Теория ядерных реакторов / Литература / Круглов А.Б. Махин В.М.Чуркин А.Н. Харитонов В.С. Маслов Ю.А. Деев В.И. Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета)

Г л а в а 2

НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТКИ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКОГО ДАВЛЕНИЯ

2.1.Концептуальные проекты отечественных

изарубежных реакторных установок

Первые концепции, в которых вода сверхкритического давления рассматривалась как теплоноситель ядерных реакторов, относятся к 50-60 гг. прошлого века [1, 2]. Однако несмотря на то, что уже в тот период были выявлены преимущества реакторов СКД по сравнению с обычными ВВЭР (PWR), прошло около 40-50 лет, прежде чем такие концепции начали активно развиваться. В 2002 г. Международный форум “Генерация-IV”5 принял программу, в которой реакторы ВВЭР СКД (за рубежом SCWR, HPLWR) получили признание как один из 6-ти наиболее перспективных типов ЯЭУ 4-го поколения.

В настоящее время в ряде стран мира с развитой индустрией при поддержке национальных правительств и промышленных компаний разрабатывается несколько проектов реакторных установок с водой сверхкритического давления. Часть этих работ координируется МАГАТЭ и Международным Форумом GIF. Конечной целью проектов является улучшение экономических показателей энергоблоков с водоохлаждаемыми реакторами за счет снижения капитальных затрат на их строительство и повышения коэффициента полезного действия. Непременным условием при этом является обеспечение самозащищенности установок с целью повышения их безопасности. В основу концепций инновационных ВВЭР СКД положено стремление максимально использовать успехи, достигнутые в области создания современных ЯЭУ с водным теплоносителем, а также имеющийся опыт строительства котлов с паром закритических параметров, работающих на органическом топливе.

Разрабатываемые концепции реакторных установок с водой СКД различаются типом и конструкцией реактора, компоновкой и составом активной зоны, энергетическим спектром нейтронов, ор-

5 The Generation Four International Forum (GIF).

51

ганизацией охлаждения ТВС, параметрами паровых циклов, а также тепловыми схемами преобразования энергии (табл. 2.1).

Очевидно, что выбор типа реактора для новой разработки во многом был обусловлен традиционными направлениями в реакторостроении, которые сложились в той или иной стране, а также был непосредственно связан с опытом проектирующих организаций. Так, например, в Канаде уже давно построены и эксплуатируются ядерные реакторы канального типа CANDU с тяжеловодным замедлителем нейтронов, в качестве теплоносителя в них используется обычная (легкая) вода. В России имеется большой опыт строительства и эксплуатации как канальных водографитовых (реакторы БАЭС, РБМК), так и корпусных водоохлаждаемых реакторов (ВК-50, ВВЭР разной мощности). Что касается других стран (страны Европейского Союза, США, Япония, Китай, Корея), то в них в настоящее время наиболее распространены корпусные реакторы на тепловых нейтронах с водой докритического давления типа PWR

или BWR.

Анализ нейтронно-физических характеристик реакторов с водой СКД показывает, что могут быть созданы два типа активных зон таких установок: 1) с тепловым спектром нейтронов; 2) с быстрым спектром. В случае тепловых реакторов СКД необходим специальный замедлитель нейтронов, так как плотность теплоносителя (воды) при нагреве в активной зоне сильно изменяется (падает) в окрестности псевдокритической температуры. В разных вариантах тепловых реакторов корпусного типа этот вопрос решается путем размещения в активной зоне так называемых “водяных элементов”, в которых плотность легкой воды слабо меняется, или твердого замедлителя (гидрид циркония). В канальных реакторах в качестве замедлителя используется тяжелая вода или графит.

В разрабатываемых проектах реакторов СКД основным вариантом является одноконтурная (прямоточная) схема ЯЭУ с подачей пара закритических параметров из реактора непосредственно на турбину. Давление теплоносителя в реакторах равно 24 – 25 МПа, температура воды на входе в реактор 250 – 290 С, на выходе 500 – 540 С, исключение составляет SCW CANDU, где tвх = 350 С, tвых = 625 С. Высокие параметры рабочего тела в установках мощностью 300 – 1700 МВт обеспечивают КПД на уровне 42 – 45 %.

52

Продолжение табл.2.1

54

54

При выбранном в проектах сверхкритическом давлении в указанных диапазонах изменения температур происходит значительное повышение энтальпии воды в реакторе. Это позволяет при заданной тепловой мощности существенно снизить расход теплоносителя через активную зону. В рассматриваемых здесь случаях в зависимости от тепловой мощности реактора он составляет 300 – 1800 кг/с, что в несколько раз меньше при сопоставимой мощности, чем в реакторах ВВЭР с водой докритического давления (например, в 8 – 10 раз по сравнению с ВВЭР-1000). Соответственно снижаются перепад давления в реакторе и затраты мощности на прокачку теплоносителя. Однако уменьшение расхода при фиксированном проходном сечении для воды неизбежно ведет к снижению ее скорости, а, следовательно, к падению коэффициента теплоотдачи и повышению температуры оболочек тепловыделяющих элементов. Чтобы избежать этого, в ряде проектов рассматриваются активные зоны с многоходовой (двухили даже трехходовой) схемой движения теплоносителя.

