Судовые ядерные энергетические установки. Трубопроводы и соединения для гидравлических систем

Судовые ядерные энергетические установки. Трубопроводы и соединения для гидравлических систем

Введение

В экономике нашей страны морские перевозки занимают значительное место, и роль их продолжает непрерывно возрастать. В большой степени тенденция к их развитию вызвана необходимостью освоения природных ресурсов огромного региона, примыкающего к Северному Ледовитому океану, а также освоение в последние годы природных ресурсов морских шельфов. Концепция, связанная с обеспечением круглогодичных морских перевозок народнохозяйственных грузов по национальной транспортной магистрали - Северному морскому пути - была ориентирована на создание мощных арктических ледоколов и транспортных судов ледового класса. Одна из основных задач, стоящих перед морским транспортом - повышение экономической эффективности, выражающееся в снижении стоимости перевозки грузов. Выполнение этой задачи предусматривает непрерывную оптимизацию технико-экономических показателей судов и энергетических установок.

Реализация лучших решений проявляется не только в усовершенствовании традиционных типов судов, но и в создании новых, специализированных судов, с новыми принципами движения и новыми энергетическими установками. В частности повышение экономической эффективности морских транспортных судов требует создания энергетических установок увеличенной мощности при сокращении или сохранении доли водоизмещения судна, отводимой для размещения установок с запасом топлива.

Одним из перспективных типов судов в этом отношении являются суда с энергетическими установками, использующие энергию деления атомных ядер некоторых элементов в качестве первичной энергии. Подобные установки, названные - судовыми ядерными энергетическими установками (СЯЭУ), имеют особенности, отличающие их от энергетических установок других типов, что позволяет выделить СЯЭУ в особую группу.

Первым опытом применения ядерной энергии для движения судов морского флота была постройка в 1959 году советского ядерного ледокола "Ленин". Многолетний опыт успешной эксплуатации этого ледокола свидетельствует о его эффективности и об оптимальности принципиальных инженерных решений, используемых при создании флагмана отечественного арктического флота. Эксплуатация столь мощного ледокола в арктических морях позволила значительно увеличить длительность навигации в этом районе. Высокая экономическая эффективность ядерного ледокола послужила основанием для постройки ледоколов типа "Арктика" и "Таймыр" и других.

В настоящее время на судах применяется только водо-водяные реакторы, которые, судя по тенденции развития судовой ядерной энергетики, сохранят своё лидирующее положение и в ближайшем будущем. Установки этого рода более полно изучены, с точки зрения как ядерной, так и теплофизических процессов, происходящих в них. Оборудование этих установок полностью освоено производством.

Сравнение экономической эффективности судов с ЯЭУ и судов, использующих энергетические установки на органическом топливе, показывает, что уже сейчас существуют области значений мощности, где экономическая эффективность судов с ядерными установками превышает экономическую эффективность судов с установками на органическом топливе. Объясняется это тем, что относительное значение составляющих обобщённого показателя экономической эффективности для ядерных судов и для судов с энергетическими установками на органическом топливе различны. Так затраты на создание ЯЭУ и её ремонт выше соответствующих затрат на обычную энергетическую установку. В то же время стоимость израсходованного ядерного горючего ниже стоимости органического топлива.

Поэтому одним из основных путей повышения экономической эффективности с ЯЭУ является изыскание способов снижения их стоимости при сохранении высокого уровня прочих показателей. Развитие судовой энергетики идёт по пути создания надёжных, высоко экономичных, компактных установок с высокими технологическими качествами и меньшей по сравнению с другими металлоёмкостью, удобных для автоматизации и управления.

Кроме того, в последнее время мировая энергетика сталкивается с определёнными трудностями и проблемами. Если проанализировать данные о мировых запасах топлива [19], то можно прийти к выводу о постепенном исключении нефти из топливного баланса. Поэтому, принимая в расчет себестоимость электроэнергии электростанций различного типа [19], можно предположить, что в ближайшем и более отдаленном будущем будут использоваться атомные электростанции и электростанции на угольном топливе.

