Защитное ограждение реакторного отсека судна

Изобретение относится к области судостроения и касается силовых корпусных конструкций, в частности переборок защитного ограждения реакторного отсека атомной энергетической установки судна, и может быть использовано, например, для разработки защитного ограждения реакторного отсека ледокола или плавучей атомной электростанции. Предложено защитное ограждение реакторного отсека судна, представляющее собой герметичный стальной корпус, расположенный над баком металловодной защиты, в пролетах между палубами для обеспечения напряженного состояния, близкого к безмоментному, оно выполнено из безреберных панелей, выгнутых наружу и имеющих цилиндрическую поверхность с горизонтальной образующей, причем радиус кривизны панелей однозначно определяется расстоянием между смежными палубами и отношением площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру. Технический результат заключается в снижении массы защитного ограждения, уменьшении объема сварки, обеспечении более равномерного напряженного состояния безреберных цилиндрических панелей ограждения. 3 ил.

 

Изобретение относится к области судовой техники и касается силовых корпусных конструкций, в частности, защитного ограждения реакторного отсека (ЗО РО) атомной энергетической установки судна и может быть преимущественно использовано для разработки защитного ограждения реакторного отсека ледокола или плавучей атомной электростанции. Кроме того, изобретение может найти использование для разработки защитного ограждения реакторного отсека надводного корабля или транспортного судна.

Известна конструкция защитного ограждения реакторного отсека на основе традиционных конструктивно-силовых схем, широко применяемых в судостроении (Барабанов Н.В. Конструкция корпуса морских судов. Л.: Судостроение, 1981; Блинов В.М. Атомные ледоколы. Мурманск.: РосАтомФлот, 2014). В таких конструкциях основными силовыми элементами, воспринимающими все факторы нагружения, являются плоские переборки, подкрепленные сварными вертикальными стойками таврового профиля. Стойки являются многопролетными балками, опорами для которых служат палубы и платформы.

Недостатками такой конструкции являются нерациональное использование прочностных характеристик стали из-за неравномерности распределения знакопеременных изгибных напряжений как по длине стоек, так и по высоте их поперечного сечения, а также большой объем сварки, следствием чего является высокая трудоемкость и большая металлоемкость защитного ограждения.

Известна конструкция защитной оболочки реакторного отсека (Данилевич Я.Б., Бордученко Ю.Л., Мурамович В.Г., Петухов В.В. Об использовании ЯЭУ утилизируемых подводных лодок. Информационное агентство ProAtom, 17.11.2008, www.proatom.ru), применяемая на подводных лодках, наиболее близкая по конструктивным признакам к предлагаемому изобретению и принятая за прототип, состоящая из замкнутой цилиндрической оболочки, подкрепленной кольцевыми шпангоутами и продольными ребрами, которая может быть использована в качестве защитной оболочки реакторного отсека надводного судна.

Недостатком прототипа, применительно к надводному кораблю или другому многопалубному судну, является трудность размещения в нем реакторного отсека в форме горизонтального цилиндра большого диаметра, учитывая, что длина и высота защитного ограждения судовой реакторной установки намного больше ширины отсека.

Задача, на решение которой направлено заявленное изобретение, состоит в уменьшении металлоемкости и объема сварки в защитном ограждении реакторного отсека, расчетные нагрузки на которое определяются «Правилами классификации и постройки атомных судов и плавучих сооружений» Российского морского регистра судоходства.

Анализ расчетов показал, что нагрузкой, вызывающей наибольшие напряжения в элементах защитного ограждения, являются внутреннее давление при аварии реакторной установки и внешнее давление при затоплении, поэтому в качестве пути решения задачи более рационального использования механических свойств стали выбрана конструкция, обеспечивающая напряженное состояние близкое к безмоментному.

Техническим результатом является снижение массы защитного ограждения и уменьшение объема сварки за счет отказа от стоек и обеспечение более равномерного напряженного состояния безреберных цилиндрических панелей по сравнению с плоскими переборками, подкрепленными стойками. Дополнительным техническим результатом, обеспечиваемым изобретением, является возможность за счет менее значительного снижения массы защитного ограждения реакторного отсека применить в качестве материала панелей увеличенной толщины более дешевую сталь, имеющую меньший предел текучести, но относительно лучшие пластические характеристики, и тем самым повысить трещиностойкость и усталостную прочность. Кроме того, увеличение толщины панелей повышает их устойчивость при затоплении судна.

Технический результат достигается тем, что в защитном ограждении реакторного отсека судна, представляющем собой герметичный стальной корпус, расположенный над баком металло-водной защиты, имеются следующие отличия: защитное ограждение в пролетах между палубами для обеспечения напряженного состояния, близкого к безмоментному, выполнено из безреберных панелей, выгнутых наружу и имеющих цилиндрическую поверхность с горизонтальной образующей, радиус кривизны панелей однозначно определяется расстоянием между смежными палубами и отношением площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру по формуле

где

г - радиус кривизны панели,

а - расстояние между смежными палубами,

с - отношение площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру.

Толщина панелей назначается соответственно величине максимального давления и допускаемому напряжению для материала панелей.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где:

на фиг.1 представлено защитное ограждение реакторного отсека, образованное безреберными панелями, под действием внутреннего давления;

на фиг.2 представлены фрагменты (на длине одной шпации), где:

а) - фрагмент традиционного защитного ограждения реакторного отсека судна из плоских переборок с вертикальными стойками;

б) - фрагмент предлагаемого защитного ограждения из безреберных панелей, имеющих цилиндрическую поверхность;

на фиг.3 представлена геометрия безреберных панелей, имеющих цилиндрическую поверхность, где

а - расстояние между смежными палубами,

с - отношение площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру,

h - стрела сегмента.