2.2.Паровые циклы и тепловые схемы ЯЭУ

среакторами ВВЭР СКД

Параметры рабочего тела (давление и температура) в циклах преобразования теплоты в механическую энергию, намеченные в проектах ВВЭР СКД (см. табл. 2.1), приближаются к закритическим параметрам, которые приняты на тепловых электростанциях с современными котлоагрегатами, работающими на органическом топливе. Поэтому вполне естественным является стремление использовать при построении паровых циклов и тепловых схем ЯЭУ СКД те основные принципы, которые уже заложены и оправдали себя в обычной теплоэнергетике. Тем более, что при этом ожидается существенный экономический эффект за счет возможности применения в технологических схемах ЯЭУ имеющегося стандартного энергооборудования, рассчитанного на сверхкритические параметры пара.

Основной схемой энергоустановки с реактором ВВЭР СКД является одноконтурная прямоточная схема. Главными процессами теплосилового цикла в ней являются (рис. 2.1):

55

1)получение пара спецификационных (номинальных) параметров в реакторе 1;

2)расширение пара в турбине 2 с совершением механической работы;

3)конденсация влажного пара в конденсаторе 3;

4)подача конденсата в бак 5 конденсатным насосом 4 и, наконец, возвращение рабочего тела из этого бака в реактор питательным насосом 6.

Рис. 2.1. Принципиальная схема одноконтурной прямоточной энергоустановки с реактором ВВЭР СКД: 1 – реактор; 2 – турбина; 3 – конденсатор; 4 – конденсатный насос; 5 – водяной бак; 6 – питательный насос

Освоенные промышленностью турбины на закритические параметры пара обычно имеют три цилиндра: высокого (ЦВД), среднего (ЦСД) и низкого (ЦНД) давлений. Для повышения КПД таких турбоустановок их тепловые схемы, как правило, включают развитую систему регенеративного подогрева воды. Эта система состоит из ряда поверхностных и смешивающих подогревателей, которые располагаются на конденсатном и питательном трактах контура рабочего тела. Кроме того, чтобы не допустить повышенной влажности пара в конечных ступенях турбины, в схемах применяются промежуточные пароперегреватели между цилиндрами.

56

Типичным для корпусных ВВЭР СКД примером является одноконтурная тепловая схема, разработанная для АЭС с HPLWR [12, 20 – 22]. В этой схеме (рис. 2.2) используется цикл с однократным перегревом пара теплоносителем реакторной установки с параметрами на выходе из реактора. В состав паротурбинной части установки входят одновальная паровая турбина с тремя рабочими цилиндрами, промежуточный пароперегреватель, расположенный между цилиндрами высокого и среднего давления, конденсатор, семь регенеративных подогревателей воды поверхностного типа, деаэратор, конденсатный и питательный насосы, система трубопроводов с необходимым оборудованием и арматурой. Об изменении состояния рабочего тела (воды) в цикле можно судить по параметрам, указанным на рис. 2.2 и на соответствующей этому циклу t-s диаграмме (рис. 2.3). Из последней видно, что относительная влажность пара в конечных ступенях турбины достигает 15 . Расчетное значение коэффициента полезного действия для рассмотренной тепловой схемы паротурбинной установки с реактором HPLWR составляет 43,5 .

Рис. 2.2. Одноконтурная тепловая схема АЭС с реактором HPLWR

57

В российском проекте [16] одноконтурной установки с реактором ВВЭР СКД мощностью 1600 МВт (эл.) предусматривается использование двух освоенных промышленностью турбин на сверхкритические параметры пара типа К-800-240-5. Тепловая схема установки показана на рис. 2.4. Особенностью этой схемы по сравнению со схемой HPLWR является то, что промежуточный перегрев рабочего пара здесь производится в пароперегревателе, который расположен между цилиндрами среднего и низкого давления турбины, т.е. при значительно меньшем, чем у HPLWR, давлении. На выходе из ЦСД пар имеет повышенную влажность, поэтому прежде, чем перегреть пар, требуется его осушка, что и осуществляется в предвключенном сепараторе влаги. Пароперегреватель состоит из двух секций. Первая секция обогревается паром, который поступает из трубопровода, соединяющего ЦВД и ЦСД турбины, вторая – частью теплоносителя, выходящего непосредственно из реактора. Температура питательной воды на входе в ядерный реактор

58

(280 С) достигается в результате регенеративного подогрева ее в четырех подогревателях низкого давления (ПНД), деаэраторе и трех подогревателях высокого давления (ПВД) паром из отборов турбины, а также потоками дренажа из сепаратора и пароперегревателя.

Рис. 2.4. Тепловая схема реакторной установки ВВЭР СКД мощностью 1600 МВт

Тепловые схемы ЯЭУ с канальными реакторами СКД в паротурбинной части принципиально не отличаются от схем корпусных реакторов. Вместе с тем в случае канальных реакторов открывается возможность повышения температуры пара, частично отработавшего в турбине, путем его перегрева непосредственно в каналах ядерного реактора.

Одна из тепловых схем ЯЭУ с “ядерным” промежуточным перегревом пара (рис. 2.5) рассмотрена в докладе [23] применительно к установке SCW CANDU. В паровом цикле используется двухвальная турбина. На одном валу турбины находятся однопоточный ЦВД, двухпоточный ЦСД и электрогенератор, скорость вращения этого вала 3600 об/мин, другой вал объединяет два двухпоточных ЦНД с собственным электрогенератором, вращающимся со скоростью 1800 об/мин.

59

60