Проектирование энергоустановок с газоохлаждаемыми реакторами - Энергетические установки с ВТГР и БГР

ГЛАВА 1
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ С ВТГР И БГР В СТРУКТУРЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ БУДУЩЕГО И ИХ ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ
Директивами XXVI съезда КПСС намечена широкая программа развития энергетики страны. В 1985 г. будет выработано 1550—1600 млрд. кВт электроэнергии, а мощность всех введенных за одиннадцатую пятилетку АЭС составит 24—25 млн. кВт [1].
Советский Союз первым приступил к использованию атомной энергии в мирных целях. В 1954 г. была пущена Первая АЭС в г. Обнинске электрической мощностью 5 МВт, а уже последующие конкурентоспособные АЭС вступили в строй в середине 60-х и начале 70-х годов. Потребовалось только два десятилетия на то, чтобы ядерная энергетика стала действующей отраслью народного хозяйства. Ядерная энергетика оказывает все возрастающее влияние на структуру электроэнергетической системы страны, особенно в европейской части территории СССР, и это влияние будет усиливаться с вводом в строй атомных ЭУ с новыми типами реакторов.
Атомная энергетика большинства зарубежных развитых стран базируется в основном на двух типах энергетических реакторов — кипящих — с водяным замедлителем и с водой под давлением. Отечественное реакторостроение также освоило два типа реакторов — кипящий с графитовым замедлителем (РБМК) и с водой под давлением (ВВЭР), на основе которых будет развиваться атомная энергетика в ближайшее время.
Ограниченное количество типов реакторных установок, освоенных крупномасштабным производством на начальном этапе развития атомной энергетики, явилось следствием технико-экономических возможностей стран, общего уровня развития техники и атомной промышленности и задач, стоящих перед принципиально новым теплогенерирующим устройством, — доказать возможность получения дешевой электроэнергии. Двумя первыми обстоятельствами можно объяснить тот факт, что параметры паросилового цикла АЭС существенно уступают параметрам, реализованным в теплоэнергетике. Однако развитие мировой энергетики формирует новые важные задачи, которые должны решаться атомной энергетикой на принципиально новых основах, лежащих за пределами возможностей существующих реакторных установок [2]. Именно поэтому одновременно с совершенствованием названных типов реакторов усиленно разрабатываются или находятся в стадии промышленного освоения реакторы других типов. Прежде всего это высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы на тепловых и быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением. Чтобы представить задачи, которые должна будет решать атомная, а позднее и термоядерная энергетика, необходимо проанализировать структуру потребления всех видов энергии в перспективе на 30—50 лет. Необходимость анализа возможных путей развития атомной энергетики в достаточно далеком будущем определяется тем обстоятельством, что освоение новых источников энергии в промышленных масштабах охватывает период в 25—30 лет, и поэтому основы энергетики конца XX в. и начала следующего столетия закладываются уже сегодня.
Можно выделить четыре основных направления расходования первичных топливных ресурсов на производство: 1) электроэнергии; 2) высокопотенциального тепла для энергоемких процессов промышленности; 3) пара и горячей воды для промышленной и бытовой теплофикации и 4) различных видов топлива для транспорта [3].
В настоящее время потребление энергии по этим основным направлениям происходит приблизительно одинаково —по 25% добываемого первичного топлива [4]. Очевидно, что доли затрат первичных топливных ресурсов на каждое из направлений будут перераспределяться во времени.
Например, если успешно начнет осваиваться водородная энергетика и водород будут получать путем термического разложения воды или с помощью газификации твердых углеводородов, то соотношение компонент энергопотребления изменится в сторону увеличения доли ВПТ. Однако развитие средств аккумуляции электроэнергии для транспорта может изменить соотношение компонент в пользу увеличения производства электроэнергии и т. д.
Определение абсолютного значения и динамики изменения этих соотношений представляет существенные трудности ввиду невозможности с достаточной степенью точности прогнозировать пути развития прогресса в области технологии получения и использования водорода, разработки различных способов аккумулирования энергии и пр. Поэтому энергетика будущего должна не только обеспечивать рост производства различных видов энергии, но и обладать определенной гибкостью для удовлетворения изменяющихся соотношений компонент энергопотребления.
Известно [3, 5, 6, 9], что имеется, по крайней мере, четыре крупномасштабных источника (несколько Qэ в год на протяжении 100 и более лет) первичной энергии — атомная, термоядерная, солнечная и, по-видимому, геотермальная энергия. В табл. 1.1 приведены данные по мировым запасам первичных источников энергии. Заметим при этом, что единственным вариантом, который на сегодня уже не вызывает сомнений в практической возможности его реализации в промышленных масштабах, является энергия деления тяжелых ядер. Другие источники энергии, такие, как органические виды топлива (уголь, нефть, газ, сланцы и др.), а также гидроресурсы, энергия приливов и т. п., не попадают в категорию крупномасштабных источников, хотя их значение и в будущем может быть весьма велико.

Таблица 1.1
Мировые запасы топлива (первичные источники)

В настоящее время энергообеспечение базируется в основном на органических видах топлива. Однако количество невосполнимых источников энергии в недрах земли как ни велико, но не бесконечно, в связи с чем их использование в качестве топлива с каждым годом должно снижаться, если мы не хотим лишить последующие поколения необходимого и, по всей видимости, основного органического сырья для производства предметов потребления первой необходимости (одежда, органические удобрения, пищевые продукты, корма и т. п.).
Особенность атомной энергетики состоит в том, что использование ядерного горючего как природного, так и искусственного происхождения позволяет покрыть любой территориальный или видовой дефицит топливного баланса в будущем, а создание крупномасштабной атомной энергетики многоцелевого назначения сократит потребности в органических видах топлива и высвободит их для использования в тех отраслях промышленности, где замена невозможна, поэтому логически обоснованным и объективно необходимым является стремление к замещению органического топлива ядерным.

