Список использованных источников

1. Кириллин, в.А. Техническая термодинамика / в.А. Кириллин, в.В. Сычев, а.Е. Шейндлин. – м.: «Энергия», 1974. – 448 с.

IV. (Тема 12) Некоторые вещества, рассматриваемые на роль теплоносителей – рабочих тел тэс и аэс

Реферативное изложение темы

Различие понятий: рабочее тело и теплоноситель, требования к ним. Легкая вода, водяной пар. Тяжелая вода. Жидкие металлы. Воздух, продукты сгорания. Диссоциирующая четырехокись азота. Гелий и др.

Для отвода тепла от источника и дальнейшего преобразования его в механическую работу используют различные газообразные или жидкие вещества, называемые теплоносителями (рабочими телами). В одноконтурных теплоэнергетических установках одно и то же вещество исполняет роль и теплоносителя и рабочего тела. Теплоноситель – это вещество, отводящее тепло в теплоисточнике или передающее (принимающее) его в теплообменнике, а рабочее тело – это вещество, производящее работу в процессе расширения в турбине или потребляющее работу (энергию) в процессе сжатия в насосе или компрессоре.

Выбранное вещество должно удовлетворять заданным условиям теплопереноса, требовать возможно меньший расход энергии для его прокачивания, обеспечивать термодинамические условия производства работы в процессе расширения в турбине, удовлетворять определенным коррозионным и эрозионным требованиям. В ядерных энергетических установках (ЯЭУ), на АЭС, теплоноситель, проходящий через активную зону, кроме того, должен иметь малое сечение поглощения, малую активацию и устойчивость в условиях нейтронного облучения. И ряд эксплуатационных, технико-экономических требований, в том числе: пожаро- и взрывобезопасность, нетоксичность, термостойкость, низкая стоимость производства или добычи [12.1; 12.2].

Учет этих требований резко снижает круг подходящих веществ, которые потом подвергались технико-экономическим исследованиям для рекомендации их использовать в качестве теплоносителей и рабочих тел. В ТЭУ на органическом топливе в тепловой схеме одноконтурного исполнения теплоносителем – рабочим телом служат обычно вода – водяной пар в паротурбинных установках (ПТУ); воздух, продукты сгорания, подходящие газы в газотурбинных установках (ГТУ). Эти же вещества используются и в комбинированных ТЭУ. Комбинация двух веществ возможна как в одноконтурном исполнении (например, ГТУ с впрыском пара), так и в двухконтурном виде (в бинарном цикле). Большое распространение получила комбинация продуктов сгорания, воздуха и водяного пара в парогазовых установках (ПГУ).

Как легкая, так и тяжелая вода обладают хорошими теплопередающими свойствами; с малыми затратами энергии прокачивается насосами; невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации оборудования. Легкая вода дешева, а тяжелая вода – дорога. Тяжелая вода обладает высокими качествами замедлителя нейтронов, а газовое охлаждение позволяет при ограниченных давлениях получать достаточно высокие температуры, что дает предпосылку к использованию современных паровых турбин.

Сочетание тяжеловодного замедлителя с газовым (СО₂) охлаждением нашло применение в реакторах, разрабатываемых в Чехословакии, и во Франции. В таких конструкциях теплоноситель и замедлитель должны быть разделены теплоизолирующим слоем, и замедлитель может оставаться при относительно низкой температуре [12.3].

Стремление применять современные паровые турбины с начальными параметрами Р_н = 240 ата и t_н = 565 и достигать КПД нетто АЭС 42  43 % привело английских конструкторов к использованию гелия в качестве теплоносителя в высокотемпературных газовых реакторах (HTGR). Замедлителем здесь применяется углерод, рассматривается окись бериллия. Гелий рассматривался и в качестве теплоносителя – рабочего тела в одноконтурных АЭС. Гелий обладает высокой радиационной стойкостью; он нейтрален к конструкционным материалам, не подвергается активации в нейтронном поле; имеет большую теплоемкость. Однако высокая текучесть гелия, требующая особо сложных уплотнений, и дороговизна производства сдерживают его применение [12.1; 12.2].

Д.П. Гохштейн [12.4] предлагал использовать в качестве рабочего тела в конденсационных циклах СО₂, фреоны. В бинарных циклах он предлагал в верхней части цикла применять водяной пар, а в нижней – фреоны или СО₂.

