75 группа 2 вариант / ГТ и ПГУ / Книги / Общая энергетика. Часть 2

9.5.4. Направления развития ядерных реакторов на быстрых нейтронах

Вструктуре крупномасштабной атомной энергетики будущего доминирующая роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и тем самым снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.

Работы ОАО "ОКБМ Африкантов" в области быстрых реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытнопромышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г.

В1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока № 3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600, который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире.

Вапреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы (30 лет) с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне – около 80 %. За последние 10 лет эксплуатации энергоблока не было ни одного случая аварийного останова реактора.

Эксплуатация реактора убедительно продемонстрировала надежность проектных мер по предотвращению и локализации течей натрия.

По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР). В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС.

Последующая задержка в 90-х гг. ХХ в. сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта в целях дальнейшего повышения его безопасности и улучшения техни- ко-экономических показателей.

Работы по сооружению БН-800 (рис. 9.12) были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2015 – 2016 гг.

265

10

11

12

13

14

9

8

7

6

5

1

2

3

4

1- активная зона реактора; 2 – напорная камера активной

Рис. 9.12. Реактор на быстрых нейтронах БН-800 (вертикальный разрез): 1 – активная зона реактора; 2 – напорная камера активной зоны; 3 – ловушка – фрагмент активной зоны; 4 – полость реактора; 5 – страховочный корпус; 6 – основной корпус; 7 – промежуточный теплообменник; 8 –малая поворотная пробка; 9 – механизм перегрузки; 10 – защитный колпак; 11 – центральная поворотная колонна; 12 – большая поворотная пробка; 13 – плита верхней неподвижной защиты; 14 – главный циркуляционный насос

266

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла;

отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности;

разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителей.

Основные технические характеристики блока с реактором БН-800 приведены в табл. 9.7.

Таблица 9.7. Основные характеристики блока с реактором БН-800

Характеристика	Величина
Мощность электрическая, МВт	800
Температура натрия на входе в реактора, °С	354
Температура натрия на выходе из реактор, °С	547
Температура натрия на входе в промежуточный теп-	309
лообменник, 0С
Температура натрия на выходе из промежуточного	505
теплообменника, 0С
Число петель теплопровода	4
Температура питательной воды, °С	210
Давление пара после пароперегревателя, МПа	13,7
Температура пара после пароперегревателя, °С	490
Паропроизводительность, кг/с (т/ч)	736 (2 650)
Число и тип турбин, подключенных к реактору	1 х К-800-12,8

267

9.6. Тепловые схемы атомных электрических станций

9.6.1. Тепловая схема одноконтурных АЭС с реактором РБМК-1000

На рис. 9.13 показана принципиальная схема одноконтурных АЭС, построенных в России с реакторами РБМК-1000. Одноконтурной она называется потому, что и через реактор, и через паротурбинную установку циркулирует одно и то же рабочее тело.

Рис. 9.13. Схема одноконтурной АЭС с канальным реактором типа РБМК-1000: 1 – ядерный реактор; 2 – барабан-сепаратор; 3 – ЦВД; 4 – сепаратор; 5 – пароперегреватель; 6 – ЦНД; 7 – электрический генератор; 8 – конденсатор; 9 – ПНД; 10 - деаэратор;

11 – питательный насос; 12 – ГЦН

В тепловой схеме АЭС питательная вода с помощью главного циркуляционного насоса (ГЦН) с параметрами 80 ат и 265 °С из раздаточного коллектора подводится к многочисленным (в РБМК-1000 их 1693) параллельным технологическим каналам, размещенным в активной зоне реактора. В каналах реактора происходит процесс нагрева воды и генерации пара. На выходе из каналов пароводяная смесь с паросодержанием 14 – 17 % собирается в коллекторе и подается в барабан-сепаратор (у РБМК-1000 их четыре). Барабан-сепаратор служит для разделения пара и воды. Образующийся сухой насыщенный пар с параметрами 6,4 МПа (65 ат) и 280 °С направляется прямо в паро-

268

вую турбину (реактор РБМК-1000 в номинальном режиме питает две одинаковые паровые турбины мощностью по 500 МВт каждая или одну паровую турбину К-1000 электрической мощностью

1000 МВт).

Пар, получаемый в реакторе и в сепараторе, является радиоактивным вследствие наличия растворенных в нем радиоактивных газов, причем именно паропроводы свежего пара обладают наибольшим радиоактивным излучением. Поэтому их прокладывают в специальных бетонных коридорах, служащих биологической защитой. По этой же причине пар к турбине подводится снизу, под отметкой ее обслуживания (пола машинного зала).

