В настоящее время атомные электростанции проектируются с использованием в качестве двигателей паровых турбин. Применение газовых турбин на атомных электростанциях станет возможным несколько позднее.
Наиболее типичные тепловые схемы атомных электростанций даны на рис. 8.
На рис. 8, I, изображена тепловая схема атомной электростанции Академии наук СССР. Циркуляционные насосы подают в реактор 300 тонн воды в час под давлением в 100 ата. Вода нагревается в реакторе от 190 до 270 градусов и с этой температурой поступает в парогенераторы. Парогенераторы выполнены трехкорпусными. В первом корпусе производится подогрев воды, во втором — испарение ее и в третьем корпусе — перегрев пара. Всего установлено восемь трехкорпусных секций парогенераторов, соединенных в четыре блока попарно. Три блока работающие, четвертый —резервный. Циркуляционных насосов четыре, из них один — резервный.
Рис. 8. Тепловые схемы атомных электростанций.
I — электростанция АН СССР; II — электростанция Шиппингпорт; III — электростанция Колдер-Холл; IV — электростанция с реактором, охлаждаемым натрием (вариант проекта). Р — реактор; П — парогенератор; ТО —теплообменник; Т — турбина; К — конденсатор; ЦН — циркуляционный насос; КН — конденсатный насос; ПН — питательный насос; КО — компенсатор объема; БП — бак подпитки; НП — насос подпитки; СВ — сепаратор влаги; Г — газодувка.
При работе реактора имеются небольшие утечки воды из контура охлаждения реактора. Предусмотрены бак подпитки и небольшие насосы подпитки контура реактора.
При нагреве и охлаждении реактора объем воды в контуре циркуляции изменяется. Изменение объема воды вызывает повышение или понижение уровня в компенсаторе объема воды, находящегося под давлением газа. При увеличении объема воды в контуре реактора часть ее вытесняется в компенсатор объема, сжимая газовый буфер. При понижении температуры в контуре объем воды уменьшается, и тогда давлением газового буфера часть воды вытесняется из компенсатора объема в контур циркуляции.
В парогенераторах вырабатывается 40 тонн в час водяного пара давлением 12,5 ата при температуре 255- градусов. Этот пар производит работу в паровой турбине.
развивая мощность 5000 киловатт, затем конденсируется, и конденсат снова подается насосами в парогенератор.
При указанном давлении и температуре пара и при малой мощности турбины коэффициент полезного действия электростанции сравнительно невысок (15—18 процентов).
Сохраняя тот же тип реактора, но повысив температуру воды на выходе из реактора, а также увеличив мощность турбинной установки до 100—200 тысяч киловатт, можно коэффициент полезного действия атомной электростанции повысить.
Однако повышение температуры воды требует и повышения давления, чтобы не допустить закипания воды. Повышение давления даже до критического (225 ата), которому соответствует критическая температура в 374 градуса, позволит нагревать воду в реакторе не более чем до 340—350 градусов, чтобы иметь запас по температуре 20—30 градусов для предотвращения кипения. Это не очень сильно повысит коэффициент полезного действия установки, но значительно утяжелит конструкцию реактора и парогенераторов.
Приняв температуру на выходе из реактора в 340 градусов, получим в парогенераторе насыщенный пар давлением в 150 ата или перегретый пар более низкого давления (20—25 ата). Применение насыщенного пара в 150 ата невозможно, так как в последних ступенях турбины получилась бы недопустимо высокая влажность пара. При применении пара давлением в 20—25 ата, перегретого до 300—320 градусов, влажность пара на выходе из турбины не будет превышать допустимого предела (12—13 процентов). При таких параметрах пара может быть получен коэффициент полезного действия атомной электростанций до 24—28 процентов.
Коэффициент полезного действия электростанции с урано-графитовым реактором при водяном охлаждении можно повысить другим способом. Часть каналов реактора нужно охлаждать водой, получая насыщенный пар. В других каналах этот пар будет перегреваться до температуры более 500 градусов. Полученный перегретый пар (радиоактивный) будет производить в парогенераторе пар давлением около 90 ата с температурой 480—500 градусов»
По такой схеме в текущей пятилетке будет построена атомная электростанция мощностью в 200 тысяч киловатт.
