Развивающаяся ядерная энергетика требует постоянного притока специалистов в отрасль.
Настоящая книга является частью пятитомного учебного пособия «Ядерные реакторы и энергетические установки» и рассчитана на подготовку конструкторов ядерных энергоустановок (ЯЭУ).
Тома первого издания вышли в свет в 1981 — 1983 гг. и включали в себя следующие книги: Емельянов И. Я., Ефанов А. И., Константинов Л. В. «Научно-технические основы управления ядерными реакторами» (М.: Энергоиздат, 1981) Га-нев И. X. «Физика и расчет реактора» (М.: Энергоиздат, 1981) Егоров Ю. А. «Основы радиационной безопасности атомных электростанций» (М.: Энергоиздат, 1982) Емельянов И. Я., Михан В. И., Солонин В. И. и др. «Конструирование ядерных реакторов» (М.: Энергоиздат, 1982) Ганчев Б. Г., Калишевский Л. Л., Демешев Р. С. и др. «Ядерные энергетические установки» (М.: Энергоатомиздат, 1983). В настоящее время книги первого издания стали труднодоступными для студентов. Во втором издании книги материал первого издания дополнен и частично переработан.
Авторы книги предприняли попытку в сжатой форме охватить основные вопросы, связанные с расчетом и проектированием ЯЭУ различного назначения: для стационарных АЭС, водного транспорта и космических объектов, что соответствует сложившейся практике подготовки конструкторов ЯЭУ. В соответствии с потребностью промышленности основное внимание уделено стационарным ЯЭУ. Особенности установок и их элементов другого назначения даются более кратко.
При современном развитии техники конструктор ЯЭУ должен уметь не только выбрать необходимый состав оборудования, обосновать основные его параметры, но и провести кон-
структорский расчет, по крайней мере на уровне эскизного проектирования, для обоснования задания разработчикам того или иного вида теплотехнического, силового и другого оборудования, обосновать экономичность и надежность принимаемых решений. Это тем более важно, что при создании нового типа реакторной установки требуется разработать заново практически все оборудование.
К особенностям настоящей книги относится то, что в рамках одного тома в сжатой форме и с единых позиций излагаются вопросы, ранее освещавшиеся в различных учебниках, учебных пособиях и монографиях.
Авторы поставили задачу в рамках одного тома дать первичные сведения по расчету и проектированию ЯЭУ в целом и отдельных элементов ее оборудования, сопровождая каждый раздел списком рекомендуемой литературы для более углубленного изучения вопроса.
Основное содержание книги разделено на четыре части. В первой рассматриваются общие вопросы проектирования ядерных энергетических установок. Особое внимание уделено расчету и обоснованию тепловой схемы установки и вопросам экономики.
Вторая часть посвящена оборудованию ЯЭУ. Рассматриваются основные принципы и методы расчета и проектирования теплообменного и машинного оборудования, трубопроводов и арматуры. В отдельную главу вынесены вопросы прочностного расчета. В третьей части рассматриваются системы и оборудование аварийного расхолаживания, перегрузки топлива, очистки и подпитки теплоносителя, технического водоснабжения, вентиляции.
Заключает книгу четвертая часть, в которой рассмотрены устройство и компоновка ЯЭУ на АЭС, на судне и на космических объектах.
Авторы выражают уверенность, что, освоив материал книги, студент будет готов к самостоятельной практической работе и более углубленному изучению необходимых вопросов.
Введение, § 1.1, 1.2, 6.1 — 6.6, 6.8, 7.1 — 7.9, 8.2, 8.3, а также гл. 9 написаны Б. Г. Ганчевым гл. 2, § 1.3, 6.7, 6.9 подготовлены С. В. Селиховкиным § 3.1 — 3.7, гл. 4, § 8.1, гл. 14 и 15 написаны Л. Л. Калишевским гл. 5 и § 7.10, 7.11 написаны Е. Б. Колосовым материал § 1.4, 3.8, 6.10, гл. 11 и 13 подготовлен Л. А. Кузнецовым гл. 10 — Р. С. Лемешевым гл. 12 —
Н. Ф. Рекшней § 6.2 — Л. Е. Костиковым. В подготовке материала первого издания принимали также участие Б. И. Катор-гин, Ю. В. Журавский, В. В. Лозовецкий.
Авторы приносят глубокую благодарность рецензенту настоящего издания книги доктору технических наук, профессору МЭИ Л. П. Кабанову.
ВВЕДЕНИЕ
Ядерная энергетика является важной и неотъемлемой частью мировой экономики. К началу 1988 г. в 26 странах мира на атомных электростанциях (АЭС) эксплуатировалось более 420 энергоблоков с суммарной установленной мощностью около 300 103 МВт. Их доля в выработке электроэнергии составляет 16%. Предполагается, что к концу XX в. в мировой структуре топливного баланса доля ядерного топлива составит 20%.
