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

парогенератор — устройство, разделяющее оба контура, поэтому оно в равной степени принадлежит как первому, так и второму. Передача теплоты через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой в парогенераторе. Для водного теплоносителя это означает поддержание в первом контуре более высокого давления, чем давление пара, подаваемого на турбину. Стремление избежать закипания теплоносителя в активной зоне реактора приводит к необходимости иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давление во втором контуре. По двухконтурной схеме работают Нововоронежская, Кольская, Балаковская и Калининская АЭС.

В качестве теплоносителя в схеме АЭС, показанной на рис. 2.2б, могут быть использованы также и газы. Газовый теплоноситель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой, играющей ту же роль, что и главный циркуляционный насос, но в отличие от водного для газового теплоносителя давление в первом контуре может быть не только выше, но и ниже, чем во втором.

Каждый из описанных двух типов АЭС с водным теплоносителем имеет свои преимущества и недостатки, поэтому развиваются АЭС обоих типов. У них имеется ряд общих черт, к их числу относится работа турбин на насыщенном паре средних давлений.

Одноконтурные и двухконтурные АЭС с водным теплоносителем наиболее распространены, причем в мире в основном предпочтение отдается двухконтурным АЭС.

В процессе эксплуатации возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогенератора, особенно в местах соединения парогенераторных трубок с коллектором или за счет коррозионных повреждений самих трубок. Если давление в первом контуре выше, чем во втором, то может возникнуть перетечка теплоносителя, приводящая к радиоактивному загрязнению второго контура. В определенных пределах такая перетечка не нарушает нормальной эксплуатации АЭС, но существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный, промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такую АЭС называют трехконтурной (рис. 2.2в).

Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором отдает теплоту нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через парогенератор по системе, образующей промежуточный контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом. Поэтому перетечка радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный невозможна. В связи с этим при возникновении неплотности между промежуточным и вторым контурами контакт воды или пара будет только с нерадиоактивным натрием. Система второго контура для трехконтурной схемы аналогична двухконтурной схеме. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.

По трехконтурной схеме работают Шевченковская АЭС и третий блок Белоярской АЭС.

27

Кроме классификации атомных электростанций по числу контуров можно выделить отдельные типы АЭС в зависимости от:

—типа реактора — на тепловых или быстрых нейтронах;

—параметров и типа паровых турбин, например, АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре;

—параметров и типа теплоносителя — с газовым теплоносителем, теплоносителем "вода под давлением", жидкометаллическим и др.;

—конструктивных особенностей реактора, например, с реакторами канального или корпусного типа, кипящим с естественной или принудительной циркуляцией и др.;

—типа замедлителя реактора, например, графитовым или тяжеловодным замедлителем, и др.

Наиболее полная характеристика АЭС объединяет все классификации, например,

Нововоронежская двухконтурная атомная электростанция с реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с теплоносителем "вода под давлением" и турбинами на насыщенном паре;

Ленинградская одноконтурная атомная электростанция с реактором канального типа на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и турбинами на насыщенном паре;

Шевченковская трехконтурная атомная электростанция с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и турбинами па перегретом паре.

2.3. Работа основного технологического оборудования АЭС

На рис. 2.2 показано основное технологическое оборудование АЭС. Сердцем АЭС является реактор 1. Для АЭС по рис. 2.2a активная зона охлаждается пароводяной смесью; реакторы АЭС по рис. 2.2б, в охлаждаются однофазной жидкостью — вода под давлением (рис. 2.2б), жидкий натрий (рис. 2.2в). Однофазность теплоносителя вызывает необходимость включения в состав АЭС компенсатора объема (давления) 7, задачу которого в одноконтурной АЭС выполняет барабан-сепаратор. Обязательным агрегатом АЭС по рис. 2.2б, в является парогенератор 8.

Циркуляция теплоносителя в реакторе обеспечивается главным циркуляционным насосом 6. Для всех схем, изображенных на рис. 2.2, двигателем является паровая турбина 2, но ее параметры и соответственно конструктивная схема различаются — для водного теплоносителя это турбина насыщенного пара среднего давления; для жидкометаллического — турбина перегретого пара высокого давления. В связи с этим в первом случае возникает необходимость таких элементов, как междуцилиндровый

28

сепаратор и промежуточный пароперегреватель. Для схемы, изображенной на рис. 2.2а, пар на турбину поступает из реактора; для схем, показанных на рис. 2.2б, в — из парогенераторов.

Отработавший в турбине пар конденсируется в конденсаторе 4 и насосом возвращается в парообразующий аппарат — реактор (рис. 2.2а) или парогенератор 8 (рис.

2.2б, в).

Таким образом, технологический процесс производства электроэнергии на АЭС включает в себя: повышение температуры конденсата до температуры насыщения и получение из него пара; расширение пара в турбине со снижением давления и температуры от начального значения перед турбиной до значения, отвечающего вакууму в конденсаторе. Суммарное протекание этих процессов определяет термодинамический цикл АЭС, особенности которого рассматриваются в гл. 3. При этом выявляется необходимость дополнения реальных тепловых схем АЭС рядом вспомогательных элементов, имеющих важное значение для повышения экономичности и надежности работы АЭС.