1. Общая часть

.1 Обоснование выбора энергетической установки ледокола

Одним из перспективных типов судов являются суда с энергетическими установками, использующие энергию деления атомных ядер некоторых элементов в качестве первичной энергии. Подобные установки, названные - судовыми ядерными энергетическими установками (СЯЭУ), имеют особенности, отличающие их от энергетических установок других типов, что позволяет выделить СЯЭУ в особую группу.

К числу основных особенностей СЯЭУ следует, прежде всего, отнести высокую энергетическую концентрацию топлива. Благодаря этому на судне с СЯЭУ практически отсутствует запас горючего, и высвобождающийся объём и водоизмещение судна могут быть использованы для перевозки грузов, или для размещения дополнительного оборудования, повышающего безопасность плавания судна и обеспечивающего комфорт личному составу и пассажирам. Это преимущество позволяет также применить на судне установку большей мощности, которая обеспечит более высокую скорость перевозки груза [19].

Судовые ЯЭУ могут эксплуатироваться с большим коэффициентом нагрузки при практически неограниченной дальности плавания.

Время стоянки в порту судна с ЯЭУ минимально и определяется продолжительностью выполнения грузовых операций.

В настоящее время на судах применяется только водо-водяные реакторы, которые, судя по тенденции развития судовой ядерной энергетики, сохранят своё лидирующее положение и в ближайшем будущем. Установки этого рода более полно изучены, с точки зрения как ядерной, так и теплофизических процессов, происходящих в них. Оборудование этих установок полностью освоено производством.

Сравнение экономической эффективности судов с ЯЭУ и судов, использующих энергетические установки на органическом топливе, показывает, что уже сейчас существуют области значений мощности, где экономическая эффективность судов с ядерными установками превышает экономическую эффективность судов с установками на органическом топливе. Так затраты на создание ЯЭУ и её ремонт выше соответствующих затрат на обычную энергетическую установку. В то же время стоимость израсходованного ядерного горючего ниже стоимости органического топлива.

Поэтому одним из основных путей повышения экономической эффективности с ЯЭУ является изыскание способов снижения их стоимости при сохранении высокого уровня прочих показателей. Развитие судовой энергетики идёт по пути создания надёжных, высоко экономичных, компактных установок с высокими технологическими качествами и меньшей по сравнению с другими металлоёмкостью, удобных для автоматизации и управления.

Развитие стационарной и судовой энергетики, создание соответствующей промышленной базы делают экономически эффективным использование ЯЭУ на судах транспортного флота. Однако использование ядерной энергии приводит к необходимости решать совершенно новые проблемы, связанные с обеспечением ядерной, радиационной и экологической безопасности атомных судов. Также не решена проблема с утилизацией радиоактивных отходов. Кроме того, порядок использования атомной энергии на судах всё ещё не определён международными правилами эксплуатации судов. Проблемы охраны человеческой жизни на море и проблемы загрязнения окружающей среды при использовании атомной энергии на судах в международном масштабе пока не решены.

.2 Особенности судовой ядерной энергетической установки

Судовой ядерной энергетической установкой называется комплекс оборудования, который на основе использования и преобразования ядерной энергии обеспечивает движение и обитаемость судна, а также выполнение всех технологических операций, обусловленных функциональным назначением судна.

Особенностью СЯЭУ является:

очень высокая энергоёмкость ядерного топлива;

возникновение мощных полей ионизирующих излучений;

накопление значительных количеств (по активности) радиоактивных отходов.

Получение ядерной энергии и её преобразование в тепловую энергию осуществляется в реакторной установке [3, 4]. Преобразование тепловой энергии в механическую или электрическую осуществляется в паротурбинной (ПТУ) установке, в электроэнергетической установке (ЭЭУ), в общесудовых системах и механизмах (ОССиМ). Передача энергии на движители (винты) в зависимости от назначения и условий эксплуатации судна осуществляется через гребную электрическую установку. ЭЭУ предназначена для выработки и обеспечения электроэнергией потребителей СЯЭУ и общесудовых потребителей.

Рисунок 1.1 - Состав судовой ЯЭУ.

