Зорин В.М. Атомные электростанции

передача ее теплоносителю или рабочему телу ПТУ с конечной целью — произвести пар для его последующей работы в турбине. Именно эта конечная цель делает название установки — паропроизводительная — обоснованным, когда речь идет об основном технологическом процессе на АЭС. Понятие «реакторная установка» шире, поскольку включает в себя вспомогательные системы, обеспечивающие основной технологический процесс, а также системы безопасности.

Число контуров как АЭС в целом, так и ППУ в частности, зависит от вида теплоносителя в реакторе (см. гл. 7). В состав ППУ (тепловой схемы II иерархического уровня) кроме реактора может входить следующее основное оборудование: главные циркуляционные насосы (ГЦН) и главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ), парогенераторы, барабаны-сепараторы пара, промежуточные теплообменники, циркуляционные насосы и циркуляционные трубопроводы промежуточного контура, паропроводы и питательные трубопроводы в части, относящейся к ППУ, и некоторое другое (рис. 6.3). На одноконтурной атомной электростанции барабан-сепаратор как элемент оборудования может отсутствовать, а сепарация влаги производиться в корпусе водяного кипящего реактора (ВК). На двухконтурной атомной электростанции парогенератор может иметь барабан-сепаратор, как, например, делается на АЭС с газовым теплоносителем. Кроме того, число петель теплоносителя, подключенных к реактору, нередко больше одной. Таким образом, в структуре тепловых схем, показанных на рис. 6.3, возможны изменения.

Рис. 6.3. Принципиальные тепловые схемы паропроизводительной установки для одноконтурной (а), двухконтурной (б) и трехконтурной (в) АЭС:

1 — реактор; 2 — барабан-сепаратор; 3 — циркуляционный насос; 4 — пар на турбину; 5 — питательная вода; 6 — парогенератор; 7 — промежуточный теплообменник

81

Низкопотенциальная часть электростанции предназначена для отвода теплоты в окружающую среду при наинизшей температуре паротурбинного цикла (от пара после турбины). Как правило, отвод теплоты обеспечивается системой технического водоснабжения (СТВС), хотя теоретически возможны и другие способы: использование воздуха в «сухих» градирнях, воды для передачи низкопотенциального тепла потребителям (для горячего водоснабжения, например, если вода может быть нагрета примерно до 60 °С) и т.д.

Низкопотенциальная часть является частью системы технического водоснабжения электростанции, если для отвода теплоты от конденсаторов турбин используется техническая вода. Структура низкопотенциальной части для этого случая показана на рис. 6.4. Система технического водоснабжения необходима и для других целей — для восполнения потерь рабочего тела ПТУ, для отвода теплоты от системы маслоохлаждения турбоагрегата, от системы охлаждения электрогенератора, от других систем.

Если устройство охлаждения — пруд, сооруженный с помощью плотины на реке, то подпиточный насос отсутствует (подпитка осуществляется стоком реки), а вода на водоподготовку подается либо специальным насосом, либо после циркуляционных насосов. При прямоточной системе охлаждения конденсаторов вода циркуляционными насосами забирается непосредственно из природного водоема и сбрасывается в него таким образом, чтобы не оказывалось влияния на температуру забираемой воды. В этом случае устройство охлаждения отсутствует.

Искусственно сооруженное устройство охлаждения — это, как правило, основной элемент СТВС. Им может быть пруд-охладитель или градирня — гидротехнические сооружения, объект исследования и проектирования специалистов-гидротехников.

Низкопотенциальная часть электростанции с системой технического водоснабжения оказывает значительное влияние на основной технологический процесс через температуру воды, охлаждающей конденсаторы турбин. Этот параметр (или диапазон его изменения) —

Рис. 6.4. Принципиальная тепловая схема системы технического водоснабжения

82

результат специальных исследований низкопотенциальной части, в которых обосновываются ее состав и параметры. С использованием среднегодового значения температуры воды, поступающей к конденсаторам, проводят исследования принципиальных схем, как правило, без включения в них НПЧ.

Паротурбинная установка предназначена для преобразования подводимой с паром от ППУ теплоты в электрическую энергию. Наибольшее число передач и преобразований тепловой энергии из всех имеющих место на АЭС сосредоточено именно в паротурбинной установке.

Принципиальная тепловая схема ПТУ — наиболее сложная по сравнению с другими установками. В нее входят все элементы пароводяного тракта ПТУ, т.е. все аппараты, механизмы и коммуникации, через которые проходит рабочее тело установки, а также все технологические связи как между этими элементами, так и с другими установками электростанции, являющимися для рассматриваемой ПТУ внешними. В ее состав также включают электрогенератор, воспринимающий механическую мощность турбины и преобразующий ее в электрическую, и, как правило, электродвигатели насосов пароводяного тракта, преобразующие электрическую энергию в работу, обеспечивающую движение рабочего тела.

