Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции (1994 г., 5-е издание)

СОДЕРЖАНИЕ

Предисловие к пятому изданию Введение

Глава 1. Энергетические ресурсы и производство электрической энергии

1.1.Основные показатели отечественной электроэнергетики

1.2.Энергетические ресурсы

1.3.График электрической и тепловой нагрузки

1.4.Энергетические системы

Глава 2. Основы атомной энергетики

2.1.О составе ядерного горючего

2.2.Классификация атомных электростанций

2.3.Работа основного технологического оборудования АЭС

Глава 3. Выбор параметров пара на АЭС с водным теплоносителем

3.1.Выбор начальных параметров пара

3.2.Термодинамические циклы паротурбинной установки в Т, s - диаграмме

3.3.Выбор конечных параметров пара

3.4.Реальные процессы в паротурбинной установке и показатели тепловой экономичности АЭС

3.5.Тепловой баланс на АЭС и общая экономичность АЭС

Глава 4. Регенеративный подогрев питательной воды

4.1. Предельный регенеративный цикл и реализация регенеративного подогрева в тепловых схемах АЭС

4.2.Тепловая экономичность паротурбинной установки с регенеративным циклом

4.3.Оптимальное распределение регенеративного подогрева по ступеням турбины АЭС и выбор числа подогревателей

4.4.Типы регенеративных подогревателей и схемы их включения

4.5.Материалы и конструкции ПНД и ПВД

4.6.Особенности регенеративных систем турбины АЭС

Глава 5. Деаэраторная н питательная установка

5.1.Назначение деаэраторной установки

5.2.Основы термической деаэрации и ее схемное и конструктивное оформление

5.3.Выбор параметров работы деаэратора

5.4.Деаэраторные баки и схемы включения деаэраторов

5.5.Питательная установка

Глава 6. Парогенераторная установка АЭС с ВВЭР

6.1.Теплотехнические схемы включения

6.2.Гидродинамическое совершенствование парогенераторной установки АЭС с ВВЭР

6.3.Водный режим парогенератора

6.4.Баланс расходов и примесей во втором контуре АЭС с ВВЭР

6.5.О развитии парогенератора АЭС с ВВЭР

2

6.6. Перспективы применения метода ступенчатого испарения для парогенераторной установки

Глава 7. Реакторная установка с водным теплоносителем

7.1.Тенденции развития реакторной установки с водным теплоносителем

7.2.Требования к повышению надежности и безопасности атомной электростанции

7.3.Главный циркуляционный насос

7.4.Система компенсации давления в контуре ВВЭР

7.5.Система обеспечения безопасности

7.6.Система байпасной очистки реакторной воды

7.7.Вспомогательные системы реакторной установки

7.8.О перспективах развития реакторов с водным теплоносителем для двухконтурной АЭС

Глава 8. Паротурбинная установка АЭС с водным теплоносителем

8.1.Особенности паротурбинной установки на насыщенном паре

8.2.Развитие турбины насыщенного пара

8.3.Выбор разделительного давления между ЦСД и ЦНД и температуры промежуточного перегрева

8.4.Особенности работы турбинной установки на радиоактивном паре

8.5.Об очистке сепарата на одноконтурной АЭС с РБМК

Глава 9. Конденсационная установка

9.1.Задачи и основные элементы конденсационной установки и выбор вакуума в конденсаторе

9.2.Отсос парогазовой смеси из парового объема конденсатора

9.3.Методы борьбы с присосами охлаждающей воды в конденсатор

9.4.Современные конденсаторы турбины насыщенного пара

9.5.О перспективности бесприсосного конденсатора

Глава 10. Техническое водоснабжение

10.1.Назначение системы технического водоснабжения

10.2.Охлаждение конденсатора турбины

10.3.Основы работы охладителей оборотных систем водоснабжения

10.4.Основные типы охладительных устройств оборотных систем водоснабжения

10.5.Выбор циркуляционного насоса системы технического водоснабжения

10.6.О возможности использования морской воды для охлаждения конденсаторов турбин АЭС

