Зорин В.М. Атомные электростанции

1

10

Рис. 13.1. Принципиальная тепловая схема энергоблока АЭС «Колдер-Холл» (показана одна из четырех петель):

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — пароперегреватель высокого давления (в.д.);

4 — вторая ступень водяного экономайзера в.д.; 5 — парогенерирующая поверхность в.д.; 6 — пароперегреватель низкого давления (н.д.); 7 — парогенерирующая поверхность н.д.; 8 — регулирующий клапан питания (РКП) в.д.; 9 — водяной экономайзер; 10 — газодувка; 11 — барабан-сепаратор в.д.; 12 — циркуляционный насос в.д.; 13 — барабан-сепаратор н.д.; 14 — циркуляционный насос н.д.; 15 —

РКП н.д.; 16 — пар в.д. от второго ПГ; 17 — паровая турбина; 18 — пар н.д. от второго ПГ; 19 — конденсатор; 20 — конденсатный насос; 21 — конденсатор пара эжектора; 22 — вакуумный деаэратор; 23 — питательный насос

с паром высокого давления, уже совершившим определенную часть работы. При этом начальный перегрев пара низкого давления должен быть не ниже, чем остаточный перегрев пара высокого давления. В противном случае работа суммарного потока в последних ступенях турбины будет совершаться в условиях большей влажности пара и с меньшим внутренним относительным КПД.

Были приняты следующие давления рабочего тела в парогенера-

в испарительных и пароперегревательных частях парогенератора приняты сравнительно небольшими (на уровне 20 °С) для повышения КПД цикла. Эти решения обусловили особенности компоновки АЭС. Достаточно громоздкие парогенераторы (четыре на один энер-

191

гоблок), покрытые тепловой изоляцией и водонепроницаемым составом, располагались под открытым небом по сторонам реакторного здания; оборудование паротурбинных установок (две на один блок) размещалось в отдельном помещении. На рис. 13.2 представлена t, Q-диаграмма паропроизводительной установки энергоблока АЭС «Колдер-Холл».

Давление углекислого газа было выбрано сравнительно небольшим (0,78 МПа), что позволило разместить активную зону в металлическом корпусе с приемлемой толщиной стенки (51 мм). При выборе давления теплоносителя учитывалась также и металлоемкость парогенератора.

По типу «Колдер-Холл» в 60-е годы XX в. были построены АЭС в ряде европейских стран, в том числе шесть электростанций в Великобритании. Опыт эксплуатации позволил проектировать новые АЭС с большей допустимой температурой оболочки твэлов. Повышение тепловой экономичности электростанций было результатом в основном следующих мероприятий:

•совершенствовалось оребрение твэлов, что позволило интенсифицировать теплоотдачу, снизить температурный запас до допустимой температуры оболочки и повысить температуру газа на выходе из реактора (до 370 °С и несколько выше);

•повышалось давление газа (до 1,95 МПа на энергоблоках «Данджнесс А», 1965 г., и до 2,7 МПа на АЭС «Уильфа», 1970 г.), что позволило снизить расход энергии на газодувки (примерно до 10 %)

иуменьшить теплопередающую поверхность парогенератора;

192

• для цикла двух давлений была принята одинаковая температура перегрева пара в результате перекомпоновки поверхностей нагрева в парогенераторе (перестройки t, Q-диаграммы); повышалась температура питательной воды (до 180 °С на АЭС «Данджнесс А»).

В результате электрический КПД нетто энергоблоков увеличился примерно до 31 % (значительно по сравнению с АЭС «КолдерХолл»), снизились удельные капиталовложения. Шагом вперед стало также использование железобетонных корпусов для реакторов, которые стали применяться при давлении газа, большем 2 МПа. Это мероприятие позволило уменьшить стоимость АЭС, что при возрастании их мощности имело все большее значение.

Дальнейшее усовершенствование ППУ с реакторами, охлаждаемыми диоксидом углерода, было связано с решением задачи достижения параметров пара, которые применялись на ТЭС и на которые было создано и освоено в эксплуатации оборудование паротурбинных установок.