Каждый реактор будет давать количество тепла, достаточное для работы паровой турбины в 100 тысяч киловатт.
Будет также построена мощная электростанция с реакторами, в которых обычная вода будет служить замедлителем нейтронов и охлаждающей средой.
Рис. 8, II.
Стержни из природного и обогащенного урана будут защищены тонкой оболочкой из циркония. Вода под давлением в 100 ата будет подаваться в реактор с температурой 250 градусов. Охлаждая урановые стержни, она нагреется до 270—275 градусов и будет отдавать тепло в парогенераторах, где образуется насыщенный пар давлением в 30 ата. От каждого реактора будет вырабатываться количество пара, достаточное для работы трех турбин мощностью по 70 тысяч киловатт каждая. Аналогичная схема (рис. 8, II) принята на построенной в США атомной электростанции Шиппингпорт. Турбина этой электростанции запроектирована для работы на насыщенном паре давлением в 40 ата. В отсеке высокого давления турбины пар расширяется до давления в 3,15 ата, и уже при этом давлении он приобретает влажность в 11,6 процента. Этот влажный пар отводится из турбины в сепаратор, где под действием инерционных сил капли воды отделяются от пара и влажность пара снижается до 1 процента. С такой влажностью пар возвращается в отсек низкого давления турбины и, расширяясь
с 3 до 0,05 ата, приобретает при выходе из турбины приемлемую влажность от 12 до 13 процентов.
Компенсатор объема на станции Шиппингпорт имеет паровой буфер. Пар получается путем электронагрева.
Расчетный коэффициент полезного действия этой электростанции равен 26,5 процента без регенеративного подогрева конденсата и 29,5 процента при нагреве конденсата паром, отбираемым из нескольких ступеней турбины. Расход энергии на вспомогательные механизмы составляет 9500 квт, или 13 процентов от мощности турбины.
Следует напомнить, что на обычных электростанциях коэффициент полезного действия в 29—30 процентов получается при более высоких начальных параметрах пара (100 ата, 500—520 градусов). Это объясняется тем, что потери тепла в реакторе с водяным охлаждением в несколько раз меньше потерь тепла в котлоагрегатах на органическом топливе, составляющих обычно до 15 процентов.
В США выполнен проект атомной электростанции Индиана-Пойнт мощностью 250 тысяч киловатт, из которых 150 тысяч получаются в атомном реакторе и 100 тысяч добавляются в пароперегревателе, в топке которого сжигается мазут. При параметрах пара 29,5 ата и 535 градусов коэффициент полезного действия станции Индиана- Пойнт составляет, по проекту, 32 процента.
При охлаждении реактора кипящей водой давление в корпусе реактора значительно снижается. При температуре кипения воды 274 градуса будет получаться пар давлением в 60 ата, тогда как в реакторе с некипящей водой при такой температуре требуется давление в 130— 140 ата. Схема установки с реактором кипящего типа получается одноконтурной, пар из реактора поступает непосредственно в турбину. Возможность получения при той же температуре воды более высокого давления пара по сравнению с двухконтурной схемой позволяет повысить коэффициент полезного действия паросиловой установки примерно на 15 процентов. При одноконтурной схеме уменьшается расход энергии на привод вспомогательных механизмов. Так, в установке мощностью в 5000 киловатт с кипящим реактором, при температуре тепловыделяющих элементов 260 градусов и давлении пара 40 ата, расчетный коэффициент полезного действия равен 24 процентам, причем на вспомогательные механизмы затрачивается 2 процента мощности турбины. Установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением 140 ата, имеет такой же коэффициент полезного действия (24 процента) при температуре тепловыделяющих элементов 315 градусов, потребляя на вспомогательные механизмы 6 процентов мощности турбины.
В СССР будет построен в ближайшие годы реактор кипящего типа, пар из которого будет использоваться в турбине мощностью в 50 тысяч киловатт.
