Пособие АЭС Зорин

Р а з д е л II

ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНЫЕ УСТАНОВКИ

Источником теплоты на АЭС является ядерный реактор. Выбор типа реактора для АЭС и его параметров — очень сложная задача. Она включает в себя обоснования для использования тех или иных конструкционных материалов, топлива и теплоносителя, многочисленные экспериментальные и расчетные исследования. Выполняются вариантные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты реактора, конструкторские разработки различных элементов оборудования реакторной установки, включая главные циркуляционные трубопроводы, проводятся оптимизационные расчеты.

В ядерной энергетике каждой страны эксплуатируется ограниченное число типов реакторов. В России это ВВЭР, РБМК, БН. Проводятся исследования по усовершенствованию этих типов реакторов и поиск перспективных. Число последних хотя и больше, но также ограничено. В России в числе наиболее вероятных для использования в обозримом будущем могут быть названы ВВЭР-СКД (водо-водяной энергетический реактор сверхкритического давления), БРЕСТ (быстрый реактор с естественной безопасностью со свинцовым теплоносителем), ВТГР (высокотемпературный гелийохлаждаемый реактор).

Ограниченность числа используемых и наиболее вероятных к применению типов реакторов можно объяснить, во-первых, свойствами имеющихся конструкционных материалов и, во-вторых, специфическими требованиями к теплоносителям и их свойствам.

Под реакторной установкой обычно понимают полную совокупность оборудования, связанную с реактором потоками теплоносителя. Значительное место (зависит от типа реактора) в этой совокупности могут занимать вспомогательные системы, обеспечивающие надежную и безопасную работу реактора и реакторной установки в целом.

Паропроизводительная установка электростанции — это комплекс технических устройств, предназначенный для получения пара. Из этого определения следует, что ППУ на АЭС — это часть реак-

131

торной установки, обеспечивающая основной технологический процесс.

Проекты создаваемых и перспективных реакторных установок выполняются таким образом, чтобы получить максимальную эффективность атомной электростанции при наилучших ее экономичности и надежности.

При проектировании АЭС тип реактора, а также типы основных элементов оборудования, таких как парогенератор, турбина, заданы. Они определяются возможностями топливной базы, металлургии, машиностроения, мощностями производства топливных изделий, теплоносителей и т.п.

Применительно к заданному типу реактора, в первую очередь проектируется паропроизводительная установка и определяются параметры вырабатываемого ею пара. Решение этой задачи предполагает выбор, обоснование, оптимизацию значительного числа параметров, как структурных, так и числовых, называемых управляемыми параметрами. На определение их значений направлены усилия проектировщиков и исследователей тепловых схем. Некоторые характеристики реакторов различных типов, влияющие на решение данной задачи или являющиеся результатом решения, приведены в табл. II.1. К этим характеристикам будем возвращаться по мере рассмотрения различных ППУ. Здесь приведем лишь расшифровку обозначений типов реакторов:

РБМК — реактор большой мощности канальный (разновидность водографитовых реакторов ВГР);

ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор;

PWR — pressurized water reactor (реактор с водой под давлением); BWR — boiling water reactor (реактор с кипящей водой);

PHWR — pressurized heavy water reactor (реактор с тяжелой водой под давлением);

БН — на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем; БРЕСТ — быстрый реактор с естественной безопасностью со

свинцовым теплоносителем;

AGR — advance gas reactor (усовершенствованный газовый реактор);

ВГР — высокотемпературный газовый реактор (обычно обозначается ВТГР).

132

*

Диоксид урана (UO ) применяется в твэлах в виде таблеток.

2

**

Указано обогащение при первой загрузке, в скобках — при перегрузке; дробью — обогащение топлива по зонам реактора.

***

При интегральной компоновке первого контура.

****

Для металлического корпуса реактора.

135

Глава 10

ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНЫЕ УСТАНОВКИ

С ВОДООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ

Вода как теплоноситель и замедлитель широко применяется в ядерных энергетических реакторах благодаря своим свойствам. При этом в активной зоне она может кипеть или быть недогретой до состояния насыщения. В России наибольшее распространение получили реакторы с водой под давлением — ВВЭР и канальные кипящие реакторы с графитовым замедлителем — РБМК. Россия имеет уникальный опыт использования для производства электроэнергии энергоблоков с кипящими канальными реакторами с перегревом пара (см. § 10.5). Выполнены перспективные разработки кипящих корпусных реакторов, а также реакторов, охлаждаемых водой при сверхкритическом давлении.

В настоящее время обеспечение потребителей электроэнергией в России происходит с определенными трудностями. Наращивание генерирующих мощностей планируется с увеличением доли электроэнергии, вырабатываемой атомными электростанциями, до примерно 20 % в 2020 г.

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусмотрен ввод десяти энергоблоков на АЭС суммарной электрической мощностью 10 500 МВт (в том числе один энергоблок с реактором типа БН мощностью 800 МВт) в период по 2015 г. и десяти энергоблоков суммарной мощностью 11 000 МВт в период 2016—2020 гг. Подавляющее большинство энергоблоков будет построено на основе базового проекта «АЭС-2006», интенсивно ведутся работы по созданию проекта «АЭС-2010».