За основу принята двухконтурная пароэнергетическая установка, в состав которой входит реактор с водяным теплоносителем. Данный тип ЯЭУ является основным из применяемых на судах. Принципиальная схема такой установки приведена на рисунке 1.2.

Рисунок 1.2 - Принципиальная схема СЯЭУ.

Основным компонентом двухконтурной пароэнергетической установки является водо-водяной реактор 1, у которого замедлителем и теплоносителем служит вода. Рабочим теплоносителем паротурбинной установки (ПТУ) является водяной пар, перегретый или насыщенный, генерируемый в парогенераторе 5. Передача тепловой энергии выделяемой в активной зоне реактора, рабочему телу осуществляется комплексом оборудования, объединяемым общим понятием первый контур ЯЭУ.

В состав первого контура помимо реактора и парогенератора входят:

циркуляционные насосы первого контура 4;

трубопроводы 3;

оборудование, обеспечивающее компенсацию изменения объёма теплоносителя и создания избыточного давления, состоящее из компенсаторов объёма 2 и реверсивных газовых баллонов 6;

оборудование необходимое для очистки теплоносителя от возможных примесей ускоряющих коррозионное разрушение внутренних поверхностей первого контура и повышающих радиоактивность теплоносителя.

Оборудование первого контура обслуживается рядом систем, из которых особо важную роль играет система охлаждения, обычно выполняемая по двухконтурной схеме.

Радиоактивное оборудование обычно размещено под биологической защитой 7, которая снижает радиоактивность излучения до безопасного для обслуживающего персонала уровня предусмотренного нормами предельно допустимых излучений.

Водяной пар по паропроводу 11 направляется к главной турбине, где часть заключённой в ней энергии тепловой преобразуется в механическую, проводимую затем к винту. Помимо главной турбины на судне имеются другие потребители пара, главные из них - турбины судовой электростанции. Отработавший в турбине пар собирается в конденсаторе 9, и конденсат поступает в конденсатную систему 8, где очищается от примесей, а затем направляется в парогенератор.

Помимо перечисленного в состав паротурбинной установки входит многочисленное оборудование, выполняющее вспомогательные функции. Это оборудование объединено в ряд систем.

1.3 Паропроизводящая установка. Назначение и состав основных систем

Паропроизводящая установка (ППУ) ледокола состоит из двух идентичных автономных блоков. В каждый из них входят один реактор, четыре парогенератора (ПГ) и четыре циркуляционных насоса первого контура (ЦНПК), составляющие первый контур. Соединение реактора ПГ и гидрокамер ЦНПК выполнено при помощи коротких силовых патрубков типа "труба в трубе", так что создаётся единая жёсткая конструкция - блок.

Применение блочной компоновки позволяет иметь ряд преимуществ по сравнению с раздельным размещением оборудования ППУ применявшееся только на первых атомных судах. При блочной компоновке уменьшаются габариты ППУ и биологической защиты и масса установки в целом. Снижаются гидравлические сопротивления циркуляционного насоса в целом. Снижаются гидравлические сопротивления циркуляционного тракта первого контура, что позволяет уменьшить требуемый напор ЦН и улучшить условия для создания естественной циркуляции теплоносителя при остановке насосов. Повышается радиационная безопасность ППУ, т.к. уменьшается вероятность разрыва трубопроводов большого диаметра вследствие снижения их протяжённости и числа сварных соединений [19]. Появляется возможность собирать блок ППУ непосредственно в цехе с последующей погрузкой на судно, что улучшает условия труда сборщиков и повышает качество монтажа и контроля.

Каждый ЦНПК с соответствующим ПГ и патрубками образует отдельную петлю циркуляции. Теплоноситель - вода высокой чистоты (ВВЧ) - проходит через активную зону реактора, нагреваясь до 3200С, и по отводящим патрубкам поступает в ПГ. В ПГ теплоноситель отдаёт тепло рабочему телу и, охлаждённый, поступает в кольцевую камеру, выгороженную в корпусе реактора соответствующими перегородками, а из неё в ЦНПК. От ЦНПК теплоноситель поступает по напорным патрубкам в активную зону. При отказе ЦНПК или ПГ одной петли ЦНПК отключается (останавливается), парогенератор отсекается по первому и по второму контурам [23].