Рис. 8, III.
В США запроектирована электростанция мощностью в 180 тысяч киловатт с реактором кипящего типа. При работе турбины на насыщенном паре в 42 ата коэффициент полезного действия станции нетто получился, по расчетам, 25 процентов. Циркуляция в парогенераторе принята принудительной. Расход энергии на вспомогательные механизмы достигает 22 тысяч киловатт, или 8 процентов от мощности турбины. Более высокий коэффициент полезного действия атомной электростанции может быть получен при охлаждении реактора газом или жидким металлом. На рис. 8, III, изображена тепловая схема атомной электростанции Колдер-Холл, на которой устанавливаются урано-графитовые реакторы с газовым охлаждением. Четыре газодувки мощностью по 2000 лошадиных сил нагнетают углекислоту в реактор под давлением в 7 ата при температуре 150 градусов. Нагретая в реакторе до 350 градусов углекислота направляется в теплообменники, в которых вырабатывается водяной пар двух давлений — в 14 и 3,5 ата. Перегретый пар с давлением в
14 ата работает в турбине высокого давления, а по выходе из нее смешивается с перегретым паром с давлением в 3,5 ата и совершает работу в турбине низкого давления. Мощность каждой из этих турбин — 23 тысячи киловатт.
Такая двухкаскадная схема паровой установки позволяет более глубоко охладить углекислоту перед ее поступлением в газодувки, что уменьшает мощность, затрачиваемую на сжатие газа.
По аналогичной же схеме строится атомная электростанция мощностью в 30 тысяч киловатт во Франции.
В СССР будет также построена опытная атомная электростанция с реакторами охлаждаемыми жидким металлом (натрием). Один реактор урано-графитовый электрической мощностью в 50 тысяч киловатт. Второй реактор с такой же мощностью будет работать на быстрых нейтронах (без замедлителя). Это реактор-размножитель, в котором будет вырабатываться количество вторичного ядерного топлива, превышающее количество сжигаемого первичного топлива. На этой же электростанции, кроме двух реакторов, охлаждаемых натрием, и реактора кипящего типа, будет установлен гомогенный кипящий реактор.
В гомогенном реакторе будет использоваться тонкий порошок тория, взвешенный в тяжелой воде. Этот реактор также относится к классу реакторов-размножителей. Количество вырабатываемого урана233 превышает количество расходуемого первичного горючего (тория).
На рис. 8, IV, показана тепловая схема атомной электростанции с реактором, охлаждаемым натрием. Это сложная трехконтурная схема, причем второй натриевый контур является паразитическим и вызван взрывоопасностью натриевой системы. При нарушении плотности сварки, вальцовочных или других соединений в теплообменнике возможен контакт натрия с водой, вызывающий взрыв. При двухконтурной схеме такой взрыв неизбежно вызывает загрязнение помещения радиоактивным натрием. При трехконтурной схеме в случае взрыва с водой соприкасается натрий промежуточного контура, не имеющий активности. Для понижения температуры застывания металла в промежуточном контуре может быть использован сплав натрия и калия.
По американским данным, атомная электростан ция мощностью в 150 мегаватт с реактором, охлаж даемым жидким натрием, при параметрах пара 42 ата и температуре 390 градусов может иметь коэффициент полезного действия 33 процента. Температура натрия при выходе из реактора принята в расчетах равной 430 градусам, температура сплава натрий — калий в промежуточном контуре — 400 градусам.
Можно повысить коэффициент полезного действия установки с трехконтурной схемой, если вместо паразитического натриевого контура ввести контур с испаряющейся при температуре 500—600 градусов жидкостью — ртутью. Ртутный пар будет совершать работу в ртутнопаровой турбине, а по выходе из турбины будет конденсироваться, превращая охлаждающую воду в пар. Этот пар в свою очередь будет производить работу в другой турбине. Такая двухжидкостная, или бинарная, паровая установка имеет значительно более высокий коэффициент полезного действия по сравнению с установками водяного пара. При температуре ртутного пара 500—550 градусов можно получить коэффициент полезного действия атомной электростанции с бинарной установкой 40—50 процентов против 30—35 процентов в установке водяного пара с той же температурой.