Вусовершенствованных газографитовых реакторах типа АGR оболочки твэлов изготовлялись из нержавеющей стали аустенитного класса (типа Х18Н9Т), что позволило в проектах АЭС повысить максимальную температуру оболочки до 825—840 °С.

Вкачестве топлива применялся диоксид урана с обогащением до 2,5 %. Совершенствовалась технология создания корпусов из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ), их целесообразность для газоохлаждаемых реакторов в настоящее время считается бесспорной.

Препятствием для дальнейшего развития реактора типа АGR стала значительная коррозия углеродистой стали (из которой изготовляются многие элементы оборудования первого контура, включая парогенератор) в углекислом газе при высоких температурах. Поэтому температура газа снижалась, по крайней мере, до 600 °С, вследствие чего уменьшались мощность энергоблока и его КПД.

Начиная с 70-х годов прошлого века и вплоть до настоящего времени перспективы развития газоохлаждаемых реакторов связаны с применением гелия. Созданы и прошли опытно-промышленную эксплуатацию (США, Германия) высокотемпературные газовые реакторы (НТGR) на тепловых нейтронах. Перечислим основные особенности таких реакторов.

1. Гелий как теплоноситель обладает термической и радиационной стойкостью, минимальным поглощением и рассеиванием нейтронов. Уже при давлении 4—5 МПа он имеет достаточно хорошую теплоотводящую способность, что позволяет получить приемлемое

значение среднего энерговыделения в активной зоне (6—8 МВт/м3) при сравнительно небольших затратах энергии на перекачку.

193

2. В качестве замедлителя, отражателя и конструкционного материала активной зоны используются графит, карбиды и оксиды тяжелых ядер (U, Th, Pu), т.е. материалы с малым поглощением нейтронов. Это позволяет улучшить баланс нейтронов (по сравнению с АGR), достигнуть высоких температур, обеспечить глубокое выгорание топлива (не менее 100 МВтæсут/кг).

3. Применяется керамическое ядерное топливо в виде сферических частиц (микротвэлы диаметром 200—600 мкм) с многослойным защитным покрытием из пироуглерода* и карбида кремния (толщиной δ = 150…200 мкм), которое практически полностью удерживает твердые и газообразные продукты деления, обеспечивает малую активность теплоносителя и имеет рабочую температуру до 1500 °С. Из микротвэлов собираются твэлы большего диаметра, как правило,

вформе призм или шаров.

4.Отрицательный температурный коэффициент реактивности керамического ядерного топлива приводит к тому, что цепная ядерная реакция прекращается при повышении температуры в аварийных ситуациях без расплавления топлива даже в отсутствие теплоносителя, что обеспечивает высокую ядерную безопасность реактора.

При высоких температурах возможна реакция между углеродом (графитом) и диоксидом углерода с переносом углерода с горячих поверхностей контура циркуляции теплоносителя на холодные. Сис-

тема очистки гелия должна в первую очередь удалять СО, СО , Н

2 2

и Н О. Один из возможных способов очистки — окисление Н и СО

2 2

на мелкодисперсном оксиде меди при температуре примерно 150 °С до Н О и СО с последующим удалением паров воды и диоксида

22

углерода адсорбцией на силикагеле**.

Изменение параметров паропроизводительных установок АЭС

сгазоохлаждаемыми реакторами можно проследить по табл. 13.1.

Внашей стране имеется 50-летний опыт научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ для высокотемпературных газовых реакторов на тепловых (ВТГР) и на быстрых нейтронах.

На рис. 13.3 показаны возможные способы использования теплоты гелия, полученной в ВТГР. Из технологических процессов, которые требуют высокопотенциальной теплоты и на основе кото-

*

Пироуглерод (пирографит) — продукт пиролиза (разложения под действием высоких

температур) углеводородов.

**

Силикагель — диоксид кремния с микропористой структурой, хороший адсорбент.

194

рых осуществляется производство нужной для хозяйства страны промышленной продукции, назовем следующие:

Рис. 13.3. Варианты использования теплоты теплоносителя на АЭС с ВТГР:

а — только для выработки электроэнергии; б — для выработки электроэнергии и низкопотенциальной теплоты; в — для выработки электроэнергии и высокопотенциальной теплоты; г — для выработки высоко- и низкопотенциальной теплоты без производства электроэнергии; 1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — газодувка; 4 —

паровая турбина; 5 — конденсатор; 6 — насос; 7 — низкопотенциальный теплообменник; 8 — высокопотенциальный теплообменник

195

*

Для активной зоны.

