РОЛЬ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СХЕМ И ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЯ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМ ЦИКЛЕ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ
1. Технологические схемы АЭС с различными типами энергетических реакторов и взаимосвязь технологической и электрической частей АЭС
При решении электротехнических вопросов, связанных с конкретной АЭС, необходимо в совершенстве знать технологический цикл производства электроэнергии с учетом конкретных особенностей используемого энергетического реактора и теплосилового оборудования, а также назначение и параметры каждого из электродвигателей и других электроприемников всех механизмов станций. Эта необходимость увязки и согласования технологической и электрической частей АЭС с различными реакторами будет постоянно подчеркиваться и учитываться нами во многих разделах: при рассмотрении режима аварийного расхолаживания, при выборе схемы питания и резервирования механизмов собственных нужд, при расчетах надежности электрической части АЭС и обеспечения бесперебойности электроснабжения в нормальных и аварийных режимах и т. д.
В настоящее время в мировой практике сложились три основных типа энергетических реакторов на тепловых нейтронах, получившие наиболее широкое распространение и составляющие основу национальных программ по развитию ядерной энергетики на ближайшие десятилетия.
- Водо-водяные реакторы корпусного типа (LWR), в которых замедлителем и теплоносителем служит обычная вода, циркулирующая в контуре под давлением. Реакторы этого типа разделяются на две подгруппы: с некипящей водой под давлением (PWR), работающие по двухконтурной схеме (рис. 1-1), и реакторы с кипящим теплоносителем, работающие по одноконтурной схеме (BWR).
- Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы корпусного типа (AGR) с углекислым газом в качестве теплоносителя и графитовым замедлителем (рис. 1-2).
- Реакторы канального типа, в которых давление теплоносителя воспринимается не корпусом реактора, а стенкой рабочего канала. Реакторы этого типа разделяются на две подгруппы— водографитовые, охлаждаемые кипящей обычной водой и работающие по одноконтурной схеме аналогично реакторам типа BWR (рис. 1-3), и тяжеловодные с некипящей тяжелой или природной водой в качестве теплоносителя и с тяжеловодным замедлителем, работающие по двухконтурной схеме аналогично реакторам типа PWR.
Рис. 1-1. Технологическая схема АЭС с водо-водяным некипящим реактором (PWR)
1 — реактор; 2 — главный циркуляционный насос; 3 — электронагреватели компенсатора объема; 4 — компенсатор объема; 5 — парогенератор; 6 — регенеративные подогреватели высокого давления; 7 — сливной насос сепаратора; 8 — сепаратор-пароперегреватель; 9 — турбогенератор; 10 — конденсатор; 11 — циркуляционный насос турбины; 12 — конденсатный насос; 13 — дренажный насос; 14 — бак дренажных вод; 15 — регенеративные подогреватели низкого давления; 16 — сливные насосы регенеративных подогревателей низкого давления; 17 — деаэратор; 18 — питательный насос; 19— аварийный питательный насос; 20 — насос аварийного расхолаживания; 21 — теплообменник расхолаживания; 22 — насос расхолаживания бассейна выдержки и шахты перегрузки; 23 — бак чистого конденсата; 24 — подающий насос; 25 — аварийный насос раствора .бора; 26— насос раствора бора жидкостной системы регулирования; 27 — аварийный подпиточный насос; 28 — подпиточный насос; 29 — деаэратор подпитки первого контура
На рис. 1-1, 1-2, 1-3 приведены принципиальные технологические схемы производства электроэнергии с указанием основных механизмов собственных нужд, снабженных, как правило, электроприводом.
Рис. 1-2. Технологическая схема АЭС, с усовершенствованным графито-газовым реактором (AGR)
1— реактор; 2 — прямоточный парогенератор с промежуточным перегревом; 3 — газодувка; 4 — турбогенератор; 5 — конденсатор; 6 — циркуляционный насос турбины; 7 — конденсатный насос; 8 — регенеративные подогреватели низкого давления; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос; 11 — регенеративные подогреватели высокого давления
Рис. 1-3. Технологическая схема АЭС с канальным водографитовым реактором на насыщенном паре
1 — реактор; 2 — испарительный канал; 3 — барабан-сепаратор; 4 — конденсатный насос технологического конденсатора; 5 — технологический конденсатор; 6— циркуляционный насос технологического конденсатора; 7 — турбогенератор; 8 — сепаратор влаги; 9— промежуточный пароперегреватель; 10— конденсатор; 11 — циркуляционный насос турбины; 12 — конденсатный насос; 13 — конденсатоочистка; 14 — насос конденсатоочистки; 15 — регенеративные подогреватели; 16 — питательный насос; 17 — деаэратор; 18 — аварийный питательный насос; 19 — циркуляционный насос добавочной воды; 20 — главный циркуляционный насос; 21 — насос системы уплотнений ГЦН; 22 — насос технической воды охлаждения реактора; 23— газодувка охлаждения кладки реактора, цвета те же, синим — вода.