Основой серийного энергоблока мощностью 1100—1200 МВт является усовершенствованный реактор типа ВВЭР, в котором используются отработанные и проверенные практикой эксплуатации технические решения для ВВЭР-1000.

Кроме того, Федеральная целевая программа предусматривает создание опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой типа СВБР-75/100 и обоснование реакторной установки БРЕСТ (см. гл. 12).

136

10.1.Управляемые параметры тепловой схемы ППУ

среактором типа ВВЭР

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.

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-

max доп

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

137

2) давление в корпусе реактора. Для получения большего значения КПД преобразования энергии необходимо увеличить температуру рабочего тела во втором контуре и темепратуру теплоносителя

в первом контуре, что требует большего давления р . В то же время

1

рост р ограничен нежелательным уменьшением критического теп-

1

лового потока в активной зоне. Еще более существенными являются достигнутые возможности технологии изготовления корпуса реактора, ограничивающие его диаметр и толщину стенки.

С учетом названных факторов для ВВЭР-1000 было принято дав-

2

ление р равное 15,7 МПа (160 кгс/см ). В настоящее время в проек-

1

тах энергоблоков c ВВЭР принимают несколько большее значение р .

1

Наибольшее значение температуры теплоносителя на выходе из

реактора t′ может быть достигнуто, если в активной зоне допуска-

1

ется поверхностное кипение. В этом случае запас до возникновения

насыщения воды при выбранном давлении р . Запас до кипения δt

ностное кипение, протяженность зоны которого по высоте твэла зависит от теплонапряженности в активной зоне. Развитое кипение в

где равенство относится к центральной части активной зоны (по ее диаметру) с максимальным значением удельного теплового потока.

3) запас до кризиса кипения. При кипении недогретой до температуры насыщения воды, 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, где 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 q /q ≥ 1,2 [11]. Запас до кризиса кипе-

кр

ния ограничивает температуру воды на выходе из активной зоны t ′ .

1

138

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:

t ′ = t – δt .

1 s s

Максимальная температура воды на выходе из активной зоны с достаточной точностью может быть получена только после теплогидравлического расчета реактора и определения коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне. В настоящее

время принимают δt = 15…25 °С. Новые результаты исследований

s

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 из активной зоны и входе в нее. Чем меньше t при

р

выбранной t ′ , тем меньше термодинамические потери при передаче

1

теплоты в парогенераторе, так как при этом снижается средняя разность температур теплообменивающихся сред. Энергетический потенциал вырабатываемого пара будет большим. Но в этом случае

увеличиваются расход теплоносителя G (при заданной мощности

1

реактора) и связанные с этим затраты: энергии на перекачку, металла на трубопроводы, возможно увеличение размеров активной зоны и др. Оптимальный подогрев воды может быть определен только на основе технико-экономической оптимизации, результаты которой зависят от цен на оборудование, электроэнергию, от значений экономических

5) параметры парогенератора: наличие или отсутствие экономайзерного участка и минимальный температурный напор в испари-

тельной части δt , наличие или отсутствие перегрева пара и, если

и

перегрев предусматривается, минимальный температурный напор в

пароперегревателе δt . Значения названных температурных напоров

п

зависят от материала, выбранного для поверхностей нагрева парогенератора, и должны определяться технико-экономической оптимизацией: при их уменьшении снижаются термодинамические потери, но возрастают поверхности нагрева и стоимость парогенератора.

139

Рис. 10.2. t, Q-диаграмма паропроизводительной установки с реактором типа

ВВЭР

Кроме названных управляемых параметров на экономичность и надежность АЭС оказывают влияние и другие показатели ППУ: тип парогенератора (вертикальный, горизонтальный), характеристики других элементов оборудования. В то же время отметим уникальность такого оборудования, специально созданного, например, для ППУ с ВВЭР-1000, как главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы.

Выбранные значения управляемых параметров паропроизводительной установки определяют параметры пара, передаваемого в паротурбинную установку. Их влияние на параметры пара удобно анализировать с помощью t, Q-диаграммы (рис. 10.2). На рисунке не учтены различия в температурах теплоносителя на выходе из реактора и на входе в парогенератор, а также на выходе из парогенератора и на входе в реактор, составляющие десятые доли градуса

10.2. Особенности и перспективы развития водо-водяных

энергетических реакторов

Особенности реакторов различных типов определяются, в первую очередь, теплоносителем, отводящим теплоту от активной зоны. Реакторы типа ВВЭР охлаждаются водой под давлением, превышающим давление ее насыщенных паров.

Отсутствие кипения воды позволяет, во-первых, обеспечить по сравнению с реакторами кипящего типа более равномерное тепловыделение по высоте активной зоны и бóльшую удельную энергонапряженность — большее количество теплоты, выделяемое в единице объема активной зоны. Во-вторых, становится необходимой двух-

140