**

С учетом использования высокопотенциальной теплоты.

197

Для обеспечения указанных температур технологических процессов температура гелия на выходе из реактора должна быть выше примерно на 200 °С.

Из названных процессов прокомментируем лишь один, связанный с проблемой передачи теплоты на большие расстояния (дальнее теплоснабжение).

Паровую конверсию метана (достаточно сложный процесс) можно описать формулой

CH + H O + Q → CO + 3H .

Конвертированный газ (водород и оксид углерода) транспортируется по трубопроводам в район потребления теплоты. Затем в специальных установках — метанаторах — происходит каталитическая реакция синтеза метана из конвертированного газа. Реакция синтеза сопровождается выделением теплоты при 400 — 650 °С. Благодаря отсутствию потерь теплоты при транспортировке этот способ позволяет обеспечивать теплотой потребителей, удаленных на сотни километров.

Подводя итог рассмотрению паропроизводительных установок АЭС, следует отметить, что создание и промышленное освоение в нашей стране реакторных установок с водным теплоносителем с КПД АЭС на уровне 30—33 % явилось первым шагом на пути развития ядерной энергетики. Второй шаг — это создание реактора-раз- множителя на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, практически показавший возможность решения проблемы обеспечения ядерным горючим на длительную перспективу. Наиболее вероятный третий шаг — создание высокотемпературных реакторов с гелиевым охлаждением.

И если в структуре ядерной энергетики будущего ВТГР отводится роль производителя высокопотенциальной теплоты или комплексного производителя различных видов энергии, то на ВТГБР возлагаются функции наработчика ядерного горючего.

Реактор на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением обладает несколько лучшим коэффициентом воспроизводства (~1,6) по сравнению с реактором, охлаждаемым натрием. В нем возможно достижение больших температур, а схема преобразования теплоты в электроэнергию более простая: оказываются ненужными промежуточный контур, система разогрева контура и теплоносителя, система, смягчающая последствия взаимодействия теплоносителя с водой, и др. В то же время на пути создания энергетических установок с высокотемпературными гелийохлаждаемыми реакторами имеются технические проблемы, которые в настоящее время до конца не решены. Это проблемы выбора и разработки новых конструкционных матери-

198

алов, создания высокотемпературной тепловой изоляции для корпу-

сов из ПНЖБ, высокотемпературных теплообменников, газодувок,

трубопроводной арматуры, эффективной системы очистки теплоно-

сителя и др.

Контрольные вопросы

1.Сформулируйте основные особенности газоохлаждаемых реакторов.

2.Что такое паротурбинный цикл двух давлений и чем может быть вызвана его необходимость?

3.Назовите основные особенности магноксовых реакторов.

4.Что дает повышение давления газа в газоохлаждаемых реакторах?

5.Каковы недостатки углекислотного газового теплоносителя?

6.Назовите основные особенности высокотемпературных газовых реакторов.

7.Каковы основные преимущества быстрого реактора, охлаждаемого гелием, по сравнению с реактором, охлаждаемым натрием?

199

Р а з д е л III

ПАРОТУРБИННЫЕ УСТАНОВКИ

Преобразование теплоты в электроэнергию, т.е. достижение конечной цели функционирования электростанции, происходит в паротурбинной установке. Паротурбинная установка по числу и разнообразию установленного оборудования, по числу технологических связей — наиболее сложная из основных технологических установок электростанции.

Ввиду сложности тепловой схемы ПТУ и в соответствии с системным подходом ее целесообразно изучать, как и исследовать или проектировать, по частям, имеющим определенное технологическое назначение. Эти части следующие (рис. III.1):

1 — паровая турбина — основной элемент оборудования ПТУ, по отношению к которому остальные части играют вспомогательную роль; турбина рассматривается как совокупность отсеков или отдельных ступеней, поскольку именно для них при расчете тепловой схемы

3 4

2

3a

В ППУ

Рис. III.1. Принципиальная тепловая схема ПТУ К-220-4,3

200