В ППУ применён водо-водяной реактор под давлением (ВВРД). Мощность реактора - 180 МВт. Реактор - гетерогенный, на тепловых нейтронах. Корпус реактора изготовлен из низколегированной теплостойкой стали, и представляет собой цилиндрический толстостенный сосуд, предназначенный для размещения всех основных частей реактора. Для защиты от коррозии поверхность корпуса и днище внутри реактора облицованы нержавеющей сталью. Герметичное соединение корпуса и крышки обеспечивается клиновой самоуплотняющейся прокладкой и нажимным фланцем. Для защиты корпуса реактора от излучений активной зоны применяются боковые и торцевые тепловые экраны. Подвод и отвод теплоносителя первого контура осуществляется в верхней части корпуса реактора. Такое решение позволяет снизить опасность ухода радиоактивного теплоносителя в случае крупной течи в первом контуре. В целях уменьшения гидравлического сопротивления теплоноситель в активной зоне совершает один ход.

Активная зона состоит из рабочих кассет, расположенных в узлах правильной треугольной решетки. Рабочая кассета представляет собой пучок стерженьковых тепловыделяющих элементов, заключённых в кожуховую трубу из циркониевого сплава.

Компенсация реактивности, обусловленной температурным эффектом, отравлением, а также выгоранием топлива в процессе кампании (работы), и необходимая подкритичность реактора в заглушенном состоянии осуществляется системой компенсирующих стержней (КР). Стержни изготовлены из карбида бора, который сильно поглощает тепловые нейтроны. Компенсирующие стержни расположены между рабочими кассетами и перемещаются в специальных циркониевых направляющих трубах.

Контроль температуры теплоносителя первого контура на входе и выходе активной зоны осуществляется с помощью термопар и термометров сопротивления (ТСП).

Для быстрой остановки реактора предусмотрена система аварийной защиты (АЗ). Она состоит из поглощающих стержней, объединённых в четыре независимые группы. Стержни системы АЗ вводятся в активную зону по аварийным сигналам.

Активной зоне присущи внутренние саморегулирующиеся характеристики, которые противодействуют любым тенденциям системы выйти из-под контроля. Благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности, реактор может работать в режиме саморегулирования, что позволяет отказаться от автоматических регуляторов мощности реактора. Управление мощностью реактора осуществляется путём изменения расхода питательной воды в ПГ.

Парогенератор (ПГ) - прямоточного типа, с движением теплоносителя первого контура в межтрубном пространстве, рабочего тела - в трубах. Выполнен ПГ в виде вертикальной цилиндрической камеры с эллиптическим днищем. Внутри корпуса размещена трубная система, изготовленная из коррозионно-стойкого металла. С целью повышения живучести и ремонтопригодности трубная система разделена на 20 парогенерирующих секций и закреплена в крышке ПГ.

Циркуляционный насос первого контура (ЦНПК) - вертикального исполнения с "сухим" статором. Рабочее колесо насоса, гидрокамера с патрубками и приводной асинхронный двигатель размещены в общем герметичном корпусе. Смазка и охлаждение трущихся поверхностей двух опорных и одного упорного подшипников осуществляется теплоносителем, в свою очередь охлаждаемым в специальном встроенном охладителе.

При нарушении уплотнения любая из секции встроенного холодильника может быть отключена без ущерба для дальнейшей работы ЦНПК. Чтобы предотвратить разрушительное влияние коррозии на конструктивные элементы и короткозамкнутую обмотку ротора, а также защитить изоляцию обмоток статора, и ротор, и статор отделены от воды герметичными нихромовыми перегородками (рубашками).

Обмотка статора ЦНПК состоит из двух обмоток: обмоток большой скорости и обмоток малой скорости, что позволяет обеспечить надёжный двухскоростной режим работы насоса.