В СССР к началу 1988 г. на 16 АЭС эксплуатировалось 45 энергоблоков с суммарной установленной мощностью 34,4Х ХЮ3 МВт. Доля АЭС в общей выработке электроэнергии в стране составляла 11,2%.
Развитие ядерной энергетики началось с пуска 27 июня 1954 г. в СССР в г. Обнинске Первой АЭС мощностью 5000 кВт. Ее эксплуатация убедительно доказала техническую возможность превращения ядерной энергии в электрическую в промышленных масштабах. Человечество получило возможность использовать новый, чрезвычайно высококалорийный источник энергии, который позволит в перспективе резко сократить потребление традиционного органического топлива для выработки электроэнергии. Была продемонстрирована возможность создания и использования на АЭС материалов, оборудования и приборов такого качества и с такими характеристиками, которые обеспечили высокий уровень надежности и безопасности эксплуатации в отношении окружающей среды, населения и эксплуатационного персонала.
После пуска Первой АЭС приступили к строительству более мощных АЭС, при этом преследовалась цель доказать их экономическую конкурентоспособность с электростанциями на органическом топливе. Этот период практически завершился в 60-х годах. Начиная с 70-х годов развертывается широкое строительство мощных АЭС. В 1975 г. установленная мощность на АЭС в мире составила 76 ГВт, в 1985 г. — 248,6 ГВт, к 2000 г. предполагается увеличение установленной мощности до 505 ГВт. Темпы развития ядерной энергетики определяются конкретными условиями и прежде всего ресурсами органического топлива той или иной страны. В странах, обеспеченных органическим топливом, на первом этапе наращивание мощностей АЭС шло более медленными темпами, но по мере совершенствования техники АЭС и повышения их экономичности они возрастали. Так, если в 1975 г. на долю стран — членов СЭВ приходилось около 10% установленной мощности на АЭС, то к 2000 г. эта доля увеличится.
Ускоренное развитие ядерной энергетики предусматривалось комплексной программой научно-технического прогресса стран — членов СЭВ до 2000 года.
Основные предпосылки быстрого роста ядерной энергетики следующие:
Ядерное топливо характеризуется высокой калорийностью (удельное тепловыделение ядерного топлива примерно в 2Х Х106 раз выше, чем органического топлива). Поэтому на основе ядерной энергетики можно развивать энергетическую базу районов, лишенных собственных запасов энергетического сырья, без увеличения транспортных расходов на его доставку. К таким районам относится европейская часть СССР, где проживает свыше 60% населения и производится свыше 80% промышленной продукции. Поэтому именно в европейской части широким фронтом развернулось строительство мощных АЭС.
Другое важное преимущество ядерных установок — малое в условиях нормальной эксплуатации загрязнение окружающей среды. Традиционные электростанции в процессе работы расходуют для сжигания топлива огромное количество кислорода, выбрасывают в окружающую среду продукты сгорания топлива, в том числе и такие вредные вещества, как оксиды азота и серы, а при работе на твердом топливе — и значительные количества золы. Суммарное производство электроэнергии на АЭС в год в настоящее время эквивалентно сжиганию на ТЭС 550Х XIО6 т угля или 350-106 т нефти. ТЭС электрической мощностью 1000 МВт потребляет в год 3-106 т угля, производя при этом 7-106 т углекислого газа, 120-103 т диоксида серы, 20Х ХЮ3 т оксидов азота и 750-103 т золы. Содержащиеся в золе вредные тяжелые металлы (мышьяк, свинец, кадмий и др) остаются в биосфере. Рабочий процесс в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) практически не связан с окружающей средой, за исключением сброса тепла — теплового загрязнения на холодном источнике цикла (охлаждение конденсаторов турбин), но аналогичное воздействие на окружающую среду оказывают и традиционные тепловые электростанции (ТЭС).