Во введении были указаны преимущества развития атомной энергетики. В качестве одного из ее преимуществ указывалось на значительную чистоту воздушного бассейна вокруг АЭС в сравнении с обстановкой вокруг ТЭС. Из табл. 2.1 следует, что даже в отношении к долгоживущим радионуклидам обстановка в воздушном бассейне для ТЭС хуже, чем для АЭС, так как с золой органических топлив в атмосферу выбрасываются радиоактивные изотопы радия. В наибольшей степени радиоактивные выбросы имеют место при сжигании в котлах горючих сланцев. Однако АЭС будет сохранять свои преимущества в отношении чистоты воздушного бассейна только при условии нормального выброса из вентиляционной трубы, причем существующие нормы, к сожалению, не требуют повседневного контроля этого выброса, требуя только соблюдения ежемесячных норм выброса для короткоживущих радионуклидов и годовых норм — для долгоживущих радионуклидов. Это противоречит совершенно бесспорному требованию, приведенному во Введении, высказанному Президентом МЭК М. Буатэ, согласно которому реактор должен автоматически выключаться при любом нарушении, независимо от действий персонала.

Таблица 2.1. Годовые выбросы от ТЭС мощностью 1000 МВт

29

Г л а в а 3

ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ ПАРА НА АЭС С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

3.1. Выбор начальных параметров пара

Во Введении отмечено, что наибольшее распространение в мире получили АЭС с водным теплоносителем. Именно такие АЭС и будут рассматриваться в качестве основного содержания данного учебника и лишь в последних главах будут рассмотрены АЭС с другими теплоносителями.

На всех современных АЭС работа, превращаемая в электроэнергию, производится в паровых турбинах. Параметры пара, поступающего на турбину, находятся в прямой зависимости от параметров теплоносителя, отличающихся для различных типов АЭС.

Для одноконтурной АЭС (см. рис. 2.2а) теплоносителем реактора является вода и пароводяная смесь. При принятом в нашей стране канальном выполнении таких реакторов и графитовом замедлителе стенки технологических каналов, выполненные из циркониевого сплава, находятся под полным давлением теплоносителя. С ростом давления в реакторе повышаются параметры пара и тепловая экономичность паровой турбины, по одновременно увеличивается толщина стенок технологических каналов. Это приводит к ухудшению нейтронно-физических характеристик реактора и может потребовать применения более обогащенного урана. Удорожание реактора в связи с большим расходом циркониевых сплавов и повышением обогащения ядерного топлива может повлиять на экономическую эффективность АЭС даже негативно, несмотря на рост термической эффективности. На основе расчетных проработок и опыта эксплуатации

30

одноконтурных АЭС давление теплоносителя в таком реакторе в настоящее время принимается равным 7 МПа, то есть парообразование в реакторе одноконтурной АЭС отвечает температуре воды в реакторе, равной 285 , соответственно начальные параметры пара перед турбиной составляют 6,5 МПа и 280 .

Для двухконтурной АЭС (см. рис. 2.2б) теплоносителем является вода под давлением, которая одновременно служит и замедлителем, циркониевые сплавы, используемые для кассет активной зоны, не испытывают перепада давлений. Это позволяет выбрать давление теплоносителя в реактора максимально возможным по условиям изготовления мощных корпусов. При современном состоянии мирового и отечественного реакторостроения таким давлением является 16 МПа. Условие однофазности теплоносителя на выходе из реактора — его недогрев до кипения. Соответственно ограничивается не только температура теплоносителя на выходе из реактора, но и температура на входе в реактор (на выходе из парогенератора), которая принимается равной 290 . С учетом необходимого перепада температур в парогенераторе (между теплоносителем и пароводяной смесью) температура парообразования составляет 278 , что отвечает давлению 6,4 МПа. Начальные параметры пара перед турбиной 6 МПа и 274

.

Если теплоноситель для двухконтурной АЭС (см. рис. 2.2б) газообразный, то его предельная температура зависит прежде всего от теплофизических свойств. Так, для углекислого газа СО2 существуют определенные температурные ограничения; если реактор охлаждается гелием, то предельная температура теплоносителя ограничивается только стойкостью конструкционных материалов. Эти вопросы, а также выбор параметров пара перед турбиной и давления теплоносителя, которое в отличие от водного теплоносителя не связано с уровнем температуры, рассмотрены в гл. 17.

Для трехконтурной АЭС (см. рис. 2.2в) пока практически единственным теплоносителем является жидкий натрий. Его предельная температура определяется только стойкостью конструкционных материалов, а давление, как и для газового теплоносителя, не связано с уровнем температуры. Выбор параметров пара перед турбиной для трехконтурных АЭС рассмотрен в гл. 16.

Не указывая в данном параграфе конкретных значений параметров пара перед турбиной для газообразного и жидкометаллического теплоносителей, отметим, что уровень этих температур выше критической температуры воды. Соответственно выше критической температуры может быть и начальная температура пара перед турбиной. Для водного теплоносителя температура пара перед турбиной (см. выше) ниже критической. Это важное обстоятельство должно быть учтено при анализе термодинамических циклов.

3.2. Термодинамические циклы паротурбинной установки в Т, s — диаграмме

Известно, что наивысшее значение термического КПД имеет цикл Карно, состоящий из двух изотерм и двух изоэнтроп (адиабат). Термический КПД цикла Карно тем выше, чем больше начальная (Т1, К) и меньшая конечная (Т2, К) температуры цикла:

(3.1)

31