостей с плохо удаляемым теплоносителем усложняет процесс дезактивации. Также для ГЦН должны предусматриваться меры, обеспечивающие приемлемую амплитуду колебаний насосного агрегата.

Высокое качество разработки ГЦН достигается за счет:

• максимального использования надежных отработанных узлов, проверенных многолетним опытом эксплуатации;
• применения и строгого соблюдения правил контроля, основных положений, документации ГАН РФ, государственных стандартов РФ, стандартов предприятия и инструкций, предусматривающих контроль исходных материалов, процессов производства, готового изделия;
• применения качественных основных и сварочных материалов;
• освоения новых технологий производства;
• осуществления авторского надзора за изготовлением и испытаниями; опытного образца ГЦН;
• разработки системы диагностики;
• расчетного обоснования конструкции;
• проведение экспериментальной отработки отдельных узлов и насоса в целом;
• проведение приемочных испытаний опытного образца ГЦН.

Список литературы:

1. Будов, В.М., Конструирование основного оборудования АЭС / В.М. Будов, В.А. Фарафонов. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 369с.
2. Будов, В.М., Насосы АЭС / В.М. Будов. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 387 с.
3. Митенков, Ф.М., Главные циркуляционные насосы АЭС / Ф.М. Митенков, Э.Г. Новинский, В.М. Будов. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 374 с.
4. Кокорев, Б.В. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидко-металлическим охлаждением / Б.В. Кокорев, В.А. Фарафонов. – М.:Энергоатомиздат, 1990. – 376 с
5. Усынин, Г.Б. Реакторы на быстрых нейтронах / Г.Б. Усынин, Е.В. Кусмарцев; под ред.Ф.М. Митякова. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 288 с.
6. Митенков, Ф.М. Усовершенствование водо-водяных реакторов повышенной безопасно-сти нового поколения: доклад на МАГАТЭ / Ф.М. Митенков, О.Б. Самойлов. – Вена, 1991.– 17 с.
7. Петрунин, В.В., Реакторные установки разработки ОАО «ОКБМ Африкантов» для атомных станций малой и средней мощности / В.В. Петрунин, Л.В. Гуреева, Скородумов // Атомнаяэнергия. 2011. – С.17-23.