Более чем 30-летний опыт эксплуатации АЭС во всем мире показал, что они действительно могут быть экономичными (в среднем электрическая энергия, вырабатываемая на АЭС, в 2 раза дешевле, чем на ТЭС, сжигающих уголь) и экологически чистыми. Но этот же опыт свидетельствует, что в ре-6
ультате нарушения правил эксплуатации станций могут возникнуть утечки радиоактивных сред, как это было в США, фРГ, Великобритании и в СССР — в Чернобыле. Ядерный реактор и ЯЭУ — в целом чрезвычайно сложные технические системы, требующие к себе особо ответственного подхода и при проектировании, и при изготовлении, и при эксплуатации. Как и в других сложных технических системах, здесь особенно ярко высвечивается проблема взаимодействия человека и машины. Высокую потенциальную опасность представляют такие современные промышленные объекты, как крупные гидротехнические сооружения, химические комбинаты, газовые хранилища, комбинаты по производству и переработке ядерного топлива, ракетно-космическая техника. Авария на АЭС в Чернобыле, на американской АЭС «Три-Майл-Айленд», взрыв на химическом комбинате в индийском городе Бхопал, гибель американского космического корабля «Челенджер», катастрофы на море и на железной дороге показали, что проблема взаимодействия человека и машины в полной мере еще не решена и требует неустанного внимания. Как подчеркнул, комментируя причины аварии в Чернобыле, академик В. А. Легасов, враг — не техника сама по себе, а наше некомпетентное безответственное обращение с ней. Главной причиной аварии в Чернобыле по выводам правительственной комиссии явилось последовательное нарушение целого ряда положений регламента эксплуатации. Дополнительно указано, что конструкция реактора не исключала возможности развития аварии при ошибочных действиях персонала. Введенные после аварии конструкционные изменения исключают возможность подобных аварий на реакторах такого типа. Поставлена задача создания нового поколения реакторов, обладающих более высоким уровнем «внутренней» безопасности.
Авария в Чернобыле обострила дискуссию о целесообразности дальнейшего использования ядерной энергии. Ученые различных стран мира дают однозначный ответ о возможности безопасного и экономичного использования ядерной энергии. По мнению комиссии Европейского экономического сообщества (ЕЭС) по охране окружающей среды, охране интересов потребителей и ядерной безопасности приемлемой с экономической, экологической и энергетической точек зрения альтернативы развитию АЭС у человечества нет. Несмотря на значительные усилия, предпринимаемые ЕЭС по выработке жестких нормативов на выбросы оксидов серы и азота и твердых частиц, заметного прогресса в этом вопросе с 1983 г. не достигнуто. Накопление в атмосфере диоксида углерода и ряда других продуктов сгорания органического топлива уже к 2030 г. может привести н парниковому эффекту и глобальному росту температуры на 4,5 1 в результате уровень мирового океана поднимется на 0,8 — 1,7 м. В этих условиях становится очевидной необходимость продолжения строительства АЭС.
Более того, ядерная энергетика в экономике многих стран занимает столь значительное место, что отказ от нее уже просто невозможен. Ниже приводятся данные о доле АЭС в выработке электроэнергии в некоторых странах в 1989 г.:
Использование ядерной энергии стало одним из направлений технического прогресса.
Развитие ядерной энергетики в СССР до настоящего времени базировалось на ядерных реакторах двух основных типов: водо-водяных корпусных реакторах в двухконтурных установках и канальных с графитовым замедлителем в одноконтурных установках. В установках обоих типов используется паротурбинный цикл. Водо-водяные реакторы являются самым распространенным типом в мировой энергетике.
Водо-водяные корпусные реакторы можно использовать в двухконтурных схемах с некипящей водой под давлением в первом контуре и в одноконтурных схемах с кипением воды в активной зоне. В отечественной практике используются преимущественно реакторы с водой под давлением, которые в стационарной энергетике получили название водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) (рис. В.1, В.2). Преимуществами таких реакторов (по сравнению с канальными) являются их большая компактность, позволяющая все оборудование первого контура герметизировать в защитной оболочке, простые коммуникации, более простые условия управления работой реактора. Однако для них требуются тяжелые толстостенные корпуса большого диаметра, работающие при высоких давлениях в условиях облучения мощными потоками нейтронов топливо перегружается с остановкой реактора ограничены возможности повышения параметров пара перед турбиной невозможна организация ядерного перегрева пара.
Реакторы типа ВВЭР используются на АЭС в нашей стране с 1964 г. (I блок Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР). В настоящее время они успешно эксплуатируются также на Кольской, Ровенской, Запорожской, Калининской, Балаковской и других АЭС в СССР и за рубежом: в ГДР, Финляндии и НРБ сооружаются они и на ряде новых АЭС.
Мощным импульсом к использованию водо-водяных реакторов на отечественных АЭС явилось создание специализированного производственного объединения «Атоммаш» в г. Волгодонске. После 1986 г. (после аварии в Чернобыле) принято решение 8
Швейцария . 41,6% Франция . .74,6% Бельгия . . 60,8% Финляндия . 35,4% ФРГ. . . .34,3%
ЧССР . . . 27,6% НРБ. . . .32,9% Япония . . . 27,8% США 19,1% СССР . . . 12,3%
Рис. В1. Реактор ВВЭР-440 (центральный зал)
о развитии отечественной ядерной энергетики на базе реакторов типа ВВЭР. На всех действующих блоках проведены мероприятия по повышению эффективности аварийной защиты, совершенствованию систем локализации аварий, повышению надежности технологического оборудования. Разработан проект энергоблока повышенной безопасности АЭС-88, предусматривающий дополнительные пассивные системы безопасности. Первый блок по новому проекту будет введен в 1993 г.
