2.2.1. Циклы ядерных энергетических установок
Ядерными называют энергетические установки, в которых для получения рабочего тела (чаще всего водяного пара) используется теплота, выделяющаяся в результате цепной реакции деления ядер урана-233, урана-235 и др. Основными агрегатами ядерной энергетической установки (ЯЭУ) являются: ядерный реактор, парогенератор, паровая турбина, электрический генератор и другое оборудование, обеспечивающее процесс превращения ядерной энергии в электрическую.
На рис. 2.6,а приведена принципиальная схема одноконтурной ЯЭУ. Реакция деления ядерного топлива происходит в реакторе 1. Выделившаяся при этом теплота передается воде, которая нагревается и превращается в пар. Из реактора пар направляется в турбину 2, где расширяется и совершает работу. Отработавший пар поступает в конденсатор 3, где конденсируется, а конденсат насосом 4 подается в реактор. По такой схеме работают Ленинградская, Курская, Чернобыльская и другие атомные электростанции (АЭС).
а) |
б) |
Рис. 2.6. Принципиальная схема одноконтурной (а) и двухконтурной (б)
ядерных энергетических установок
В двухконтурной ЯЭУ (рис. 2.6,б) используется два теплоносителя. В первом контуре с помощью насоса 6 циркулирует промежуточный теплоноситель (органические вещества, вода и т. д.), который нагревается в ядерном реакторе 1 и отдает свою теплоту воде в парогенераторе-теплообменнике 7. Образовавшийся водяной пар совершает процессы, характерные для паротурбинной установки. В двухконтурной ЯЭУ второй контур, где циркулируют вода и пар, отделен от первого биологической защитой 5.
Цикл ЯЭУ с насыщенным водяным паром представлен на рис. 2.6,а. Он состоит из следующих процессов: 4-4' – сжатие воды в питательном насосе; 4'-1 – нагрев воды до температуры кипения в реакторе; 1-2 – парообразование в ядерном реакторе; 2-3 – адиабатное расширение пара в турбине; 3-4 – отвод теплоты в конденсаторе при постоянном давлении. При определенных упрощениях цикл, совершаемый рабочим телом в ЯЭУ, можно рассматривать как простейший цикл Ренкина, работающий на насыщенном паре.
а) |
б) |
Рис. 2.7. Изображение в Т, s – диаграмме цикла ядерной энергетической
установки с насыщенным водяным паром (а) и
с сепарацией и перегревом пара (б)
Влажность пара на выходе из турбины ограничивают 13…14 % по условиям прочности и экономичности. Поэтому в паровых турбинах ЯЭУ для снижения конечной влажности применяют промежуточную сепарацию влаги из пара, промежуточный перегрев пара либо сепарацию с последующим перегревом отсепарированного пара. Давление пара, при котором производятся сепарация и перегрев, определяется технико-экономическими расчетами и ориентировочно составляет 10…15 % от начального давления.
В Т, s – диаграмме (рис. 2.7,б) линия 1-2-а-b-3'-4-1 изображает цикл ЯЭУ с сепарацией пара, а линия 1-2-a-b-c-3-4-1 – цикл с сепарацией пара и последующим перегревом пара.