Принципиальные тепловые схемы ПТУ достаточно разнообразны как по составу оборудования, так и по связям между его элементами. В соответствии с системным подходом целесообразно в качестве составных частей ПТУ, в первую очередь, рассматривать группы

Рис. 6.5. Состав паротурбинной установки по группам элементов оборудования

83

элементов оборудования, выделяемые по их технологическому назначению (рис. 6.5).

Составными частями некоторых из этих групп будут элементы оборудования, а остальных — более мелкие группы, также имеющие определенное технологическое назначение. Так, составными частями турбины будут ее цилиндры, в свою очередь состоящие из отдельных ступеней и отсеков. Именно для отсеков (одной или нескольких ступеней, расположенных между отборами пара), как и для других элементов оборудования тепловой схемы, составляются балансовые уравнения, являющиеся основой ее расчета. Устройства промежуточных сепарации и перегрева пара можно рассматривать по группам, устанавливаемым между ЦВД и ЦСД турбины (СПП1), между ЦСД и ЦНД (СПП2). Группы — составные части системы регенеративного подогрева питательной воды (СРППВ) — показаны на рис. 6.5.

Отдельно по основным технологическим установкам АЭС, а для ПТУ — по группам оборудования, удобно производить разработку тепловой схемы и обоснование значений управляемых параметров.

6.4.Расчеты тепловых схем

Всоответствии с широко распространенной терминологией расчеты тепловых схем прежде всего подразделяются на конструкторские и поверочные.

Конструкторский расчет — это расчет тепловой схемы новой установки (электрической станции, паротурбинной установки или др.) либо нового ее варианта, еще не выпускаемого промышленностью. Целью конструкторского расчета является определение расходов и термодинамических параметров теплоносителей или передаваемой мощности на входе и выходе элементов схемы (в технологических связях между элементами), а также технико-экономических показателей, характеризующих совершенство схемы, в первую очередь, технологическое. По своему содержанию конструкторский расчет является оптимизационной задачей, так как связан с выбором значений ряда параметров (управляемых), от которых зависят тех- нико-экономические показатели установки вообще и значение выбранного критерия оптимальности в частности.

Поверочный расчет — это расчет уже спроектированной или эксплуатирующейся установки, для которой известны все конструктивные и технологические характеристики элементов оборудования. Управляемые параметры здесь отсутствуют, так как принятые их значения при проектировании уже реализованы именно в характеристиках элементов оборудования. Поверочный расчет не связан с

84

выбором значений каких-либо параметров (не является оптимизационной задачей) и имеет единственное решение. Цель поверочного расчета — определение технико-экономических показателей и параметров на границах между элементами схемы во всем возможном диапазоне режимов работы рассчитываемой установки. Таким образом, если конструкторский расчет проводится, как правило, на номинальный режим работы, то поверочный расчет — на режимы, отличные от номинального.

В свою очередь, конструкторский расчет целесообразно подразделить на два вида: оптимизационный расчет и расчет, который можно назвать контрольным проектным или просто проектным.

Оптимизационные или вариантные расчеты проводятся обычно в целях обоснования состава установки и определения наилучших значений управляемых (оптимизируемых) параметров. Для этого с помощью специальных математических методов минимизируется или максимизируется выбранный критерий оптимальности: тепловая экономичность, приведенные затраты по станции или установке, показатель надежности и т.д. Особенностью таких расчетов является необходимость достаточной сравнительной точности результатов. Становится возможным упростить рассчитываемую схему, пренебречь некоторыми элементами, особенно если их характеристики еще не определены (например, для охладителей эжекторов можно задать значение подогрева в них воды). Это даст некоторую постоянную погрешность во всех вариантах и не повлияет на результаты их сравнения. Такие упрощения не только возможны, но желательны и даже необходимы, если иметь в виду, во-первых, большое число вариантов, которое, как правило, требует этот вид расчетов, а во-вторых, недостаточность исходной информации на стадии создания новой установки.

Проектные расчеты проводятся применительно как к отдельным технологическим установкам (паропроизводительной, паротурбинной), так и к АЭС в целом. Цель проектного расчета — определение всех параметров и характеристик проектируемой установки при максимальном учете всех особенностей проектируемой схемы и внешних характеристик. Проектный расчет может быть проведен, когда значения всех управляемых параметров — числовых и предметных (структурных) — тем или иным способом установлены. Здесь уже недопустимы какие-либо упрощения, так как результаты этого расчета должны быть, в частности, использованы в конструкторских расчетах элементов оборудования установки.