Конструкция канального реактора с графитовым замедлите-лем (рис. В.З) была предложена в СССР в 40-х годах. Для вы-
работки электроэнергии канальные реакторы использованы на Первой АЭС, Сибирской АЭС (1958 г.), Белоярской АЭС
им. И. В. Курчатова (1964 г.), на ряде мощных АЭС — Ленинградской им. В. И. Ленина (1973 г.), Курской, Смоленской, Иг-налинской и др.
К главным преимуществам такого типа реакторов можно отнести следующее:
возможность реализации больших единичных мощностей отсутствие единого тяжелого корпуса, затрудняющего изготовление и транспортировку реактора
Рис. ВЗ. Реактор РБМК (центральный зал)
возможность секционирования реактора и создание реакторов различной мощности из стандартных секций заводского изготовления
возможность осуществления ядерного перегрева пара в активной зоне реактора, получения высоких параметров, а следовательно, и повышения КПД цикла
возможность непрерывной перегрузки топлива без остановКи реактора.
Использование канальных реакторов обеспечило быстрое наращивание мощностей на АЭС до пуска «Атоммаша». В 1987 г. на их долю приходилось около половины установленных мощностей (13 блоков мощностью до 1000 МВт и 2 блока по 1500 МВт).
Авария на IV блоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. с разрушением реактора и выходом радиоактивных продуктов в окружающую среду привлекла к реакторам этого типа пристальное внимание специалистов и мировой общественности. Подробно сценарий развития аварии, ее причины и направления совершенствования реакторов рассматриваются в других томах учебного пособия. Здесь же еще раз отметим, что причиной аварии было последовательное нарушение регламента эксплуатации. В этих условиях проявились и недостатки конструкции реакторов: положительный паровой коэффициент реактивности, а при сниженной мощности — и положительный мощностной коэффициент реактивности, что делает реактор нестабильным на малых уровнях мощности недостаточное быстродействие систем аварийной защиты АЗ недостаточность технических средств, автоматически приводящих реактор в безопасное состояние при действиях персонала, не соответствующих требованиям технологического регламента.
Организационные и технические мероприятия, выполненные на всех действующих энергоблоках с реакторами РБМК-ЮОО и РБМК-1500, полностью исключают возможность быстрого неконтролируемого разгона реактора. Обеспечено снижение положительного парового коэффициента реактивности за счет снижения содержания графита в активной зоне и повышения обогащения топлива нуклидом 235U до 2,4%. Время срабатывания защиты сокращено с 18 — 20 до 10 — 12 с. Установлены дополнительные стержни-поглотители. Разработаны и опробована на двух блоках Ленинградской и Игналинской АЭС быстрая аварийная защита (БАЗ), обеспечивающая ввод в активную зону стержней-поглотителей за 2 — 2,5 с. Подобные системы БАЗ с 1989 г. внедрены на всех действующих энергоблоках с канальными реакторами.
Как показывает всесторонний анализ, проведенный специалистами, ни один из недостатков реакторов РБМК, проявившихся при аварии на IV блоке Чернобыльской АЭС, не является неустранимым в ядерных канальных водо-графитовых реакторах и не является органически присущим реакторам данного типа.
Рассмотренные типы реакторов работают на тепловых нейтронах, и в них используется в качестве делящегося нуклида 235U (содержание которого в природном уране составляет около 0,7%). Перспективы развития ядерной энергетики связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах, с вводом которых в широкую эксплуатацию можно будет использовать сырьевой нуклид 238U. В СССР в 1973 г. пущен первый в мире крупный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 (рис. В.4) электрической мощностью 150 МВт, в 10-й пятилетке пущен реактор БН-600 электрической мощностью 600 МВт (Белоярская АЭС). Установки выполнены по трехконтурной схеме. В качестве теплоносителя первого контура в реакторах применен жидкий натрий. Широкого использования таких реакторов на АЭС можно ожидать к концу текущего столетия — в начале следующего. Реакторы других типов — на быстрых и тепловых нейтронах с газовым теплоносителем, на тепловых нейтронах с органическим теплоносителем, водо-водяные реакторы с кипящим теплоносителем (широко распространенные за рубежом) и др. — распространения в ядерной энергетике СССР не получили.
Перечислим основные тенденции, наблюдавшиеся в стационарной ядериой энергетике до настоящего времени.