Пар, расширившийся в ЦВД до давления 0,35 МПа (3,5 ат), направляется в СПП (на каждой турбине энергоблока с реактором РБМК-1000 их четыре), а из них — в ЦНД (на каждой турбине их также четыре) и в конденсаторы.

Конденсатно-питательный тракт блока РБМК-1000 такой же, как у обычной ТЭС, т.е. в нем присутствуют подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, конденсатный и питательный насосы и другое оборудование. Однако многие его элементы требуют биологической защиты от радиоактивности. Это относится к конденсатоочистке и водяным емкостям конденсатора, где могут накапливаться радиоактивные продукты коррозии, подогревателям регенеративной системы, питаемым радиоактивным паром из турбины, сборникам сепарата CПП. Таким образом, и устройство, и эксплуатация одноконтурных АЭС, особенно в части машинного зала, существенно сложнее, чем двухконтурных.

Конденсат, пройдя систему регенеративного подогрева воды, приобретает температуру 165 °С, смешивается с водой, идущей из барабана-сепаратора (280 °С), и поступает к главному циркуляционному насосу (ГЦН), который обеспечивает питание водой ядерного реактора.

9.6.2. Тепловая схема двухконтурных АЭС с реакторами ВВЭР

На рис. 9.14 в качестве примера представлена двухконтурная схема АЭС для электростанций с реактором типа ВВЭР. Видно, что эта схема близка к схеме КЭС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.

269

Первый контур расположен в реакторном отделении. Он включает реактор типа ВВЭР, через который с помощью ГЦН прокачивается вода под давлением 15,7 МПа (160 ат). На входе в реактор вода имеет температуру 289 °С, на выходе – 322 °С. При давлении в 160 ат вода может закипеть только при температуре 346 °С, и, таким образом, в первом контуре двухконтурной АЭС всегда циркулирует только вода без образования пара.

Рис. 9.14. Двухконтурная схема АЭС для электростанций с реактором типа ВВЭР: 1 – реактор типа ВВЭР; 2 – парогенератор; 3 – ЦВД; 4 – сепаратор; 5 – пароперегреватель; 6 – ЦНД; 7 – генератор; 8 – конденсатор; 9 – ПНД; 10 – деаэратор; 11 – питательный насос; 12 – ГЦН

Из ядерного реактора вода с температурой 322 °С поступает в парогенератор. Парогенератор – это горизонтальный цилиндрический сосуд (барабан), частично заполненный питательной водой второго контура; над водой имеется паровое пространство. С помощью питательного насоса ПН в парогенераторе создается давление существенно меньшее, чем в первом контуре (для реактора ВВЭР-1000 и турбины мощностью 1000 МВт это давление свежего пара ро = 60 ат). Поэтому уже при нагреве до 275 °С вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева ее теплоносителем, имеющим температуру 322 °С.

Таким образом, в парогенераторе, являющимся связывающим звеном первого и второго контуров (но расположенном в реакторном отделении), генерируется сухой насыщенный пар с

270

давлением ро = 60 ат, температурой tо = 275 °С и влажностью 0,5 %. Таким образом, первая особенность АЭС – низкие начальные параметры и влажный пар на входе в турбину.

Далее пар направляется в ЦВД паровой турбины. Здесь он расширяется до давления примерно 1 МПа (10 ат). Выбор этого давления обусловлен тем, что уже при этом давлении влажность пара достигает 10—12 %, и капли влаги, движущиеся с большой скоростью, приводят к интенсивной эрозии и размывам деталей проточной части паровой турбины.

Поэтому из ЦВД пар направляется в сепараторпароперегреватель (СПП). В сепараторе от пара отделяется влага, и он поступает в пароперегреватель, где его параметры доводятся до значений 1,13 МПа и 250 °C. Таким образом, пар на выходе из СПП является перегретым, и эти параметры выбраны такими, чтобы получить допустимую влажность в конце турбины, где угроза эрозии еще большая, чем за ЦВД. Пар с указанными параметрами поступает в ЦНД (в энергоблоке 1000 МВт три одинаковых ЦНД, на рис. 9.14 показан только один). Расширившись в ЦНД, пар поступает в конденсатор, а из него в конденсатно-питательный тракт, аналогичный тракту обычной ТЭС.

Важно отметить, что во втором контуре циркулирует нерадиоактивная среда, что существенно упрощает эксплуатацию и повышает безопасность АЭС.