Особенностью ядерных реакторов на быстрых нейтронах являются более высокие, чем в ядерных реакторах на тепловых нейтронах, теплонапряженности активной зоны (400-1000 кВт/л). Такие теплонапряженности требуют применения теплоносителей в реакторном контуре с высокими теплофизическими свойствами. Во всех построенных ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяется жидкометаллический натриевый теплоноситель, имеющий более высокие, чем вода и инертные газы, теплофизические свойства. Натрий обладает значительной наведенной радиоактивностью, несовместим с водяным паром – рабочим телом турбоустановки. Поэтому в АЭС с быстрыми реакторами на натриевом охлаждении вынуждены применять трехконтурные схемы с промежуточным нерадиоактивным натриевым контуром (Na – Na – H₂O). Это приводит к потере температурного потенциала между контурами.

В США, Англии и других странах в ряде проектов АЭС с быстрыми реакторами на натрии для повышения термодинамического КПД, снижения металлоемкости оборудования и улучшения технико-экономических показателей АЭС предлагалось применить ртутно-паровой бинарный цикл. Кроме натрия предлагается сплав натрия с калием; возможно в принципе применение и других жидких металлов: свинец, цезий, литий, висмут [1,2].

С 1962 по 1985 годы в Институте ядерной энергетики АН БССР (до июня 1965 г. в отделении атомной энергетики Института тепло- и массообмена АН БССР) проводились теоретические и экспериментальные работы по изучению диссоциирующих газов N₂O₄, Аl₂Cl₆ и Al₂Br₆ в качестве теплоносителей и рабочих тел в одноконтурных АЭС с быстрыми реакторами [12.4]. Венцом ядерных разработок в Белоруссии было строительство двух образцов передвижной одноконтурной АЭС «Памир» с теплоносителем – рабочим телом на основе N₂O₄ – нитрином. До сих пор недалеко от Сосен о них напоминают высокие полосатые трубы в 3-х километрах друг от друга.

В первые десятилетия развития ядерной энергетики в мире проектировалось множество вариантов схем, на разных теплоносителях и рабочих телах, в том числе и достаточно экзотических, пока не случилась Чернобыльская авария. Рассматривались и даже применялись органические теплоносители (дифенил, трифенил) [12.1]. Одним из основных недостатков такого рода теплоносителей является их тепловая и радиационная нестойкость [12.1; 12.2].

Особое место среди всевозможных теплоносителей занимают теплоносители, несущие ядерное горючее [12.1]. Это различные смеси ядерного горючего с различными «чистыми» теплоносителями, выполняющими роль несущей составляющей. В зависимости от несущей составляющей встречаются следующие гомогенные системы: водные, жидкометаллические, с расплавленными солями, газовые гомогенные суспензии.

Подробное рассмотрение преимуществ и недостатков всевозможных теплоносителей и рабочих тел содержится в [12.1]. Здесь мы коснулись только наиболее встречающихся в проектах веществ, полный круг их шире.

Нас в первую очередь интересует проект белорусской АЭС (Санкт-Петербургский вариант АЭС-2006), двухконтурная схема (не считая контура отвода тепла от конденсатора). ВВЭР – это водо-водяной энергетический реактор, т.е. вода – замедлитель и вода под давлением – теплоноситель первого контура. Во втором (турбинном) контуре в качестве теплоносителя – рабочего тела применяется насыщенный водяной пар в ЦВД турбины и перегретый пар в ЦНД турбины. Это на сегодня самый безопасный и наиболее применяемый вариант атомных электростанций.

За 45 лет истории ВВЭР в разных странах мира было построено 69 энергоблоков. В настоящее время работает 53 блока типа ВВЭР. Ближайшей задачей является создание на базе АЭС-2006 усовершенствованного блока АЭС-ВВЭР ТОИ электрической мощностью 1200 МВт с внедрением до 2020 г. [12.5]. (ТОИ – типовой оптимизированный, информатизированный). Судя по технико-экономическим показателям ВВЭР-ТОИ, они отличаются от показателей реактора для белорусской АЭС.

Поставлена задача создания ВВЭР четвертого поколения для работы в замкнутом топливном цикле. Это направление инновационного реактора с кардинально улучшенным использованием топлива получило название Супер-ВВЭР (ВВЭР-С) [12.5].