Нормальная работа первого контура обеспечивается рядом вспомогательных систем:

циркуляции теплоносителя первого контура;

компенсации изменения объёма и поддержания давления теплоносителя;

подпитки теплоносителем первого контура;

очистки теплоносителя;

охлаждения оборудования ППУ;

аварийной проливки активной зоны реактора;

дренажа, слива и хранения радиоактивной воды;

разрежения воздуха в реакторном помещении.

Система очистки теплоносителя первого контура предназначена для удаления из воды первого контура растворённых в ней солей, газов и механических примесей. В ППУ применена система очистки высокого давления. (СОВД). Контур очистки включен параллельно основному тракту воды первого контура, поэтому расход в нем определяется перепадом давления в точках отбора и гидравлическим сопротивлением системы очистки [23].

В состав системы очистки каждого блока входят: один холодильник, ионообменный фильтр (ИОФ), трубопроводы и арматура. Ионообменные смолы анионит и катионит (сорбенты) - загружены в виде смешанного слоя. Вода из реактора поступает в холодильник, где охлаждается до температуры 60оС. Охлаждённая вода из реактора поступает в ИОФ, проходит через механические фильтры, слой ионообменных смол, подложку и второй комплект механических фильтров, предназначенных для предотвращения износа смол, и возвращается в контур.

Для контроля работоспособности смол и качества теплоносителя предусмотрены отбор проб до и после ИОФ. Ионообменные смолы стечением времени уплотняются под давлением потока, что приводит к росту гидравлического сопротивления фильтра и ухудшению обменных свойств сорбентов, поэтому сорбенты периодически взрыхляют обратным током воды.

Система расхолаживания предназначена для отвода тепла из активной зоны реактора в условиях дефицита пара и электроэнергии. Расхолаживание активной зоны возможно с использованием нескольких контуров:

второго контура;

холодильника системы очистки с циркуляцией теплоносителя при помощи ЦНПК, работающих на ОМС;

холодильника системы очистки с циркуляцией теплоносителя при помощи насоса ремонтного расхолаживания.

Рисунок 1.3 - Принципиальная схема паропроизводящей установки

Три автономных канала расхолаживания обеспечивают надёжное функционирование системы при всех проектных аварийных ситуациях, включая и судовые аварии.

При расхолаживании активной зоны с использованием холодильника системы очистки отсекается ИОФ. Циркуляция теплоносителя осуществляется ЦНПК. При этом основная масса теплоносителя прокачивается через активную зону реактора, а часть его поступает в холодильник, в котором охлаждается и поступает на всас ЦНПК, где более холодный теплоноситель смешивается с горячим, за счет чего происходит снижение температуры всей массы циркулирующего теплоносителя.

При невозможности или нецелесообразности использования ЦНПК циркуляция теплоносителя в остановленном реакторе для отвода остаточного тепловыделения обеспечивается НРР. Теплоноситель первого контура забирается из реактора после прохода активной зоны, охлаждается в холодильнике системы очистки и поступает на вход активной зоны.

Система третьего контура предназначена для отвода тепла от оборудования первого контура при длительной работе ЯЭУ. Охлаждению подлежит: холодильники ИОФ системы очистки теплоносителя первого контура, электродвигатели ЦНПК, приводы рабочих органов системы управления и защиты, бак железоводной защиты, конструктивные элементы вторичной биологической защиты блока ППУ. Система выполнена в виде замкнутого контура, по которому циркулирует дистиллированная вода.

В состав системы одного борта входят два циркуляционных насоса. Один насос основной, другой - резервный. В контуре поддерживает небольшое избыточное давление, которое исключает кавитацию теплоносителя в циркуляционных насосах и способствует надёжному заполнению контура. Избыточное давление в контуре создаётся подключением к нему компенсационной ёмкости - цистерны. Эта цистерна служит также для компенсации изменений объема воды в результате изменения её температуры.

Тепловая энергия воспринимаемая водой третьего контура передаётся забортной воде в теплообменнике третьего-четвертого контуров.

Очистка воды контура осуществляется в ИОФ, что позволило разместить часть оборудования вне биологической защиты.

