Материал: Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции (1994 г., 5-е издание)

7. 7. Вспомогательные системы реакторной установки

В состав реакторных установок, кроме рассмотренных выше систем, входит еще ряд вспомогательных систем:

контроля целостности технологических каналов (KЦTK) реактора РБМК — осуществляется контроль влажности (периодически) и температуры (постоянно) в области между кладкой и технологическими каналами (ТК); при обнаружении аварии реактор останавливают для замены аварийного ТК;

контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов. Для РБМК она осуществляется непрерывно в процессе эксплуатации по активности пароводяной смеси в ПВК у входа их в барабаны-сепараторы. С целью контроля вдоль каждого барабана движется тележка с датчиками; в случае повышенной активности тележка останавливается с выдачей сигнала на щит для замены дефектного твэла. Для реакторов ВВЭР аналогичная система действует только в периоды перегрузок;

гелиевого заполнения реактора РБМК. Для поддержания температуры графитовой кладки не выше 800 и предотвращения утечки гелия контур уплотнен азотом. Так как содержание азота не должно превышать 20 % для обеспечения высокого коэффициента теплоотдачи, то часть азотно-гелиевой смеси постоянно отводится на очистку по принципу конденсации из смеси азота, кислорода и аргона. Очищенный гелий возвращается в кладку, а азот и аргон выдерживают в жидком виде для спада активности в специальных емкостях и затем сбрасывают в атмосферу;

охлаждения каналов системы управления и защиты (СУЗ) РБМК, для чего устанавливают бак вместимостью 110 м3, водо-водяной теплообменник и насос для циркуляции обессоленной воды в целях отвода теплоты от каналов СУЗ. В теплообменнике давление охлаждающей воды промконтура больше, чем охлаждаемой воды СУЗ, что исключает попадание радиоактивности в воду промконтура; часть воды контура охлаждения (10 м3/ч) проходит очистку для удаления продуктов коррозии;

охлаждения бассейнов выдержки отработавших твэлов, необходимая для отвода остаточного тепловыделения отработавшего топлива во время его хранения;

сбора организованных протечек первого контура ВВЭР и возврата их в контур специальным насосом;

технологических сдувок газообразных продуктов из надводного пространства

бассейнов выдержки отработавших твэлов, а также из надводного пространства барботеров системы компенсации объема для ВВЭР и технологических конденсаторов для РБМК. Для разбавления газов до взрывобезопасной концентрации используется азот;

дожигания водорода из газообразных сдувок.

Работа всех вспомогательных систем, в том числе и других, не упомянутых выше, рассматривается в единой технологической связи с основным оборудованием реакторных установок как в нормальной эксплуатации, так и в аварийных условиях.

132

Для холодильников вспомогательных систем реакторных контуров, как правило, используется только техническая вода промконтура, которая, в свою очередь, охлаждается исходной технической водой в теплообменниках (см. 21 на рис. 7.11). При этом для реактора ВВЭР-1000 по промежуточному контуру циркулирует около 1500 м3/ч, а соответствующий расход исходной технической охлаждающей воды составляет 3000 м3/ч. Подается эта вода насосами (см. 22 на рис. 7.11), то есть система находится в эксплуатации не только в аварийных, но и в нормальных режимах. Различие заключается в резком увеличении прокачки воды насосами в аварийных режимах, которое осуществляется соответствующими регулировочными вентилями.

7. 8. О перспективном развитии реакторов с водным теплоносителем для двухконтурной АЭС

В главе 6 "Парогенераторная установка АЭС с ВВЭР" обсуждались возможности повышения мощности и параметров пара применительно к ВВЭР-1000. Более глубокое рассмотрение этого вопроса приводит к мысли о том, что атомной энергетике предстоит пройти тот же путь, который прошла обычная теплоэнергетика. Вспомним, что еще относительно недавно теплоэнергетика всех даже самых передовых стран опиралась на установки, вырабатывающие пар докритических параметров. Анализ работы этих установок, проведенный в свое время, показал, что требуется переход на принципиально новые решения. Таким решением оказался переход на сверхкритические параметры с соответствующим решением вопроса о повышении КПД и единичной мощности блока.

Нет сомнения в том, что именно такой переход предстоит осуществить и атомной энергетике в настоящее время, о чем свидетельствует уровень проработки данного вопроса к настоящему времени.