Рис. В5. Увеличение единичной электрической мощности энергоблоков на АЭС в СССР:
К1 — Первая АЭС К2 — I блок Сибирской АЭС: КЗ — II блок Белояр-ской АЭС К4 — I блок Ленинградской АЭС Кб — I блок Игналинской АЭС Bl, В2, ВЗ, В4 — соответственно I, II, III и V блоки Нововоронежской АЭС Б1 — БН-350 в г. Шевченко: Б2 — БН-600, III блок на Белоярской АЭС
1. Увеличение единичной мощности блоков АЭС. Так, мощность канальных реакторов увеличилась с 5 МВт на Первой АЭС до 1000 МВт на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС и до 1500 МВт на Игналинской АЭС (рис. В.5). Растет мощность и ВВЭР, и реакторов на быстрых нейтронах. Вместе с ростом мощности блока повышается единичная мощность входящего в него оборудования — парогенераторов в двухконтурных установках, паротурбинных установок (мощность паровых турбин на АЭС составляет 500 и 1000 МВт), насосного оборудования и т. д. Обсуждается возможность и целесообразность дальнейшего роста единичной мощности энергоблоков. Однозначных и очевидных решений по этому вопросу пока нет.
2. Увеличение мощности АЭС. Установленные мощности АЭС уже достигают 4000 МВт (Ленинградская АЭС — четыре блока по 1000 МВт). Проектная мощность ряда других станций составляет 4000 — 6000 МВт.
3. Повышение параметров теплоносителя первого контура и параметров пара перед турбиной. Это особенно наглядно видно на примере развития блоков Нововоронежской АЭС (рис. В.6).
4. В связи с быстрым ростом доли АЭС в энергосистеме повышаются требования к их маневренности с возможностью изменения нагрузки в диапазоне от 100 до 50%.
Подавляющее большинство ЯЭУ работает в настоящее время на насыщенном паре. На Белоярской АЭС впервые в мире осуществлен ядерный перегрев пара до 783 К, что позволило получить высокий КПД (~37%). При разработке канальных реакторов нового поколения РБМК-ЮОО их создатели временно отказались от перегрева пара. Широкие перспективы использования перегретого пара открываются с применением реакторов на быстрых нейтронах с жидким металлом в качестве теплоносителя. Благодаря высокой температуре натрия на выходе из реактора можно получить перегретый пар высоких параметров.
По мере развития ядерной энергетики все большее внимание стали привлекать вопросы использования энергетических реакторов для целей централизованного теплоснабжения.
Тепло с конденсационных станций уже длительное время используется для теплоснабжения поселков при АЭС.
Наиболее эффективно с экономической точки зрения комбинированное производство тепла и электроэнергии на АТЭЦ. Но это потребует приближения к крупным промышленным центрам. В настоящее время считается рациональным размещение АТЭЦ на расстоянии 20 — 40 км от крупных городов. В 1973 г. была введена Билибинская АТЭЦ. На ней сооружено четыре теплофикационных блока на базе реакторов канального типа общей электрической мощностью 48 МВт с суммарным отпуском тепла около 100 Гкалч (116,3 МВт). Успешный опыт эксплуатации свидетельствует о возможности создания надежных и экономически эффективных АТЭЦ небольшой мощности.
ACT предназначены производить только пар низких параметров и горячую воду. В связи с этим снижаются параметры (давление, температура) рабочего контура собственно реакторной установки, что уменьшает ее стоимость и делает более простыми средства обеспечения безопасности, позволяет приблизить ACT к потребителям тепла. В настоящее время сооружаются первые крупные ACT в Горьком и Воронеже с водоохлаждаемыми реакторами тепловой мощностью 500 МВт. Системы, ограничивающие- развитие аварии и локализацию ее последствий, будут полностью построены на пассивном принципе.
Стационарная ядерная энергетика — одно из основных направлений использования ЯЭУ. Другое направление — приме-
Рис. В7. Щит управления энергоустановкой атомохода «Ленин»
нение ЯЭУ на судах морского флота. Использование ЯЭУ позволяет придать судам качества, недостижимые при работе на органическом топливе. Это прежде всего практически неограниченная дальность плавания при работе на большой мощности и длительная автономность. Особенно важны эти качества для ледоколов. Атомные ледоколы, не нуждаясь в пополнении топливом, могут работать, не уходя с трассы, всю навигацию.
В нашей стране с 1959 г. эксплуатировался первый в мире атомный ледокол «Ленин» (рис. В.7). В 1975 г. сдан в эксплуатацию атомный ледокол «Арктика», открывший серию атомных ледоколов подобного типа (атомоходы «Сибирь», «Россия», «Советский Союз»). Успешная эксплуатация советских атомоходов наглядно продемонстрировала преимущества атомного ледокольного флота. Ледокол «Арктика» стал первым надводным судном, достигшим Северного полюса.