Технико-экономические показатели рассчитываемой установки определяются в соответствии с принятым методом (см. гл. 9). Для определения параметров на входе и выходе элементов схемы необхо-

85

димы и достаточны уравнения энергетического, материального и гидравлического балансов, составленные для всех элементов (балансовые уравнения). Таким образом, основные уравнения для проведения как конструкторского, так и поверочного расчетов одинаковы.

Конструкторские расчеты тепловой схемы установки и отдельных ее элементов взаимозависимы. Расчет тепловой схемы — это начальный этап проектирования паротурбинных установок или атомных электростанций. К расчету же тепловой схемы в процессе проектирования многократно возвращаются. Расчетом установки определяются и уточняются расходные и термодинамические параметры, необходимые для проектирования элементов схемы. В свою очередь, характеристики элементов нужны для проектирования самой установки. Поэтому проектирование — итерационный процесс.

Контрольные вопросы и задания

1.Дайте определение тепловой схемы электростанции.

2.Что такое основной технологический процесс на атомной электростанции?

3.Что означает спроектировать тепловую схему?

4.Что означает выделить систему для ее исследования?

5.В чем заключается принцип иерархичности системного подхода к исследованию сложного технического объекта?

6.Проведите границы на рис. 6.1, разделяющие основные технологические установки.

7.Каким образом оказываются заданными основные характеристики атомной электростанции, необходимые для ее проектирования? Назовите эти характеристики.

8.Какие параметры тепловой схемы называются структурными?

9.Какие основные элементы оборудования войдут в паропроизводительную установку АЭС с газовым теплоносителем?

10.Каково назначение низкопотенциальной части электростанции?

11.Что такое пароводяной тракт паротурбинной установки?

12.Перечислите основные технологические объединения элементов оборудования, входящие в состав ПТУ.

13.В чем заключается основное различие конструкторского и поверочного расчетов?

14.Каковы назначение и особенности оптимизационных расчетов тепловой

схемы?

86

Глава 7

РЕАКТОР КАК ИСТОЧНИК ТЕПЛОТЫ

НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

На тепловой электростанции вырабатывается теплота при сжигании органического топлива. Органическое топливо — это ископаемые угли, газ, мазут, древесина, биоотходы. Его расход пересчитывают на условное топливо (у.т.) с удельной теплотой сгорания, равной 29,3 МДж/кг (29 300 МДж/т).

На атомных электростанциях теплота выделяется в реакциях деления ядер ядерного горючего. Процесс получения теплоты организуется и управляется в специальном аппарате — ядерном реакторе. Применяются следующие термины, относящиеся к ядерному топливу:

ядерное горючее — это нечетные изотопы тяжелых химических элементов (урана, плутония), в наибольшей степени подверженные реак-

ции деления при облучении нейтронным потоком (235U, 239Pu и др.); тяжелые ядра ядерного топлива — это совокупность ядер всех

изотопов тяжелых элементов, входящих в состав ядерного топлива; ядерное топливо — это химический элемент или химическое

соединение, используемое для загрузки в ядерный реактор. Так, тяжелые элементы могут использоваться в чистом — металлическом виде, а также в виде оксидов, нитридов, карбидов и т.п. На атомных электростанциях наиболее широко применяется диоксидное урано-

вое топливо UO . В последнее время проявляется практический

2

интерес к нитридному уран-плутониевому топливу (UN + PuN); топливное изделие — это техническое изделие с ядерным топли-

вом для установки в ядерный реактор. Имеются в виду тепловыделяющие элементы — стержневые, шаровые — различного конструктивного оформления.

7.1. Определение массы топлива для загрузки реактора

Одной из важных задач, решаемых при проектировании ядерного реактора, при оптимизации топливного цикла, при определении экономических показателей атомных электростанций, является расчет расхода ядерного топлива на загрузку реактора, полного или на единицу вырабатываемой электрической мощности.

87

Выделение энергии в ядерных реакциях соответствует принципу эквивалентности массы и энергии (уравнение Эйнштейна):

Е = Мс2,

где E — изменение энергии системы, пропорциональное изменению ее массы М; с — скорость света (с = 299,8æ106 м/с).

Для удовлетворительной точности расчета по этому уравнению необходима высокая точность определения М в той или иной реакции деления. Это объясняется тем, что энергия, выделившаяся при одной реакции деления, эквивалентна уменьшению массы системы «исходное ядро + нейтрон» (равной 236 а.е.м.*, если исходное ядро —

235U) на 0,355æ10–24 г или на 0,214 а.е.м., т.е. менее чем на 0,1 %. Результаты выполненных многочисленных расчетов для различных

реакций деления, а также экспериментальных исследований показали, что при одном акте деления выделяется энергия, равная (примерно)

q≈ 200 МэВ = 0,32æ10–10 Дж.