При переходе на сверхкритическое давление теплоносителя можно ожидать одновременно как улучшения экономических показателей АЭС, так и повышения ее безопасности. Улучшение экономических показателей при переходе на СКД обеспечивается повышением КПД, возможным увеличением единичной мощности блока, снижением удельного расхода металла и улучшением топливного цикла. Например, при давлении теплоносителя ~ 24,0 МПа и температуре после реактора 380 — 390 давление пара на выходе из парогенератора может быть повышено до 10 — 11 МПа.

Однако исходя из температуры теплоносителя ясно видно, что начальный перегрев пара возможен, что благоприятно для работы и создания соответствующей турбины. Но он не настолько высок, чтобы отказаться от промежуточной сепарации и следующего за ней одноступенчатого промежуточного перегрева.

Анализ нового блока закритических параметров показывает, что КПД может быть увеличен до 38%. При указанном выше давлении пара, выдаваемого парогенератором, его начальная температура перегрева превысит температуру насыщения всего на 40 — 50 , но существенно сократит промежуточный перегрев его, что само по себе немаловажно.

При этом можно ожидать, с учетом повышения удельной энергонапряженности активной зоны, связанного с отсутствием кризиса теплоотдачи при СКД, роста единичной

133

мощности реакторной установки до 1500 МВт/(эл) в габаритах корпуса ВВЭР-1000. Удельная масса металла первого контура снижается, в первую очередь, за счет уменьшения в несколько раз теплообменной поверхности парогенератора из-за роста температурного напора. Кроме того, резкое изменение плотности воды при СКД и небольшом изменении температуры позволяют поддерживать критичность активной зоны за счет изменения спектра нейтронов — при снижении температуры замедляющая способность воды существенно улучшается, при увеличении температуры — ухудшается. Более мягкий спектр нейтронов при снижении температуры приводит к улучшению характеристик деления, что позволяет избежать необходимости введения поглотителей для компенсации избыточной реактивности в начале кампании. Это дает возможность внедрить более экономичный топливный цикл при отказе от борного регулирования.

Повышение безопасности АЭС при переходе на сверхкритическое давление теплоносителя связано с отсутствием кризиса теплоотдачи в активной зоне, возможностью отказа от борного регулирования. Соответственно исключается целый класс аварий, связанных, например, с выбросом СУЗ, со значительным ростом мощности реактора во всех режимах.

Однофазность теплоносителя при СКД снимает основные проблемы, связанные с обеспечением надежной циркуляции при создании более безопасных реакторных установок интегрального типа. Важным является также повышение уровня температуры теплоносителя, поскольку при этом значительно снижается радиационное охрупчивание корпуса реактора.

К настоящему времени появилась возможность замены аустенитной нержавеющей никельсодержащей стали на коррозионно-стойкую, в том числе и в отношении коррозии под напряжением, но значительно более дешевую мартенситно-ферритную сталь 08Х14МФБ-Ш, имеющую и другие положительные качества. Эту сталь следует применить для трубок парогенераторов, а также для плакировки корпуса реактора и основных трубопроводов от него, возможно даже выполнение всего корпуса и трубопроводов реактора из этой стали.

Отказ от борного регулирования сделает излишним введение едкого кали в воду с заменой аммиака вводом микроколичеств ЭДТА.

Г л а в а 8

ПАРОТУРБИННАЯ УСТАНОВКА АЭС

СВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

8.1.Особенности паротурбинной установки

на насыщенном паре

Основные особенности паровой турбины АЭС с ВВЭР и РБМК связаны с ее работой на насыщенном паре и потому с относительно малым теплоперепадом (большой расход пара) и работой большей части ступеней на влажном паре. Соответствующий цикл паротурбинной установки обоснован в гл. 3, где показана также необходимость сепарации

134

и промперегрева между частью среднего давления (ЧСД) и частью низкого давления

(ЧНД) турбины.