Для непрерывной циркуляции воды в контуре, кроме резервного насоса, установлены перемычки между контурами разных бортов. При необходимости вода подаётся к потребителям по байпасному трубопроводу, минуя ИОФ.

Система четвертого контура предназначена для отвода тепловой энергии от воды третьего контура, а также для охлаждения ряда вспомогательных потребителей. В системе установлено 3 циркуляционных насоса. Два насоса постоянно находятся в работе, причем каждый насос способен обеспечить полный расход воды, третий насос - резервный. Прием и отлив забортной воды производится через клапаны забортной воды - кингстоны. Приемный трубопровод снабжен фильтром, удерживающим механические примеси в забортной воде.

Система подпитки предназначена для компенсации небольших потерь теплоносителя первого контура, происходящих в результате отбора проб или нарушения его герметичности. В состав системы входят два подпиточных электронасоса объемного типа. Насосы расположены в зоне строгого режима и включаются по мере необходимости в соответствии с показаниями уровнемеров в компенсаторах объема. Подпиточная вода размещается в подпиточных баках. Вся арматура на трубопроводах рассматриваемой системы имеет дистанционное управление.

Система компенсации изменения объема теплоносителя и поддержания его давления обеспечивает поддержание заданного давления в первом контуре и компенсацию изменений объема контура и теплоносителя. В процессе разогрева и расхолаживания и в переходных режимах.

Объём теплоносителя во время работы ЯЭУ изменяется в результате изменения его температуры: при повышении температуры избыточный объём воды вытесняется из системы циркуляции, а при снижении - вновь поступает в систему.

Для выполнения своих функций система компенсации объёма теплоносителя должна содержать две группы элементов. Первая группа предназначена для компенсации изменения объёма теплоносителя, вторая - для создания необходимого избыточного давления в первом контуре ППУ и поддержания его в заданных пределах во время работы судовой ЯЭУ.

Для компенсации изменения объёма теплоносителя в ядерных ППУ применяются ёмкости - баллоны, соединённые с основным объёмом первого контура трубопроводами. Баллоны обычно называют компенсаторами объёма.

Давление теплоносителя может быть создано путём заполнения объёма над поверхностью теплоносителя в компенсаторах объёма газом, сжатым до требуемого давления. Такая система называется газовой. Необходимое давление теплоносителя может быть получено также испарением части воды, заполняющей компенсаторы объёма, и доведением давления пара до требуемого. Систему компенсации подобного типа называют паровой.

В состав группы элементов, служащих для создания и поддержания давления теплоносителя, входят баллоны с газом, связанные с компенсаторами объёма трубопроводами. В паровой системе компенсации для этой цели используют электрогрелки, размещаемые в компенсаторах объёма. Электрогрелки снабжаются аппаратурой управления нагревом и испарением теплоносителя.

В состав газовой системы компенсации изменения объёма теплоносителя входят компенсаторы объёма, в которых размещается вытесняемый из системы циркуляции в процессе расширения теплоноситель. Компенсаторы объёма соединены трубопроводом с системой циркуляции теплоносителя. При значительном объёме теплоносителя, вытесняемого в компенсатор объёма при разогреве ППУ, последний может быть разделён на несколько ёмкостей, связанных между собой трубопроводами последовательно или параллельно.

Стремление ограничить отклонение давления в первом контуре ППУ узкими пределами приводит к необходимости иметь значительный объём газа в компенсаторах объёма. Пространство над уровнем жидкости в них становится недостаточным для размещения всего газа, и приходится дополнительно подключать несколько реверсивных баллонов, заполненных газом. Для восполнения потерь газа предусматривают баллоны с запасом газа, при необходимости подключаемые к компенсаторам объёма.

К достоинствам газовой системы компенсации изменения объёма теплоносителя относятся:

постоянная готовность к действию;

отсутствие необходимости в обслуживании в процессе работы ППУ (за исключением контроля параметров, характеризующих работоспособность системы);

отсутствие необходимости в какой-либо энергии в процессе работы ППУ.

Выбор системы компенсации изменения объёма теплоносителя производят исходя из свойств системы и предъявляемых к ней требований.