дел

Если в активной зоне реактора объемом V равномерно распреде-

лены делящиеся ядра, например 235U, в количестве N V (N — число

5 5

ядер ядерного горючего в единице объема), то число делений в единицу времени

n= Σ Φ V,

где Φ — средняя по активной зоне плотность нейтронного потока;

ср

Σ= σ N — усредненное по спектру нейтронов макроскопическое

Последнее выражение связывает между собой тепловую мощность с физическими характеристиками активной зоны. В частности,

можно видеть, что так как число N с течением времени убывает, то

5

для поддержания мощности реактора постоянной необходимо увели-

чивать Φ . Отсюда следует необходимость специальных решений,

ср

таких как применение выгорающих поглотителей нейтронов, компенсирующих стержней и др.

–27 * а.е.м. — атомная единица массы: 1 а.е.м. = 1,6605655æ10 кг.

88

Чтобы определить тепловую энергию, которая выделится при делении всех ядер, содержащихся в 1 г ядерного горючего, нужно сначала рассчитать число ядер. Для этого требуется разделить число Авогадро на молярную массу рассматриваемого вещества. Число

Авогадро (N = 6,022æ1023 1/моль) равно числу атомов углерода,

A

содержащихся в 12 г (в одном моле) 12С. Один моль — это масса вещества, выраженная в граммах и численно равная атомной или молекулярной (или другого структурного элемента) массе данного

вещества. Расчетом получено, что в 1 г 235U (его относительная

атомная масса равна примерно 235) содержится n = 2,562æ1021

5

ядер. При делении всех этих ядер выделится энергия

q= q n = 5,124æ1023 МэВ/г = 82 096 МДж/г =

1 дел 5

=22,8 МВтæч/г = 0,9502 МВтæсут/г.

Из приведенных значений следует, что теплота, выделившаяся

при делении 1 г 235U, эквивалентна теплоте, полученной при сжигании 2,8 т у.т. (82 096 МДж/г /29 300 МДж/т).

Энергетическая характеристика топлива (любого) — это максимально возможное энерговыделение, отнесенное к единице массы. Такой характеристикой для ядерного топлива является удельная энерговыработка, т.е. теплота, которая может быть выделена единицей массы тяжелых ядер топлива при данном его изотопном составе за все время его использования в реакторе (от загрузки до выгрузки). Удельную энерговыработку ядерного топлива, или глубину выгорания В, часто измеряют в мегаватт-сутках на килограмм тяжелых ядер (МВтæсут/кг). Требуемая для загрузки реактора масса тяжелых ядер топлива может быть определена, если известны его тепловая мощ-

ность Q , МВт, эффективное время пребывания топлива в реакторе

р

(кампания топлива) Т , сут, и средняя глубина выгорания В:

к

Q T

Для расчета полной массы нужно знать вид загружаемого топлива

циент использования установленной мощности.

Глубина выгорания в выгружаемых топливных изделиях может быть различной в зависимости от интегрального значения плотности

89

нейтронного потока в изделии за время пребывания в реакторе. Средняя по активной зоне глубина выгорания топлива определяется способом выравнивания нейтронного потока и особенностями его реализации при эксплуатации. Максимальная глубина выгорания не

должна превышать допустимое значение В .

доп

Допустимая энерговыработка, или глубина выгорания, которую тепловыделяющие элементы могут выдержать без разрушения, определяется их конструкцией, примененными материалами и условиями работы в реакторе. При делении тяжелых ядер они замещаются удвоенным числом ядер осколков деления, что приводит к так называемому твердому распуханию топлива. Газообразные продукты деления вызывают газовое распухание топлива и повышение давления под оболочкой твэла. Значения допустимых глубин выгорания в настоящее время принимаются 10—150 МВтæсут/кг в зависимости от типа реактора.

Таким образом, применяемая в расчетах средняя глубина выгорания В зависит от ряда факторов, включая опыт проектирования и эксплуатации реактора, и обосновывается надежностью работы твэлов: для металлического урана В = 5…5,5 МВтæсут/кг; для ВВЭР (топ-

ливо — UO ) В = 40 МВтæсут/кг; для реакторов на быстрых нейтро-

2

нах со специально сконструированными твэлами В = 100 МВтæсут/кг. По данным о состоянии топлива и оболочек твэлов, полученным в

специальных исследованиях, как В , так и принимаемая в расчетах

доп

средняя глубина выгорания могут быть увеличены.

Если известны установленная мощность атомной электростанции

N и коэффициент полезного действия преобразования энергии

э

брутто η , то тепловая мощность реактора может быть рассчитана

АЭС

Удельная загрузка тяжелых ядер топлива определяется следующим образом:

Глубину выгорания иногда рассчитывают в килограммах (граммах) выгоревших тяжелых ядер на тонну (килограмм) загруженных.

90