Возможно, что в дальнейшем будут осуществлены энергетические реакторы с охлаждением ртутью В этом случае, если окажется возможным доводить ртуть в реакторе до испарения, вместо трехконтурной установки получится более простая и более экономичная двухконтурная установка. В СССР и США (Лос-Аламос) реакторы с охлаждением ртутью уже работали.
1 Ядерные свойства природной ртути затрудняют ее применение в реакторах на тепловых нейтронах. В реакторах на быстрых нейтронах эти свойства ртути имеют меньшее значение.
Детальных проектов атомных электростанций с газовыми турбинами пока не опубликовано.
Швейцарской фирмой Эшер-Висс в 1949 году был разработай эскизный проект газотурбинной установки для атомной электростанции мощностью в 12 500 киловатт. Реактор этой установки — урано-графитовый, охлаждаемый гелием. Циркуляция гелия в контуре охлаждения реактора осуществляется газодувкой с электроприводом. Давление гелия в контуре реактора равно 30 ата.
Из реактора гелий поступает в теплообменник, отдавая часть тепла на нагрев гелия вторичного контура, и снова поступает в газодувку, а из нее в реактор. Гелий вторичного контура производит работу в турбине высокого давления, служащей приводом двухкорпусного компрессора гелия с промежуточным охлаждением. Затем гелий направляется в турбину низкого давления, вращающую электрогенератор.
По выходе из турбины низкого давления гелий проходит через регенератор, компрессор низкого давления и компрессор высокого давления. Предварительно нагреваясь в регенераторе, гелий поступает в теплообменник реактора и снова направляется в турбину высокого давления.
В 1955 году фирма Эшер-Висс экспонировала на Женевской конференции эскизный проект газотурбинной установки для атомной электростанции в 60 тысяч киловатт. Схема этой установки дана на рис. 9. В отличие от первого проекта, здесь принята одноконтурная схема охлаждения реактора. Охлаждающей средой служит гелий, возможно, с примесью углекислоты. Тепловая мощность реактора равна 148,7 тыс. киловатт.
Гелий уносит из реактора часть продуктов ядерного распада, прежде всего ксенон. Для улавливания ксенона предусмотрена ловушка, состоящая из турбодетандера и теплообменника, на трубках которого ксенон осаждается в твердом виде. Очищенный гелий возвращается в цикл, а ксенон отводится в резервуар.
Гелий из реактора с давлением в 30 ата и температурой 700 градусов поступает в Турбину высокого давления, служащую приводом компрессорной группы. Турбина высокого давления и турбина низкого давления размещены в общем корпусе (рис. 10), но не связаны общим валом. Турбина высокого давления работает при 7400 оборотах в минуту, турбина низкого давления — при 3600 оборотах в минуту.
Рис. 9. Схема газотурбинной атомной электростанции мощностью 60 000 квт.
1 — реактор; 2 — турбина высокого давления; 3 — турбина низкого давления; 4 — регенератор; 5 — охладитель газа; 6 — компрессор низкого давления; 7 — компрессор высокого давления; 8 — газовый аккумулятор высокого давления; 9 — газовый аккумулятор низкого давления; 10 — ловушка для радиоактивных продуктов распада; 11 — турбодетандер.
Рис. 10. Газотурбинный агрегат мощностью 60 000 квт для атомной электростанции.
1 — компрессор низкого давления; 2 — компрессор высокого давления; 3 — турбина высокого давления; 4—турбина низкого давления.
По выходе из турбины низкого давления гелий проходит через теплообменник (регенератор) и далее через концевой охладитель, где снижает свою температуру до 32 градусов. С этой температурой газ поступает в компрессор низкого давления, проходит через промежуточный охладитель и далее сжимается в компрессоре высокого давления. Степень повышения давления в каждом из компрессоров принята равной 1,55, так что общая степень повышения давления равна 2,4.