В табл. В.1 приведены сравнительные характеристики атомных и дизельных ледоколов приблизительно одного времени постройки.
Приведенные данные показывают преимущество атомных ледоколов как по мощности энергоустановки, так и по скорости хода, и по удельному упору.
В 1986 г. в Советском Союзе спущен на воду первый атомный лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть» мощностью
29,5 МВт (40 000 л. с.) со скоростью хода 20 узлов. Атомоход берет на борт 74 лихтера, каждый из которых способен нести на себе 350 т груза. Судно характеризуется высокой степенью безопасности. Энергетическая установка не пострадает, например, при столкновении с другим кораблем или при падении на палубу самолета.
Широко используются ЯЭУ на кораблях военно-морского флота высокоразвитых стран мира. По данным зарубежной печати на начало 80-х годов только в составе ВМФ США действовало более 120 подводных лодок и свыше 10 надводных кораблей.
Перспективной областью использования ЯЭУ является космическая техника. Уже в ближайшем будущем на борту космических объектов потребуются мощности в десятки, сотни и тысячи киловатт при ресурсе работы 1 год и более-. Такое энергетическое обеспечение возможно только при использовании ЯЭУ, так как мощности химических источников и солнечных батарей, используемых в настоящее время, недостаточны.
В Советском Союзе впервые в мире разработана, создана и прошла испытания ЯЭУ «Топаз» мощностью 7 — 10 кВт, в которой осуществлено безмашинное преобразование тепловой энергии в электрическую непосредственно в ядерном реакторе.
ЯЭУ используются на некоторых искусственных спутниках Земли серии «Космос». Например, по сообщению ТАСС такой установкой был снабжен «Космос-1402».
Изложение основ расчета и проектирования основного и вспомогательного оборудования, за исключением собственно реактора, ЯЭУ различного назначения и является главной задачей настоящего учебного пособия.
Часть первая
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Глава 1
СХЕМЫ И СОСТАВ ОБОРУДОВАНИЯ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
1.1. ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ СХЕМЫ
Энергия, выделяющаяся в результате деления ядер тяжелых элементов, выводится из реактора в виде теплоты. Далее тепловая энергия преобразуется в энергию другого вида, необходимую внешнему потребителю. Комплекс оборудования, обеспечивающего работу ядерного реактора, вывод из реактора тепловой энергии и преобразование ее в энергию другого вида, составляет ядерную энергетическую установку (ЯЭУ).
Всех потребителей по виду используемой энергии можно разделить на три группы: 1) потребители тепловой энергии
2) потребители механической энергии 3) потребители электрической энергии. На подобные группы можно разделить и ЯЭУ. В установках первой группы потребителю отдается тепловая энергия. Сюда относятся, например, атомные станции теплоснабжения (ACT), термоопреснительные установки, энерготехнологические.
В установках второй группы используется механическая энергия. К ним относятся транспортные и ракетные двигатели. Например, на судах турбоустановка преобразует тепловую энергию в механическую, которая с помощью механической передачи передается на гребные винты.
В установках третьей группы потребителю отдается электрическая энергия. Это прежде всего АЭС, а также транспортные установки с электрическим приводом или движителем (например, электрореактивные двигатели).
Тепловая энергия выводится из реактора с помощью специальной среды, называемой теплоносителем. В качестве теплоносителя в ядерной энергетике используются вода и водяной пар, жидкие металлы, различные газы (инертные или диссоциирующие), органические жидкости. Выбор теплоносителя определяется типом реактора и заданной температурой теплоносителя.
Установки первой группы с внешним потребителем связаны через концевой теплообменник. Следовательно, ЯЭУ первого типа включает в себя ядерный реактор и концевой теплообменник (рис. 1.1,а). Между собой они связаны системой трубопроводов. Теплоноситель из реактора в теплообменник и обратно перемещается циркулятором. В качестве последнего в зависимости от свойств теплоносителя и его параметров можно использовать насосы, газодувки, компрессоры.
На рис. 1.1,а представлена одноконтурная установка. Ее отличительной особенностью является то, что отбор теплоты в реакторе и передача ее в концевом теплообменнике происходят с помощью одного и того же теплоносителя (он может изменять фазовое состояние, например испаряться при кипении в реакторе и конденсироваться в концевом теплообменнике). Основное достоинство одноконтурных установок — простота тепловой схемы. Однако теплоноситель на выходе из реактора может иметь большую наведенную активность, а в ряде случаев содержать радиоактивные продукты деления. Поэтому весь контур, в том числе и концевой теплообменник, должен иметь надежную биологическую защиту. В концевом теплообменнике тепловая энергия передается потребителю непосредственно от радиоактивного теплоносителя. Принципиально существует возможность попадания радиоактивных продуктов в рабочую среду потребителя в случае разуплотнения теплообменника. Поэтому одноконтурные установки нельзя использовать в тех случаях, когда должна быть в принципе исключена возможность радиоактивного загрязнения, в том числе и в аварийных ситуациях. С этой точки зрения более благоприятны условия в многоконтурных установках.