В установке ледокола использована газовая система компенсации объема и поддержания давления. В состав системы входят компенсаторы объема (КО), в которых размещается вытесняемый из системы циркуляции в процессе расширения теплоноситель. Компенсатор объема - это ёмкость высокого давления. В верхней части КО имеются патрубки для ввода теплоносителя и газа, уровнемер, и предохранитель клапанов. Компенсаторы объема соединены трубопроводом с системой циркуляции теплоносителя. Давление теплоносителя создаётся путем заполнения объема над поверхностью теплоносителя газом, сжатым до требуемого давления. Для этого к системе подключено 2 группы ресиверных баллонов с запасом газа.

Для аварийного охлаждения активной зоны реактора в случае разгерметизации первого контура предусмотрена система аварийной проливки реактора. В состав системы входят 3 проливочных насоса объемного типа, трубопроводы и арматура. По сигналу падения давления в первом контуре в действие вводятся основные проливочные насосы. Они принимают воду из цистерн запаса питательной воды и подают её в первый контур по двум автономным магистралям. В случае отказа одного из основных насосов автоматически включается резервный насос.

Система вентиляции обеспечивает удаление радиоактивных газов и аэрозолей и поддержание необходимой температуры и влажности, а также некоторого разрежения в помещениях реакторного отсека. Система делится на две автономные группы (подсистемы) по обслуживаемым помещениям. Подсистема вентиляции реакторного и аппаратного помещений обеспечивает вентиляцию по открытому и замкнутому циклам. Вторая подсистема обслуживает прочие помещения ядерной ППУ и работает только по открытому циклу. При работе системы по открытому циклу выброс воздуха производится в полую грот-мачту. Воздух, удаляемый из реакторного помещения, перед выбросом в атмосферу при необходимости проходит очистку в противоаэрозольных фильтрах тонкой очистки.

В процессе эксплуатации ядерной ППУ появляются жидкие радиоактивные отходы трёх групп:

высокоактивные - 3,7×108 Бк/л,

слабоактивные - 3,7×106 Бк/л,

воды санпропускников - 3,7×10 Бк/л.

Для раздельного сбора, хранения и выгрузки с борта судна этих вод предусмотрено 3 подсистемы - дренажа, хранения и удаления радиоактивных отходов.

Система высокоактивных вод состоит из цистерн, трубопроводов дренажа, вентиляции и выгрузки с арматурой и контрольно-измерительными приборами (КИП). В цистерны этой системы сливается теплоноситель первого контура: отбор проб, воздухоудаление, частичное дренирование.

Система слабоактивных вод включает в себя цистерны, систему осушения реакторного отсека, а также трубопроводы вентиляции и выгрузки с арматурой и КИП. Слабоактивные воды образуются при дезактивации оборудования и помещений отсека ядерной ППУ, протечках воды первого контура и сливе воды из системы очистки теплоносителя первого контура.

Высокоактивные и слабоактивные воды за борт не сливаются, а выгружаются в специальный танкер - хранилище. Цистерны этих систем установлены в защищенной плитами биологической защиты помещении, которое находится под реакторным отделением.

Система вод санпропускников состоит из трубопроводов осушения душевых санпропускников, цистерн, насосов и КИП. В цистерны этой системы сливаются воды после санобработки вахтенного персонала, работающего в отсеке ЯППУ в условиях нормальной эксплуатации. Если уровень активности воды не превышает предельно допустимых концентраций по существующим нормам, вода удаляется за борт. Выброс этих вод разрешён только на значительном удалении от берега. В случае необходимости вода может быть выгружена на берег [8, 24].

Удаление жидких РАО с судна на базу обслуживания производится специальными насосами, гидравлическими эжекторами или сжатым воздухом.

Твердые радиоактивные отходы хранятся в помещении, оборудованном специальными защитными боксами, системой транспортировки и постом для упаковки и сварки контейнеров. Система транспортировки включает в себя монорельсовую дорогу и грузовой лифт. Контейнеры с отходами до передачи в береговые хранилища хранятся в защитных боксах. Основная часть твёрдых радиоактивных отходов имеет незначительную активность.