Зорин В.М. Атомные электростанции. Вводный курс

На II уровне рассматриваются основные технологические установки, состоящие из объединений или групп элементов оборудования, которые выполняют определенные технологические функции (примером такого объединения может быть система регенерации теплоты — часть ПТУ).

На III уровне при изучении технологических объединений в качестве компонент будут фигурировать элементы оборудования.

И, наконец, на IV уровне изучаются сами элементы оборудования, проводится их проектирование (конструирование).

Таким образом, если на первых трех уровнях объектом рассмотрения (исследования, проектирования) являются тепловые схемы, то на IV уровне — конструктивные схемы и конструкции элементов оборудования.

Задача проектирования атомной электростанции возникает не на пустом месте. Ей, как правило, предшествует обстоятельный анализ топливно-энергетического комплекса (ТЭК) страны, разработка планов его развития на некоторую перспективу, оптимизация показателей этого развития.

Топливно-энергетический комплекс, как следует из названия, это совокупность отраслей, обеспечивающих хозяйство страны топливом и энергией (прежде всего, электрической и тепловой). Одной из составляющих топливно-энергетического комплекса является ядерная энергетика.

При оптимизации развития топливно-энергетического комплекса решаются, в частности, следующие задачи:

•прогнозируются мощности составных частей ТЭК (отраслей промышленности, в него входящих, в том числе — ядерной энергетики), достаточные для удовлетворения потребностей страны в топливе и энергии при минимальных затратах на ТЭК и минимальном воздействии на экологию;

•устанавливаются суммарные мощности атомных станций (АС: АЭС, АТЭЦ, АСТ), совокупная добыча и обогащение топлива, чтобы ядерная энергетика могла обеспечить планируемую для нее выработку электрической и тепловой энергии;

•обосновываются типы атомной электростанции, суммарная электрическая мощность для которых определена, а также мощности, место и время ввода в эксплуатацию каждой станции каждого типа;

•для каждой атомной электростанции определяются возможные поставщики машиностроительной продукции, топливных изделий, предприятия, которые будут перерабатывать отработавшее топливо

ит.д. Другими словами, определяются характеристики всех внешних связей атомной электростанции.

101

Из перечисленных задач можно сделать вывод, что топливноэнергетический комплекс строится из отдельных предприятий так же, как атомная электростанция — из отдельных элементов оборудования.

Таким образом, к началу проектирования конкретной атомной электростанции известны (заданы) следующие основные ее характеристики:

•тип АЭС и ее мощность;

•типы и мощности основных элементов оборудования (прежде всего, реактора, турбины), число блоков;

•район сооружения АЭС и природные условия этого района. Процесс проектирования атомной электростанции — итерацион-

ный с неоднократными переходами с одного иерархического уровня на другой.

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.В чем заключается основное различие конструкторского и поверочного расчетов?

5.Назначение и особенности оптимизационных расчетов тепловой схемы.

6.Что означает выделить систему для ее исследования?

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

8.Проведите границы на рис. 8.1, разделяющие основные технологические установки.

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

102

Глава 9

СТРУКТУРА ОСНОВНЫХ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ УСТАНОВОК АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Системный подход и, в частности, важные следствия из основных определений — неоднозначность границ системы и свойство иерархической упорядочности систем — позволяют рациональным образом организовать изучение, исследование или проектирование атомной электростанции — сложного технического объекта.

Тепловая схема атомной электростанции в этом случае рассматривается на разных иерархических уровнях, все с большей детализацией. На каждом уровне основные вопросы изучения, исследования или проектирования следующие:

•из каких компонентов (частей) состоит система и каким образом компоненты связаны между собой, т.е. какова структура системы;

•какими должны быть параметры в связях между компонен-

тами.

Перечень элементов оборудования (в общем случае — компонент системы) и способы их соединения называют структурными параметрами схемы (системы). Очевидно, что от их выбора зависит организация технологического процесса. Какими будут эти параметры, каковы будут состав и связи в тепловой схеме, в значительной мере зависит от исследователя или проектировщика.

Основными технологическими установками АЭС, как уже было сказано, являются: паропроизводительная и паротурбинная установки, низкопотенциальная часть электростанции (НПЧ).

Назначение паропроизводительной установки (ППУ) — выработка теплоты на основе управляемой реакции деления в ядерном реакторе, 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» (РУ) может быть 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. 5). В состав ППУ (тепло-

103

вой 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. 9.1). 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. 9.1, возможны изменения.

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 до ~60 °С) и т.д.

Низкопотенциальная часть является частью системы технического водоснабжения (СТВС) электростанции, если для отвода теплоты от конденсаторов турбин используется техническая вода. Структура низкопотенциальной части для этого случая показана на

4

6

Рис. 9.1. 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

104

рис. 9.2. 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 низкопотенциальной части АЭС. Им может быть пруд-охладитель или градирня — гидротехнические сооружения, объект исследования и проектирования специалистовгидротехников.

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) — результат специальных исследований низкопотенциальной части, в которых обосновывается 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.

Рис. 9.2. Принципиальная тепловая схема системы технического водоснабжения

105

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 нее 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 элементов оборудования, выделяемые по их технологическому назначению (рис. 9.3).

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

Рис. 9.3. Состав паротурбинной установки по группам элементов оборудования

106

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. 9.3.