ЧСД турбины выполняется в виде одного цилиндра среднего давления (ЦСД), а ЧНД турбины состоит обычно из нескольких цилиндров низкого давления (ЦНД), причем каждый из них выполнен двухпоточным. Пар после ЦСД и сепаратора-промперегревателя поступает параллельно во все ЦНД. (Правильнее говорить именно ЧСД и ЦСД, так как речь идет о среднем давлении, хотя иногда, по аналогии с обычной теплоэнергетикой, головную часть турбины АЭС называют ЧВД и ЦВД.) В любых паровых турбинах, за исключением противодавленческих, приходится иметь дело с работой на влажном паре. Если для турбины ТЭС на перегретом паре это относится только к последним ступеням ЦНД (см. рис. 16.4), то для машины на насыщенном паре большая часть НД, то есть ступени после промежуточного перегрева пара между цилиндрами, работают на перегретом паре. Влияние влажности пара отрицательно сказывается на тепловой экономичности установки — внутренний относительный КПД турбины при работе на влажном паре уменьшается. Приближенно можно считать, что

то есть увеличение средней влажности пара на 1% приводит к уменьшению внутреннего относительного КПД турбины также примерно на 1 %.

Влажность пара отрицательно влияет на работу турбины также и в связи с эрозией лопаток. Существуют методы отвода влаги из проточной части турбины. Конструкции внутритурбинных влагоудаляющих устройств различны.

Значительная часть влаги отбрасывается к корпусу по поверхности лопаток рабочего колеса, поэтому такие сепарационные устройства целесообразно располагать непосредственно за рабочим колесом, тогда отведенный конденсат уже не будет оказывать вредного влияния на работу последующих ступеней турбины. Для последней ступени ЦНД отводят влагу также и с помощью влагоулавливающего устройства, расположенного за сопловым аппаратом.

Для удаления влаги из влагоулавливающей камеры отсасывается некоторое количество пара, который направляется затем в регенеративную систему. Эффективность влагоудаления возрастает с увеличением отсоса, однако при этом возрастает недовыработка электроэнергии на отсасываемом паре. Хотя теоретически было бы целесообразно отводить влагу после каждой ступени, внутритурбинные влагоулавливающие устройства располагают только в ЦНД, где в связи с большими диаметрами проточной части турбины эрозионный износ лопаточного аппарата проявляется сильнее.

Эрозионные разрушения лопаток паровой турбины начинаются с их поверхности. Поэтому для снижения эрозии применяют различные способы упрочнения поверхности лопаток — хромирование, местную закалку кромок, нагартование, упрочнение поверхностного слоя электроискровым способом и др. На отечественных заводах наиболее распространен последний способ. Совершенно обязательно упрочнение поверхностного слоя лопаток для последних ступеней. Для этих целей используется стеллит, но бескобальтовый. Эффективность защитных мероприятий в решающей мере зависит от качества их выполнения, причем при плохом выполнении эрозия идет в еще

135

большей мере, чем в отсутствие защитных мероприятий. В последние годы стали изготовлять лопатки для влажного пара из эрозионно-стойких материалов. Наряду с этим продолжаются поиски наиболее эффективных влагоудаляющих внутритурбинных устройств в сочетании с выбором более рациональных конструктивных и газодинамических параметров.

Наиболее эффективен вывод влаги через отборы турбины, особенно если число отборов отвечает числу ее ступеней. Уменьшение влажности при отводе влаги с греющим паром системы регенерации в процессах, изображаемых на h,s-диаграмме, обычно не учитывается. Это означает, что влажность по ступеням и за турбиной в действительности меньше, чем это следует из тепловых процессов в h,s — диаграмме.

8.2. Развитие турбины насыщенного пара

В гл. 3 указывалась эффективность повышения давления перед турбиной, а в гл. 2 — увеличения ее единичной мощности.

Этот процесс наглядно виден из табл. 8.1. Основные характеристики турбин насыщенного пара приведены в табл. 8.2 и 8.3. Процессы в h,s — диаграммах для всех турбин, упомянутых в этих таблицах, приведены на рис. 8.1 и 8.2. Из табл. 8.2 и 8.3 видно, что для турбинных установок, так же как и для паро-генераторных и реакторных, характерно последовательное увеличение единичной мощности и повышение начального давления.

Таблица 8.1. Развитие турбины насыщенного пара для АЭС с ВВЭР

Важным вопросом развития турбинной установки на насыщенном паре в свете увеличения ее мощности является выбор частоты вращения — 50 или 25 с-1. Быстроходные турбины меньше по габаритам и затратам металла, поэтому турбины для АЭС начали свое развитие с числа оборотов 50 с-1. Увеличение мощности до 500 и 750 МВт не встретило особых сложностей. Однако создание быстроходной машины на 1000 МВт было сложнее. Чем больше проходное сечение последней ступени, тем больше эрозионное воздействие на лопаточный аппарат. Уменьшить его можно увеличив

136