Водо-водяные энергетические реакторы выполняются на электрическую мощность до 1200 МВт (рассматриваются проекты до 2500 МВт) в четырех-шестипетельном исполнении с использованием цикла насыщенного пара давлением до 63,5 бар (65 ат) (рис. 1-1). Для них разработаны специальные четырехполюсные турбогенераторы (пока используются и двухполюсные) с промежуточными сепараторами — пароперегревателями. Имеется тенденция создания АЭС такого типа по моноблочной схеме реактор—турбогенератор, однако большое распространение получили и АЭС с двумя турбогенераторами на один реактор. Мощные кипящие реакторы водо-водяного типа (BWR) в подавляющем большинстве случаев выполняются с внутрикорпусной сепарацией пара с осевым подводом пароводяной смеси, что позволяет уменьшить количество и производительность циркуляционных петель. Производительность главных циркуляционных насосов в этих реакторах эффективно снижается также за счет применения встроенных в корпус аппарата эжекторных насосов. Для одноконтурных схем с кипящими реакторами как корпусного, так и канального типа характерен переход на регенеративные подогреватели контактного типа (вместо поверхностных) и введение мощной системы конденсатоочистки, рассчитанной на полную производительность конденсаторов. В результате этого появляются конденсатные насосы II ступени (рис. 1-3), увеличивается их мощность и изменяются условия работы насосов, обслуживающих регенеративную систему. Тепловая схема АЭС с BWR аналогична приведенной на рис. 1-3. АЭС с водо-водяными реакторами имеют систему перегрузки ядерного горючего со съемом крышки, т. е. при остановленном и расхоложенном реакторе. В целях исключения дорогостоящих главных циркуляционных насосов и улучшения эксплуатационных свойств АЭС разработаны водо-водяные реакторы некипящего типа с естественной циркуляцией и со встроенными в корпус реактора парогенераторами.
Усовершенствованные графито-газовые реакторы (AGR) выполняются на электрическую мощность до 1200 МВт, имеются проекты и на 2500 МВт. АЭС этого типа характеризуются применением интегральной компоновки, когда в корпусе из предварительно напряженного железобетона, одновременно выполняющем функции биологической защиты и выдерживающем давление углекислого газа до 49 бар, размещены активная зона реактора, парогенераторы с промежуточным перегревом (как правило, прямоточного типа), газодувки, циркуляционная система для газа, патрубки для перегрузки ядерного горючего и для системы управления и защиты. Станции с реакторами этого типа по своему технологическому циклу и параметрам пара наиболее близки к современным ТЭС и используют во втором контуре стандартные паровые турбины на докритические параметры пара (рис. 1-2) с последующим переходом на сверхкритические параметры. Применение усовершенствованных AGR позволило без ущерба для экономичности отказаться от цикла пара двух давлений и повысить температуру регенеративного подогрева питательной воды до величины, принятой на ТЭС с органическим топливом. Реакторы типа AGR имеют систему непрерывной перегрузки ядерного горючего на ходу.
Водо-графитовые кипящие канальные реакторы являются универсальными в том смысле, что на них может быть реализован любой из циклов, начиная от цикла насыщенного пара (рис. 1-3) и кончая циклом на сверхкритических параметрах с ядерным перегревом пара. В случае использования цикла насыщенного пара параметры турбинного оборудования стремятся унифицировать с АЭС с водо-водяными реакторами (рис. 1-1). Перегрузка ядерного горючего выполняется, как правило, при остановленном реакторе, но нет препятствий к ее осуществлению и на ходу.