Таким образом, ядерный реактор АЭС – это аналог парового котла в ПТУ ТЭС. Сама ПТУ АЭС принципиально не отличается от ПТУ ТЭС: она также содержит паровую турбину, конденсатор, систему регенерации, питательный насос, конденсатоочистку. Так же, как и ТЭС, АЭС потребляет громадное количество воды для охлаждения конденсаторов.

Полезным продуктом работы АЭС служит электроэнергия. Для оценки эффективности АЭС, точнее энергоблока АЭС, служит его КПД нетто:

ηнетто Э / Qреак ,

(9.1)

где Э – выработанная за выбранный период электроэнергия; Qреак – тепло, выделившееся в реакторе за этот период.

КПД АЭС составляет в среднем 30 – 32 %.

271

9.6.3. Тепловая схема трехконтурной АЭС с реактором БН-600

Компоновка АЭС с реактором БН-600 представлена на рис. 9.15. Трехконтурная схема работает на жидкометаллическом теплоносителе и включает в себя реактор, охлаждаемый Na, промежуточный Nа-Nа теплообменник, установленный для предупреждения радиационного облучения рабочей среды (воды) и паротурбинного оборудования АЭС и, наконец, парогенератор, в котором теплота жидкого натрия используется для получения перегретого пара.

Параметры пара на выходе из парогенератора:

-температура пара на выходе из парогенератора – 5050С;

-температура промежуточного перегрева пара – 5050С;

-давление после промежуточного перегрева – 2,9 МПа;

-паропроизводительность – 1980 т/ч.

Число петель отвода теплоты от теплоносителя первого контура – три, по числу турбоагрегатов в энергоблоке. В каждой петле у с т а н о в л е н один ГЦН и два промежуточных теплообменника (ПТО), что связано с большой теплообменной поверхностью, приходящейся на одну петлю.

Всего парогенерирующих секций – 24, в каждой петле – 8, по четыре на один ПТО. Каждая секция включает три модуля: испаритель (с экономайзерной частью), пароперегреватель свежего пара и промежуточный пароперегреватель. Возможность отключения любой секции при обнаружении течи в любом модуле позволяет сохранить петлю в работе и производить замену дефектных модулей на работающем энергоблоке.

На АЭС с реактором БН-600 установлены три серийные турбины К-200-12,8 мощностью 200 МВт каждая с начальными параметрами пара 13,0 МПа и 500 оС и промежуточным перегревом пара с давлением 2,9 МПа и температурой 500 оС.

Тепловая схема блока с реактором БН-600 включает регенеративную систему, состоящую из подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора, группы ПВД и конденсатных насосов.

Питательная вода в ПВД подаётся двумя питательными насосами.

Жидкометаллический теплоноситель не требует использования в парогенераторах нержавеющих аустенитных сталей, поэтому вопросы водоподготовки и водного режима для таких АЭС упрощаются.

272

Рис. 9.15. Тепловая схема трехконтурной АЭС с реактором БН-600: 1 – реактор БН-600; 2 – главные циркуляционные жидкометаллические насосы (ГЦН); 3 – промежуточные Nа-Nа теплообменники; 4 – циркуляционные насосы промежуточного контура; 5 – промежуточные пароперегреватели; 6 – парогенераторы; 7 – подогреватели высокого давления; 8 – деаэратор; 9 – питательные насосы; 10 – подогреватели низкого давления; 11 – конденсатор; 12 – конденсатные насосы; 13 – электрический генератор; 14 – ЦВД паровой турбины; 15 – ЦСД паровой турбины; 16 – ЦНД паровой турбины

Аналогичные обозначения для двух совокупностей других элементов тепловой схемы.

273

9.7. Особенности термодинамических циклов ПТУ АЭС

На атомных электрических станциях (АЭС), как правило, используется паротурбинный цикл среднего давления без перегрева свежего пара, с промежуточной сепарацией (отделением жидкости) и с паро-паровым промежуточным перегревом пара. Это обусловливается малой жароустойчивостью материалов реактора и первичного теплоносителя.

На рис. 9.16 изображена наиболее типичная схема АЭС. Контур первичного теплоносителя включает в себя ядерный реактор 1, парогенератор 2, главный циркуляционный насос 3. Этот контур радиационно опасен и отделён от внешней среды защитной оболочкой (биологическая защита).

Рис. 9.16. Схема двухконтурной атомной электростанции насыщенного пара: 1 – атомный реактор; 2 – парогенератор; 3 – главный циркуляционный насос; 4 – часть высокого давления паровой турбины; 5 – сепаратор; 6 – паро-паровой перегреватель; 7 – часть низкого давления паровой турбины; 8 – конденсатор; 9 – конденсатный насос; 10 – система

регенеративного подогрева воды; 11 – турбопитательный насос

274