Глава 11. Генеральный план АЭС

11.1.Выбор промышленной площадки для строительства АЭС

11.2.Требования к генеральному плану и пример его осуществления

11.3.О некоторых уроках аварии на Чернобыльской АЭС

Глава 12. Компоновка оборудования АЭС

12.1.Основные требования к главному корпусу АЭС

12.2.Компоновка машинного зала

3

12.3.Компоновка реакторного и реакторно-парогенераторного цехов

12.4.Примеры компоновок АЭС с ВВЭР и АЭС с РБМК

12.5. О выводе оборудования АЭС из эксплуатации

Глава 13. Вентиляционные н дезактивационные установки АЭС

13.1.Назначение вентиляционных и дезактивациониых установок

13.2.Основы проектирования технологической вентиляции

13.3.Обеспечение допустимой температуры воздуха в помещениях АЭС

13.4.Вентиляционный центр атомной электростанции и вентиляционная труба

13.5.Удаление твердых радиоактивных отложений из контуров и помещений

АЭС

13.6.Дезактивация газовоздушных потоков на АЭС

13.7.Дезактивация жидких радиоактивных отходов и оборудование спецводоочистки

13.8.Организация дозиметрического контроля вокруг АЭС

Глава 14. Трубопроводы и арматура на АЭС

14.1. Трубопроводы атомной электростанции

14.2.Арматура трубопроводов

14.3.Редукционные установки

Глава 15. Тепловые схемы АЭС

15.1.Основное назначение АЭС

15.2.Принципиальная тепловая схема АЭС

15.3.Развернутая тепловая схема АЭС

15.4.Расход электроэнергии на собственные нужды АЭС

Глава 16. Атомные электростанции с натриевым теплоносителем

16.1.Жидкий натрий как теплоноситель

16.2.АЭС с реактором БН-350

16.3.АЭС с реактором БН-600

Глава 17. Атомные станции с газовым теплоносителем

17.1.Преимущества и недостатки газового теплоносителя на АЭС

17.2.АЭС с углекислотным теплоносителем

17.3.АЭС с гелиевым теплоносителем

Заключение Список литературы

Перечень правил, норм и инструкций по безопасности в атомной энергетике

4

МАРГУЛОВА

ТЕРЕЗА

ХРИСТОФОРОВНА

(14.08.1912-30.06.1994)

доктор технических наук, профессор кафедры "Атомные электростанции" Московского энергетического института, создатель первой в России кафедры атомных электростанций в 1956 году.

Первое издание учебника "Атомные электрические станции" (1969 г.) было удостоено Государственной премии СССР. Второе издание вышло в 1973 г. и было награждено специальным дипломом ВДНХ СССР, оно было переведено и издано на шести языках. Третье издание учебника вышло в 1977 г., четвертое издание вышло в том же издательстве "Высшая школа" в 1984 г., то есть до Чернобыльской аварии. В настоящем пятом издании учтены уроки аварии на ЧАЭС, а также вопросы развития международной атомной энергетики за прошедшее время.

Автор широко известна в научных кругах, она является Заслуженным деятелем науки и техники Российской Федерации, Почетным доктором Будапештского технического университета (Венгрия), Почетным доктором Высшей инженерной школы в Циттау (Германия).

Кроме трудов по атомной энергетике, широко известна монография автора, вышедшая двумя изданиями, "Применение комплексонов в теплоэнергетике", также удостоенная Государственной премии СССР.

5

Т. X. Маргулова избрана Действительным Почетным членом Российской инженерной академии, является автором более трехсот научно-технических статей в отечественных и зарубежных журналах, награждена высшими орденами СССР.

ПРЕДИСЛОВИЕ к пятому изданию

Данный учебник "Атомные электрические станции" для студентов энергетических и политехнических высших учебных заведений выходит пятым изданием в Издательстве по атомной технике (ИздАТ), все четыре предыдущих издания (1969 г., 1974 г., 1978 г., 1984 г.) выходили в издательстве "Высшая школа".

Особенность учебника заключается в том, что его изложение подчинено обеспечению экономичности и надежности ядерно-энергетической установки в процессе преобразования выделяющейся энергии деления ядерного топлива в тепловую, а затем в механическую и электрическую энергию без ссылок на обычную теплоэнергетику, как это делалось прежде и сейчас в других книгах.

Подготовленное пятое издание переработано и дополнено с учетом опыта атомной энергетики, полученного после аварии на Чернобыльской АЭС.

Осуществление пятого издания оказалось возможным благодаря материальной поддержке Министерства Российской Федерации по атомной энергии и его ведущих научно-исследовательских институтов, а также благодаря усилиям многих коллег, в частности, Е. В. Куликова. А. А. Абагяна, Ю. В. Егорова, Г. Г. Малкина, которым автор приносит свою глубокую благодарность.

От Издательства

Это издание является последним трудом Терезы Христофоровны Маргуловой, рукопись находилась в работе, когда автора не стало. Поэтому некоторые идеи и предложения, высказанные автором при подготовке издания, не удалось реализовать в учебнике в полной мере.

ВВЕДЕНИЕ

Атомная энергетика родилась сравнительно недавно — 27 июня 1954 года в СССР

начала действовать Первая в мире атомная электростанция (АЭС) электрической мощностью 5 МВт. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии для промышленного производства электроэнергии. Наиболее передовые индустриальные державы приступили к проектированию и строительству АЭС различных типов в порядке промышленного эксперимента. В 1956 г. была пущена первая АЭС в Великобритании, а в 1957 г. — первая АЭС в США. Опыт эксплуатации и работы по совершенствованию оборудования способствовали развитию строительства АЭС — уже в 1964 г. суммарная мощность АЭС составила 5000 МВт, т. е. за десять лет она выросла в