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

Контрольные вопросы и задания

1.Какие параметры тепловой схемы называются структурными?

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

3.Каково назначение низкопотенциальной части электростанции?

4.Что такое пароводяной тракт паротурбинной установки?

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

107

Глава 10

УПРАВЛЯЕМЫЕ ПАРАМЕТРЫ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНОЙ УСТАНОВКИ

С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Преобразование тепловой энергии, полученной в ядерном реакторе, в полезную работу и электрическую энергию, происходит в паротурбинной установке. Как следует из анализа термодинамических циклов, чем выше параметры пара перед турбиной, тем больше будет коэффициент преобразования энергии, тем выше тепловая экономичность электростанции в целом. К турбине пар поступает от паропроизводительной установки, и именно ее возможности и характеристики определяют параметры вырабатываемого пара.

Паропроизводительная установка с водным теплоносителем может быть одноконтурной или двухконтурной в зависимости от типа реактора: кипящего (ВК или ВWR, РБМК) или охлаждаемого водой под давлением (ВВЭР или РWR). Структура таких ППУ показана на рис. 9.1.

10.1. Выбор значений параметров

Для паропроизводительной установки с реактором типа ВВЭР основные управляемые параметры, оказывающие непосредственное влияние на основной технологический процесс, следующие:

1) допустимая температура в тепловыделяющих элементах. Она определяется видом топлива и материалом оболочки твэлов. И топливо и материал могут выбираться для каждого реактора и поэтому относятся к управляемым параметрам. Поскольку температура топлива в реакторах типа ВВЭР оказывается существенно ниже температуры плавления, ограничивающую роль играет допустимая температура оболочки твэлов. Максимальная температура оболочки не должна превышать допустимую температуру для выбранного мате-

риала: tmaxоб ≤ tдопоб . Характерные зависимости от высоты твэла темпе-

ратур теплоносителя, оболочки и топлива в центре твэла показаны на рис. 10.1. Такие зависимости — результат теплогидравлического расчета реактора;

2) давление в корпусе реактора. Для получения большего значения КПД преобразования энергии необходимо увеличение температруры теплоносителя на выходе из реактора. Это возможно,

108

например, если в активной зоне допускается поверхностное кипение теплоносителя. Максимальная температура оболочки в этом случае будет выше температуры насыщения воды ts при давлении в реак-

торе. Для расчета поверхностного кипения нередко допускается упрощенный подход, в соответствии с которым для температуры ts страведлива формула:

где qmaxоб — максимальные удельный тепловой поток на поверхности твэлов, αкип — коэффициент теплоотдачи при кипении, δоб — толщина оболочки твэлов, λоб — теплопроводность выбранного материала оболочки (tдопоб известна).

Заметим, что температура воды в сечении, где достигается tmaxоб , будет заметно ниже ts. Давление в реакторе определится как давление насыщения при рассчитанной температуре ts.

Фактором, ограничивающим давление, оказываются возможности современной технологии изготовления корпуса реактора при известной его мощности и, в частности, предельная толщина стенки. Принимается во внимание и уменьшение критических тепловых потоков с ростом давления. В настоящее время предельное давление для

реакторов типа ВВЭР принято равным pp = 15,7 МПа (160 кгс/см2).

109

Температурный запас до кипения есть разность между температурой tдопоб и температурой насыщения ts при давлении pp. Развитое

кипение в реакторе рассматриваемого типа не допускается. Поэтому температура воды на выходе из активной зоны не должна достигать температуры насыщения ts.

3) запас до кризиса кипения. При кипении недогретой до температуры насыщения воды (поверхностном кипении), вероятность которого возрастает при уменьшении давления в корпусе реактора, возможно возникновение кризиса кипения. Критический тепловой поток рассчитывается по параметрам воды в наиболее нагруженном канале. Его значение падает с ростом средней по сечению канала температуры воды или относительной энтальпии х = (h – h′)/r; h′ — энтальпия воды на линии насыщения; r — скрытая теплота парообразования. Значение удельного теплового потока q по высоте канала изменяется по косинусоидальному закону. Для сечения, в котором отношение критического теплового потока к удельному минимально (см. рис. 10.1), в настоящее время принимается qкр/q ≥ 1,2. Запас до

кризиса кипения ограничивает температуру воды на выходе из

активной зоны t ′ .

1

сом до кризиса кипения. Таким образом температура воды на выходе из реактора будет определяться давлением в его корпусе (соответствующей этому давлению температурой насыщения) и принятым запасом до кризиса кипения:

Максимальная температура воды на выходе из активной зоны с достаточной точностью может быть получена только после теплогидравлического расчета реактора и после определения коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне. В настоящее время принимают ts = 15…25 °С. Новые результаты исследований

критических тепловых потоков и обобщение условий работы твэлов могут изменить принимаемый запас в сторону уменьшения. Запас до кризиса кипения может быть уменьшен, например, в результате применения интенсификаторов теплообмена;

воды на выходе и входе в активную зону. Чем меньше tр при выбран-

ной t ′ , тем меньше термодинамические потери при передаче теплоты

1

в парогенераторе, так как при этом уменьшается средняя разность температур теплообменивающихся сред. Энергетический потенциал вырабатываемого пара будет большим. Но в этом случае увеличивается расход теплоносителя G1 (при заданной мощности реактора) и

110