На рис. 1.1,6 приведена принципиальная схема двухконтурной установки. Ее отличительная особенность состоит в том, что отвод теплоты из реактора и передача ее внешнему потребителю происходят с помощью двух различных, непосредственно не контактирующих теплоносителей. Передача теплоты от одного теплоносителя к другому происходит в промежуточном теплообменнике (ПТ). Реактор и ПТ с системой трубопроводов образуют первый замкнутый контур, а ПТ, концевой теплообменник и трубопроводы — второй. Каждый контур имеет свой циркулятор. Между первым ПТ и концевым теплообменником может быть включен еще один ПТ, еще раз разделяющий теплоноситель, тогда ЯЭУ — трехконтурная.
Многоконтурная схема практически исключает контакт радиоактивного теплоносителя с рабочей средой потребителя. Кроме того, в многоконтурной установке теплоносители для первого и последующих контуров могут ,быть выбраны с различными оптимальными свойствами для работы в реакторе и в концевом теплообменнике. Конструкционное оформление многоконтурной ЯЭУ более сложное, чем одноконтурной, поскольку требуется дополнительное оборудование: ПТ, циркуляторы, трубопроводы и т. д.
В установках второй группы потребителю отдается механическая энергия. На рис. 1.2,а, в показаны принципиальные схемы паротурбинных одно- и двухконтурных транспортных установок с турбозубчатым агрегатом (ТЗА). В одноконтурной установке в реакторе вырабатывается насыщенный или перегретый пар. Пар поступает в проточную часть турбины, где при его расширении тепловая энергия превращается в механическую (кинетическую) энергию парового потока, который приводит во вращение ротор турбины, его энергия вращения через редуктор передается на винты судна. Турбина и редуктор образуют ТЗА. Пар по выходе из турбины конденсируется в конденсаторе, и конденсат с помощью насоса (циркулятора) возвращается в реактор. Среда, используемая для преобразования тепловой энергии в механическую, обычно называется рабочим телом. Таким образом, в одноконтурной установке одна и та же среда является и теплоносителем и рабочим телом. И понятия эти равнозначны. В двухконтурных (многоконтурных) установках, работающих по паротурбинному циклу, пар вырабатывается в специальном парогенераторе 7 (рис. 1.2,в).
Рис. 1.2. Одноконтурные (с, б) и двухконтурные (в) ЯЭУ для потребителя механической энергии:
— ядерный реактор 2 — турбина 3 — конденсатор 4 — циркулятор 5 — бак б — сопло 7 — парогенератор 8, 9 — циркуляторы первого и второго контуров
Парогенератор обогревается теплоносителем первого контура аналогично' ранее рассмотренным установкам для потребителей тепловой энергии.
В одноконтурных газотурбинных установках (ГТУ) и во втором контуре двухконтурных ГТУ в качестве рабочего тела используются неконденсирующиеся газы, например гелий. Принципиальные схемы аналогичны схемам с паротурбинным циклом, но оборудование рассчитано для работы на газе. В состав ТЗА входит газовая турбина, вместо конденсатора используется концевой холодильник, роль циркулятора играет компрессор и вместо парогенератора в двухконтурной схеме должен быть использован теплообменник для нагрева газа.
К установкам второй группы относятся также ядерные ракетные двигатели с реактивным движителем (рис. 1.2,6). Рабочее тело из бака с помощью циркулятора подается в ядерный реактор, где оно газифицируется и «нагревается до значительных температур (2500 — 3000 К). По выходе из реактора рабочее тело расширяется в сверхзвуковом сопле, при этом тепловая энергия преобразуется в кинетическую энергию потока. Поток покидает сопло, образуя тягу ракеты. Для привода циркулятора используется часть рабочего тела, которая после реактора направляется в специальную приводную турбину.
В установках третьей группы тепловая энергия в конечном итоге превращается в электрическую. Их можно разделить на установки: с термоэмиссионными преобразователями (ТЭП), с термоэлектрическим генератором (ТЭГ), с магнитно-гидродинамическим (МГЦ) генератором, с электрическим генератором машинного типа.