В схеме установки предусмотрены газовые аккумуляторы для регулирования мощности агрегата посредством изменения в цикле давления гелия.
Компрессоры — осевого типа. Каждый из них имеет по четырнадцать ступеней. Наружный диаметр корпуса компрессора низкого давления составляет всего 0,7 метра.
Турбина высокого давления выполнена шестиступенчатой, турбина низкого давления — четырнадцатиступенчатой. Наружный диаметр корпуса турбины низкого давления равен 1,4 метра. Общая длина всего турбокомпрессорного агрегата — около 8 метров.
* * *
В США разработан проект реактора для транспортабельной атомной электростанции. Загрузка реактора составляет 25 килограммов обогащенного урана. В контуре охлаждения реактора циркулирует вода под давлением в 84 ата, нагреваемая до 232 градусов. В теплообменнике вода охлаждается до 222 градусов, отдавая тепло воде вторичного контура, из которой образуется пар Давлением в 13,5 ата.
Тепловая мощность реактора — 10 тысяч киловатт, мощность турбогенератора — 1300 киловатт. Около 300 киловатт затрачивается на вспомогательные механизмы, и полезная мощность электростанции составляет 1000 киловатт.
Рассматривался вопрос о возможности постройки локомотива с атомным двигателем. При мощности атомносиловой установки 6900 лошадиных сил, вес локомотива определен в 500 тонн. Вес атомносиловой установки (с паровой турбиной) составляет, по расчетам, 100 тонн, или 20 процентов от веса локомотива. Вес локомотива в 7000 лошадиных сил с гомогенным реактором равен 327 тоннам, в том числе вес защиты — 200 тонн; коэффициент полезного действия этого локомотива — 17 процентов.
В другом проекте локомотива намечено использовать газовую турбину мощностью в 3000 лошадиных сил. Вес локомотива 174 тонны, длина его равна 20,8 метра; коэффициент полезного действия на валу турбины — 20 процентов.
Проектная проработка возможности осуществления атомных двигателей для автомобиля пока не дала положительных результатов.
Атомносиловые установки для самолетов могут осуществляться с паровым циклом (паровая турбина) или с газовым циклом (газовая турбина).
В первую очередь атомносиловые установки будут осуществляться на самолетах с большой дальностью полета и с большим полетным весом, где большой вес атомного двигателя с биологической защитой будет компенсироваться уменьшением веса горючего.
ОСНОВНАЯ ЛИТЕРАТУРА
- Реакторостроение и теория реакторов. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1955. Изд. АН СССР, 1955.
- Атомную энергию — на службу мирному строительству. Беседа с Е. П. Славским. «Известия», 23 мая 1956 года.
- Акад. И. В. Курчатов. Некоторые вопросы развития атомной энергетики в СССР. «Правда», 20 мая 1956 года.
- Атомная энергетика. Доклады, представленные иностранными делегациями на Международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1955. Госэнергоиздат, 1956.
- Научные и технические основы ядерной энергетики. Под ред. К. Гудмена. Изд. иностр. лит., т. I, 1948; т. II, 1949.
- Мак-Лайн. Лекции по технике реакторостроения. Перевод с англ. под ред. А. А. Канаева. Судпромгиз, 1957.
- А. Канаев. От водяной мельницы до атомного двигателя. Машгиз, изд. 2, 1957.
- Я. Г. Дорфман. История возникновения современной ядерной физики. Всесоюзное общество по распространению политических и научных знаний, Ленинградское отделение, 1955.
- Г. А. Зисман. Строение атомного ядра. Общество по распространению политических и научных знаний РСФСР, Ленинградское отделение, 1956.
- А. Лешковцев. Атомная энергия. Изд. техн.-теорет. лит., 1954.
- А. А. Канаев. Перспективы развития атомной энергетики. «Энергомашиностроение», 1955, № 1.
- А. А. Канаев. Газовые турбины в схемах атомносиловых установок. «Энергомашиностроение», 1957, № 21.
- Д. К. Красин. Энергетические ядерные реакторы. Изд. «Знание», 1957.