На фигурах выполнены следующие обозначения:

1 - безреберные панели;

2 - палубы;

3 - бак металло-водной защиты (МВЗ);

4 - фрагмент плоской переборки (на длине одной шпации).

Защитное ограждение реакторного отсека судна, которое традиционно состоит из плоских переборок, подкрепленных вертикальными стойками, предлагается заменить выгнутыми наружу безреберными панелями 1, имеющими цилиндрическую поверхность с горизонтальной образующей, над баком металло-водной защиты 3 в пролетах между палубами 2 (фиг. 1). Радиус кривизны безреберных панелей определяется формулой

где:

а - расстояние между смежными палубами,

с - отношение площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру,

S- площадь ограждения в горизонтальной плоскости,

Р- периметр ограждения.

Погонная нагрузка Q по периметру ограждения от давления р равна Q=р-с, где с - отношение площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру. Напряженно-деформированное состояние панели, близкое к безмоментному, создается при нагрузке Q, если радиус кривизны рассчитан по формуле 1

Стрела сегмента h (фиг.3) при этих условиях равна

Толщина панелей назначается соответственно величине максимального давления и допускаемому напряжению для материала ограждения.

Сравнение характеристик традиционной и панельной конструкций защитного ограждения реакторного отсека судна выполнено расчетным путем:

При размерах защитного ограждения 12×8×13 м, расстоянии между палубами 2,6 м, толщине панелей 16 мм и радиусе кривизны 2,73 м расчет на действие внутреннего давления показал, что уровень максимальных напряжений обеспечивается таким же, как в защитном ограждении реакторного отсека судна из плоских переборок с толщиной обшивки 40 мм, подкрепленных через 800 мм сварными таврами 20×180 / 18×340 мм.

Масса защитного ограждения в панельном варианте составляет 71 т, в традиционном - 209 т.Стрела сегмента панели, составляющая 330 мм, не превышает высоту профиля стойки (360 мм). Сварные швы, соединяющие стенки стоек с поясками и полотнищем переборок, имеют общую длину 1142 м, в панельном варианте эти швы не нужны.

Увеличение толщины панелей с 16 мм до 20 мм привело бы к повышению массы до 89 т, но позволило бы перейти от стали категории D40 к использованию в качестве материала защитного ограждения более дешевой стали D32; при этом устойчивость панелей под воздействием наружного давления была бы увеличена вдвое.

Таким образом, данное техническое решение за счет замены плоских переборок выгнутыми наружу безреберными панелями, имеющими цилиндрическую поверхность с горизонтальной образующей, причем радиус кривизны панелей однозначно определяется расстоянием между смежными палубами и отношением площади отсека к его периметру, позволяет обеспечить за счет более равномерного напряженного состояния безреберных цилиндрических панелей снижение массы защитного ограждения и уменьшение объема сварки.

Защитное ограждение реакторного отсека судна, представляющее собой герметичный стальной корпус, расположенный над баком металловодной защиты, отличающееся тем, что защитное ограждение в пролетах между палубами для обеспечения напряженного состояния, близкого к безмоментному, выполнено из безреберных панелей, выгнутых наружу и имеющих цилиндрическую поверхность с горизонтальной образующей, причем радиус кривизны панелей однозначно определяется расстоянием между смежными палубами и отношением площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру по формуле

r - радиус кривизны панели,

а - расстояние между смежными палубами,

с - отношение площади ограждения в горизонтальной плоскости к его периметру.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетической установке. Установка (4) включает защитную оболочку (8) реактора и систему (2) фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса по меньшей мере один главный циркуляционный насос, один парогенератор и одна выгородка.

Изобретение относится к термоядерной технике, а именно к конструкции вакуумной камеры (ВК) и системы локализации аварии (СЛА) в термоядерном реакторе ТЯР или в демонстрационном термоядерном источнике нейтронов (ДЕМО-ТИН).

Изобретение относится к средству обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС) и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.

Изобретение относится к системе, обеспечивающей безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.

Изобретение относится к технологии улучшения или упрочнения грунта с помощью термических, электрических или электрохимических средств. Способ восстановления барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов включает погружение электродов в область образования трещин и полостей в барьерном материале, создание электрического поля между электродами, подачу жидкости-носителя в область, примыкающую к электроду, перемещение жидкости-носителя от одного электрода к другому.

Изобретение относится к области обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций (АЭС) в различных режимах, включая аварийные, и направлено на обеспечение контроля воздушных потоков в контайнменте АЭС.

Изобретение относится к системе аварийного охлаждения активной зоны реактора при аварии с потерей теплоносителя, а именно к устройствам защиты приямков (УЗП) в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующему модулю в устройстве защиты приямков и фильтрующему элементу устройства защиты приямков.

Изобретение относится к устройству для пассивного отбора избыточной тепловой энергии от промышленных объектов, АЭС и ТЭЦ без использования внешних источников энергии и оборудования.

Изобретение относится к противоаварийной защите атомных электростанций, в частности к технологиям снижения последствий или предотвращения пожаров и предотвращения накопления взрывчатых газов, обеспечивающим водородную взрывобезопасность в помещениях защитной оболочки (ЗО) атомных электростанций (АЭС) с водоводяным энергетическим реактором (ВВЭР).

Изобретение относится к области судостроения и касается вопросов компоновки корпуса судна по отсекам при разработке новых проектов атомных ледоколов и судов с атомными энергетическими установками, предназначенных для эксплуатации в тяжелых ледовых условиях.
Наверх