Особенности тепловых схем и турбоустановок АЭС

(самостоятельное изучение)

На атомных электростанциях (АЭС), как и на обычных ТЭС, используется технология преобразования тепловой энергии в электрическую, но лишь с тем отличием, что в АЭС тепловая энергия выделяется в ядерных реакторах. При этом максимальное значение коэффициента теплоотдачи от тепловыделяющего элемента реактора (твэла) кипящей воде соответствует давлению насыщенного пара около 7 МПа, что определяет уровень начального давления в турбоустановках р₀= 6…7 МПа. Этим объясняется применение в АЭС паровых турбин насыщенного пара, а для ограничения степени влажности пара в проточной части турбины возникает необходимость промежуточной сепарации и перегрева пара во внешних сепараторах-пароперегревателях (СПП). Перегрев пара непосредственно в ядерном реакторе значительно усложняет его конструкцию, что требует дополнительных капитальных затрат. Поскольку стоимость топливной составляющей для АЭС, отнесенная к единице вырабатываемой энергии, ниже, чем для тепловой электростанции, то производство электроэнергии на атомной электростанции при более низких ее КПД в сравнении с обычными электростанциями экономически оправдано. Классификация АЭС производится в зависимости от числа контуров теплоносителя. Различают одно, двух и трехконтурные АЭС, простейшие тепловые схемы которых показаны на рис. 2.6.

Рис. 2.6. Одноконтурная (а), двухконтурная (б) и трехконтурная (в) схемы АЭС

1 – реактор; 2 – паровая турбина; 3 – электрогенератор; 4 – конденсатор; 5 – питательный насос; 6, 9 – циркуляционные насосы первого и второго контуров; 7 – парогенератор; 8 – промежуточный теплообменник

Для одноконтурной (с реакторами типа РБМК) схемы исполнения АЭС (рис. 2.6,а) контуры теплоносителя и рабочей среды совпадают, что определяет их радиационную активность и необходимость биологической защиты оборудования АЭС от радиоактивных излучений. Паровые турбины для таких АЭС выполняются для условий, когда пар на входе насыщенный и в процессе его расширения формируется влажность.

В двухконтурной (реакторы типа ВВЭР) схеме АЭС (рис. 2.6,б) контур теплоносителя (первый или реакторный контур) и контур водяного пара (второй контур) разделены. При этом теплообмен между теплоносителем и рабочей средой турбоустановки осуществляется в парогенераторе 7 и паровая турбина работает при отсутствии радиационной активности пара. Давление пара на входе в турбину двухконтурной АЭС выбирается по предельным значениям давления и температуры, определяющим прочностные параметры корпуса реактора, и ограничено значениями р₀ £ 6,0…7,3 МПа. Экономичность таких АЭС при прочих равных условиях меньше, чем АЭС с одноконтурной схемой, но стоимость 1 кВт установленной мощности примерно одинакова, так как стоимость второго контура и парогенератора соизмерима со стоимостью биологической защиты в АЭС с одноконтурной схемой.

Чтобы получить высокий коэффициент теплоотдачи в первом контуре, а также понизить давление и расход теплоносителя в нем, применяют жидкометаллические теплоносители (натрий, свинец, висмут и другие). Во избежание опасностей, связанных с выносом радиационно-активных веществ из первого контура в обслуживаемые помещения, создают промежуточный контур с более высоким давлением, чем в реакторном контуре. В этом случае формируется трехконтурная (реактор типа БН) схема АЭС (рис. 2.6,в), в первом контуре которой радиоактивный теплоноситель насосом 9 прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник 8. В этом теплообменнике подогревается также жидкометаллический теплоноситель второго контура, но уже не радиоактивный. При использовании такой схемы исполнения АЭС контакт, например, активного натрия с водой исключен.

Для энергоблока АЭС его абсолютный электрический КПД определяется тепловой мощностью реактора Q_р, кДж/ч: h_Э^бр=3600N_Э/Q_р. Принимая для реакторов значение КПД h_р » 0,99, h_Э = 0,32 - 0,35.Удельный расход теплоты на выработку 1 кВт×ч электроэнергии для турбоустановки q_ту = 10590 - 10000 кДж/(кВт×ч), а для энергоблока атомной электростанции q_э = 11250-10900 кДж/(кВт×ч).

В турбинах АЭС процесс расширения насыщенного пара (линия 1-2-3 на рис. 2.7) связан с появлением влажности в ее проточной части и если не принимать никаких мер по удалению влаги, то степень влажности, особенно в последних ступенях турбины, достигает недопустимых значений (у_к = 0,23; х_к = 0,77 на рис. 2.7). Это определяет условия для эрозионного разрушения лопаточного аппарата, а также снижения общей экономичности паровой турбины. Поэтому в турбинах АЭС применяют промежуточную сепарацию влаги, промежуточный перегрев пара, либо сепарацию с последующим перегревом сепарированного пара (линия 2-4-6 на рис. 2.7).

Тепловые схемы турбин насыщенного пара с внешней сепарацией представлены на рис. 2.8 где С – сепаратор, ПП – промежуточный перегреватель. Внешняя сепарация (рис. 2.8,а) дает возможность повысить сухость пара до значения х_к = 0,995 и тем самым уменьшить степень влажности в последних ступенях турбины (у_к = 0,17; х_к = 0,83) . Кроме того, такие турбины изготавливают с развитой внутриканальной сепарацией влаги в ее проточной части.

Рис. 2.7. Процессы расширения водяного пара в турбинах АЭС:

1-2-3 - без удаления влаги в проточной части турбины; 1-2-4-5 – с удалением влаги посредством сепаратора;

1-2-4-6-7 – с удалением влаги в сепараторе и промежуточным перегревом пара в пароперегревателе

Рис. 2.8. Тепловые схемы паровых турбин АЭС с внешней сепарацией:

а – без промежуточного перегрева; б – с промежуточным одноступенчатым перегревом свежим паром;

в – с двухступенчатым промежуточным перегревом отборным и свежим паром

Маркировка паровых турбин АЭС аналогична маркировкам турбин ТЭС. Например, К-1000-5,9/25 ХТЗ представляет конденсационную турбину с номинальной мощностью N_Э = 1000 МВт и начальным давлением пара р₀= 5,9 МПа (начальная степень влажности у₀ = 0,5%). Цифра "25" в маркировке обозначает частоту вращения валопровода тихоходной турбины, изготовленной Харьковским турбинным заводом (ПОАТ "Турбоатом"). Основным производителем паровых турбин для АЭС в России является ОАО "ЛМЗ" (концерн "Силовые машины"). Турбина К-1000-6.5 ЛМЗ работает в энергоблоке с водо-водяным корпусным реактором ВВЭР-1000. На рис. 2.9 показана упрощенная схема энергоблока АЭС.

Рис. 2.9. Тепловая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000

Р -ядерный реактор; ПГ - парогенератор; ГЦН - главный циркуляционный насос; С- сепаратор; ПП - пароперегреватель; ЦВД - цилиндр высокого давления; ЦНД - цилиндр низкого давления; ЭГ - электрогенератор; ПНД и ПВД - подогреватели низкого и высокого давлений; ПН - питательный насос; Д - деаэратор