В установке с ТЭП тепловая энергия реактора используется для обогрева катода. ТЭП может быть как выносным (рис. 1.3,а), так и встроенным в ядерный реактор. В последнем случае говорят о реакторах-генераторах. Использование реакторов-генераторов — одно из перспективных направлений ядерной энергетики, особенно космической. Однако в настоящее время у них недостаточен ресурс работы и относительно невелик КПД (около 10 — 15%).
В установках с ТЭГ тепловая энергия реактора используется для нагрева горячих спаев разнородных электродов (рис. 1.3,6). В цепи, содержащей горячие и холодные спаи разнородных проводников, возникает электрический ток, который отдается потребителю. Так же как и ТЭП, ТЭГ может быть выносным или встроенным в реактор. Основная область применения ТЭГ — космические установки малой мощности (достигнутый КПД не превышает 3%). В установках с МГД-генерато-ром используется явление возбуждения электрического тока при движении проводника в магнитном поле, при этом роль проводника играет нагретый в реакторе до высоких температур поток ионизированного газа. В реакторе (рис. 1.3,в) газ нагревается до температуры ~3000 К, в рабочее тело вводятся ионизирующие добавки для увеличения степени ионизации. По выходе из МГД-генератора газ циркулятором возвращается в реактор. До настоящего времени вопрос о промышленном использовании установок с МГД-генератором нельзя считать решенным. Главные их недостатки — сравнительно небольшой КПД (~10%) и громоздкость оборудования.
Основной путь получения электроэнергии в ЯЭУ — использование электрических генераторов машинного типа с механическим приводом от паровой, реже от газовой турбины.
Тепловая энергия теплоносителя в проточной части паровой турбины при его расширении преобразуется в механическую (кинетическую) энергию потока пара, которая используется для вращения ротора турбины электрогенератора. Отработанный пар за турбиной конденсируется и возвращается в виде питательной воды в реактор (одноконтурная схема, рис. 1.3,г) или в парогенератор (двухконтурная схема, рис. 1.3,2).
В одноконтурной газотурбинной установке газ (гелий, углекислый газ и т. п.) нагревается в реакторе и направляется в газовую турбину, где при его расширении высвобождается механическая энергия, передаваемая на ротор турбины. По выходе из турбины газ охлаждается в регенератив-22
ном теплообменнике и концевом холодильнике и поступает в компрессор, где сжимается до заданного давления. После компрессора газ, проходя через регенеративный теплообменник, подогревается за счет охлаждения газа, выходящего из турбины, и поступает на нагрев в активную зону реактора. Механическая энергия вращения ротора газовой турбины используется частично на привод компрессора, а в основном идет на привод электрического генератора. В реальных установках привод компрессора и генератора часто осуществляется от разных турбин.
Рассмотренная принципиальная схема относится к ГТУ замкнутого цикла. В традиционной энергетике наиболее распространен разомкнутый цикл с использованием продуктов сгорания топлива в воздухе в качестве рабочего тела. При этом отработанный газ после турбины сбрасывается в атмосферу и из атмосферы же засасывается свежий воздух в компрессор. В одноконтурных ЯЭУ разомкнутый цикл неприемлем по условиям радиационной безопасности. В многоконтурных установках газ нагревается в промежуточном теплообменнике, поэтому может быть использован и разомкнутый цикл.
ГТУ становятся конкурентоспособными с паротурбинными установками при использовании газа с температурой перед турбиной более 1100 К. Такие температуры в энергетических ядерных реакторах еще только осваиваются.
Все рассмотренные типы установок включают в себя ядерный реактор — источник энергии, теплообменное оборудование для передачи теплоты от одного теплоносителя к другому или внешнему потребителю, связывающие коммуникации (трубопроводы) и машинное оборудование различного назначения (циркуляторы — машины-орудия для сообщения энергии теплоносителю или рабочему телу и машины-двигатели для преобразования тепловой энергии рабочей среды в механическую).
Условия работы установок и требования к ним существенно различаются в зависимости от назначения. Так, для стационарных ЯЭУ главными требованиями являются надежность и высокая экономичность при длительной эксплуатации (расчетный срок службы 30 лет). Для судовых установок, кроме указанных требований, существенными становятся массогабаритные соотношения оборудования и обеспечение безопасной работы оборудования ib ограниченных объемах судна. Расчетный срок эксплуатации может быть сокращен, появляется требование высокой маневренности установки. Для космических ЯЭУ при ,сохранении требования надежности и экономичности появляется еще более жесткие требования к массогабаритным соотношениям при относительно небольшом ресурсе работы, а также к устойчивости при больших механических нагрузках. Ниже более подробно остановимся на необходимом составе и условиях работы основного оборудования стационарных, судовых и космических ЯЭУ.
KOHEЦ ФPAГMEHTA КНИГИ