6

1000 раз. Главный итог развития атомной энергетики к этому времени заключался в том, что электростанции на ядерном топливе стали давать электроэнергию, себестоимость которой оказалась такой же, как на тепловых электростанциях, сжигающих уголь. С этого времени атомная энергетика начинает вносить заметный вклад в общее производство электроэнергии. В табл. В.1 приведены сведения о конструкциях реакторов, используемых в АЭС мира, а на рис. В.1 показано развитие атомной энергетики мира; видно, что 1970 год можно считать началом широкого развития атомной энергетики. В последующие пятилетия атомная энергетика развивалась все более интенсивными темпами: 55 МВт, 70 МВт и достигла наивысшего развития в период 1980 — 1985 гг.— 117 МВт. Можно было ожидать еще большего

Таблица В.1. Мощность АЭС стран мира (без стран Восточной Европы) по типам реакторов, на 1 января 1992 года, МВт

Продолжение таблицы

7

Рис. В.1. Развитие атомной энергетики мира

темпа развития или хотя бы сохранения того же темпа. К сожалению, авария, происшедшая на 4—м энергоблоке Чернобыльской АЭС, перечеркнула многие планы, что видно из сопоставления таблиц В.2а и б, а также из табл. В.3 и из рис. В.2: после аварии на ЧАЭС резко снизился ввод мощности на АЭС мира, вводились только те станции, сооружение которых было практически завершено до аварии на ЧАЭС. Ряд стран прекратил ввод новых мощностей (см. рис. В.2) после 1985 г.

Таблица В.2а. Ввод новых мощностей на АЭС мира (без стран Восточной

Европы) за пять лет до аварии на Чернобыльской АЭС, МВт

Таблица В.2б. Ввод новых мощностей на АЭС мира (без стран Восточной Европы) за

пять лет после аварии на Чернобыльской АЭС, МВт

Рис. В.2. Ввод новых мощностей на АЭС мира до и после аварии на ЧАЭС (без стран Восточной Европы)

Из табл. В.1 видно, что наиболее распространены в мире реакторы с водным теплоносителем некипящим (PWR — Power Water Reactor) и кипящим (BWR-Boiling Water

Reactor). В нашей стране также наиболее распространены реакторы с водным теплоносителем. Русская аббревиатура ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) соответствует международному обозначению PWR. Но кипящие корпусные реакторы типа BWR в нашей стране не создаются, вместо них сооружаются реакторы РБМК единичной мощностью 1000 и 1500 МВт: аббревиатура РБМК означает реактор большой мощности канальный. Для него, как и для BWR, теплоносителем является пароводяная смесь, но замедлителем служит графит.

Реакторы с водным теплоносителем требуют замедления нейтронов до скорости теплового движения молекул, в связи с чем они получили общее наименование "реакторов на тепловых нейтронах". Именно этим реактором и уделено в данном учебнике основное внимание.

Таблица В.З. Выработке электроэнергии на АЭС в сравнении с общей

выработкой электроэнергии, %

10

Таблица В.4. Мощность атомных электростанций во отдельным регионам СНГ

н для СНГ в целом на 1 января 1992 года, МВт

В табл. В.4 приведено состояние атомной энергетики в СНГ в настоящее время, причем так же, как и в табл. В.1, приведены данные и о реакторах на быстрых нейтронах, использование урана в зоне воспроизводства которых не требует его обогащения

(аббревиатура FBR — Fast Breeder Reactor в табл. B.1 и БН в табл. В.4).

Из сопоставления табл. В.4 с табл. В.1 следует, что атомная энергетика СНГ находится на третьем месте в мире по своей мощности, то есть после США и Франции.

В связи с авариями на ряде АЭС мира была разработана под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) Международная школа, которая введена и в нашей стране с сентября 1990 г., она содержит семь уровней:

1.Незначительное происшествие.

2.Происшествие средней тяжести.

3.Серьезное происшествие.

4.Авария в пределах АЭС.

5.Авария с риском для окружающей среды.

6.Тяжелая авария.

7.Глобальная авария (катастрофа).

Первые три уровня называются происшествиями (инцидентами), а последние четыре

— авариями. Опасность для здоровья персонала и населения, а также для окружающей среды могут представлять лишь события, относящиеся к последним четырем уровням. Так, Чернобыльская катастрофа в 1986 году — это беспрецедентная авария в атомной энергетике, приведшая к крупномасштабным воздействиям на окружающую среду и здоровье людей в больших регионах, поэтому она относится к наивысшему, седьмому уровню.

В1979 г. произошла авария на АЭС "Три-Майл-Айленд" (США), в ходе которой была серьезно повреждена активная зона реактора. Но при наличии защитного колпака над реакторной установкой АЭС выброс радиоактивных продуктов за пределы АЭС был незначительным, что дало основание классифицировать эту аварию по пятому уровню.

В1989 г. на испанской АЭС "Вандельос" возник пожар, который привел к повреждению систем безопасности станции. Хотя повреждений активной зоны и внешнего выброса радиоактивности не было, риск таких событий велик, что побудило экспертов отнести эту аварию к третьему уровню.

11