Канальные тяжеловодные реакторы по схеме второго контура и параметрам цикла практически не отличаются от водоводяных некипящих реакторов — рис. 1-1. Тяжеловодные реакторы, работающие на природном уране, имеют наиболее совершенную систему непрерывной перегрузки ядерного горючего на ходу и отличаются от других типов реакторов системой управления и защиты. В ней используется небольшое число регулирующих стержней благодаря изменению уровня замедлителя в корпусе реактора вплоть до аварийного слива; это находит отражение в структуре электрооборудования системы управления и защиты (СУЗ).
Если энергетические реакторы на тепловых нейтронах развивались по различным конструктивным направлениям, то реакторы на быстрых нейтронах по существу не отличаются друг от друга принятыми схемами и конструктивными решениями, представляя собой трехконтурные установки (рис. 1-4) с жидкометаллическим теплоносителем в первом и втором контурах. Третий контур по параметрам пара аналогичен контуру тепловой схемы на современных ТЭС и может использовать стандартное турбинное оборудование на докритических или сверхкритических параметрах пара. Общей тенденцией для АЭС с быстрыми энергетическими реакторами является применение интегральной компоновки, когда сам реактор, зона выдержки отработавших тепловыделяющих элементов (ТВЭ), механизм перегрузки, элеваторы, промежуточные теплообменники первого — второго контуров, главные циркуляционные насосы располагаются в общем корпусе, окруженном биологической защитой. В реакторах этого типа — система перегрузки при остановленной реакции деления, но при нерасхоложенных контурах. С течением времени предусматривается переход на непрерывную перегрузку на ходу.
Рассмотрение технологических схем АЭС с различными реакторами показывает, что они существенным образом влияют на электрическую часть станции, причем это влияние проявляется в следующем.
Рис. 1-4. Технологическая схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах
1 — реактор; 2 — воздуходувка системы охлаждения фильтр-ловушек; 3 — электронагреватели обогрева оборудования с жидкометаллическим теплоносителем; 4 — теплообменники I—II контуров; 5 — парогенератор-пароперегреватель; 6 — промежуточный пароперегреватель; 7 — турбогенератор; 8 — циркуляционный насос турбины; 9 — конденсатный насос; 10 — конденсатоочистка; 11 — насос намыва целлюлозы; 12 — насос конденсатоочистки; 13 — регенеративные подогреватели низкого давления; 14 — деаэратор; 15 — конденсатный насос технологического конденсатора; 16 — технологический конденсатор; 17 — циркуляционный насос технологического конденсатора; 18 — питательный насос; 19 — аварийный питательный насос; 20 — регенеративные подогреватели высокого давления; 21 — главный циркуляционный насос II контура; 22 — электромагнитные насосы заполнения жидкометаллических контуров; 23 — главный циркуляционный насос I контура; 24 — нагнетатель
- Количество турбогенераторов на реактор определяет принципиальную возможность использования выбега турбогенератора для питания механизмов собственных нужд от основного генератора. В частности при моноблоках такая возможность исключается, вследствие чего в схемах питания собственных нужд моноблочных АЭС будут различия по сравнению со случаем использования нескольких турбогенераторов.
- На АЭС появляется ряд механизмов собственных нужд, не встречающихся на ТЭС на органическом топливе. Специфику этих механизмов необходимо рассмотреть, поскольку они оказывают существенное влияние на построение схемы питания собственных нужд (с. н.).
- В зависимости от типа реактора на АЭС используются либо стандартные турбогенераторы с обслуживающими их механизмами собственных нужд (усовершенствованные графито-газовые AGR, канальные кипящие, быстрые), либо турбогенераторы нестандартные, работающие на насыщенном паре (водо-водяные, тяжеловодные), к тому же радиоактивном (корпусные кипящие). Поэтому и в этой части собственные нужды имеют большее или меньшее отличие от ТЭС на органическом топливе.
Различия в технологических схемах и в механизмах собственных нужд определяют существенные различия и в характере протекания такого важнейшего режима, как режим аварийного расхолаживания. Технологическая схема АЭС, тип реактора и свойства механизмов собственных нужд определяют диапазон регулирования электрической мощности АЭС и допустимую скорость набора и уменьшения нагрузки, что очень существенно при исследовании вопроса об участии АЭС в покрытии графика электрических нагрузок энергосистемы. Взаимная увязка технологических и электротехнических вопросов позволяет установить, какие из параметров технологического, тепломеханического или электротехнического оборудования следует изменить, чтобы АЭС была наилучшим образом приспособлена к выполнению тех функций, которые возлагает на нее энергетическая система.