В этом случае атомная энергетика будет выполнять функции производства: электроэнергии, ВПТ для нужд энергоемких производств, технологического тепла для бытовой и промышленной теплофикации, водорода, синтетического жидкого и газообразного топлива из твердых углеводородов для транспорта и т. п. При этом структура атомной энергетики должна отвечать следующим требованиям [7]:

1. Коэффициент использования тепла как составляющих элементов структуры (отдельные типы реакторных установок), так и всей структуры в целом должен быть максимальным.

Под коэффициентом использования тепла ηи понимается отношение используемой мощности в любом ее виде (электроэнергия, ВПТ и НПТ и др.) к общей тепловой мощности реактора:

Такое требование необходимо по ряду соображений, и, прежде всего, экологического и экономического характера.
Действительно, уже к 2000 г. влияние искусственной энергетической плотности на климат земного шара может стать критическим, если вторичную энергию будут получать с ηи≈30-40%, что имеет место на существующих АЭС, где отходящее тепло термодинамического цикла практически не используется. Это обстоятельство в значительной степени скажется и на экономических показателях, поскольку низкое значение ηи теплогенерирующих устройств приведет к большей величине установленных мощностей источников энергии при условии полного удовлетворения всех потребностей (экологические аспекты развития атомной энергетики рассмотрены в § 2.5).

1. Развитие атомной энергетики в будущем может происходить только на основе самообеспечения делящимся топливом, в связи с чем в структуру энергетики должны входить реакторы — наработчики плутония, тип реактора-размножителя и их число определяются темпом развития энергетики [8].

В табл. 1.2 приведена оценка мировых запасов урана согласно материалам МИРЭК-Х [9].

Таблица 1.2
Мировые запасы урана, млн. т

По оценке ряда авторов, мировые запасы урана, экономически целесообразные для извлечения в будущем, колеблются от 7 до 30 млн. т [3, 9, 10]. Прогнозируемое развитие ядерной энергетики мира [9] характеризуется следующими показателями, приведенными в табл. 1.3.

Таблица 1.3
Прогнозы развития атомной энергетики

Если принять условный расход металлического 235U порядка 20 г на 1000 кВт-ч вырабатываемой энергии, то из сопоставления данных табл. 1.2 и 1.3 нетрудно видеть, что к концу XX или к началу следующего века будет израсходовано более 50% не только открытых, но и предполагаемых мировых запасов урана, в силу чего самообеспечение атомной энергетики делящимся топливом становится необходимостью.

1. Структура атомной энергетики должна выбираться из условия максимального вытеснения органических видов топлива. Получение электроэнергии, ВПТ и НПТ на ЭУ с ядерными реакторами можно осуществить с более высоким ηи, чем на энергетических установках, использующих органические виды топлива, поскольку имеется возможность более глубокой утилизации сбрасываемого тепла. Кроме того, использование атомных ЭУ предпочтительнее по экологическому воздействию на окружающую среду в связи с существенно меньшими вредными выбросами в атмосферу на АЭС, чем на обычных станциях.

Проблема безопасности и экологической совместимости АЭС — предмет постоянных дискуссий. Уже на первых шагах промышленного внедрения атомной энергии максимальное внимание уделялось разработке и реализации мер безопасности, что в значительной степени предопределило и объективно привело к тому, что в атомной промышленности зарегистрирован самый низкий по сравнению с другими отраслями промышленности уровень травматизма (в 40 раз меньше, чем, например, в химической промышленности [5]). Атомная энергетика является одной из наименее опасных отраслей промышленности, даже если рассматривать всю цепочку прохождения ядерного топлива — добыча, производство продукта, изготовление твэлов, сгорание топлива в реакторе, транспортировка отработавших твэлов, переработка, захоронение радиоактивных отходов и т. п. Это позволяет характеризовать ее как экологически совместимую и безопасную для всесторонней деятельности человека.

1. Структура атомной энергетики должна обеспечивать как абсолютные значения, так и динамику изменения соотношений в производстве различных видов энергии. Для выполнения требований, предъявляемых к структуре атомной энергетики будущего, в

ее состав должны входить различные типы ЭУ с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, т. е. структура атомной энергетики должна быть многокомпонентной.
Представим будущую структуру атомной энергетики в виде некоторых «кустов» реакторов различных типов. Введение понятия «куста» реакторов продиктовано тем, что характеристики куста полностью тождественны основным экономическим, техническим и качественным показателям всей структуры атомной энергетики в целом и потребности в топливе реакторов, входящих в состав «куста», сбалансированы по наработке и потреблению делящихся или сливающихся материалов, причем совместное размещение реакторов не обязательно, хотя последнее и не исключается [11]. Отдельные составляющие «куста» можно располагать на достаточно больших расстояниях друг от друга, поскольку определяющими факторами при размещении источников энергии являются места расположения объектов — потребителей различных видов энергии и наличие существующих или вновь формируемых средств передачи энергии.
На рис. 1.1 —1.3 для иллюстрации изложенного приведены примеры «кустов» реакторов, имеющих различные характеристики по наработке топлива, ηи и т. п.

Рис. 1.1. «Куст» на основе реакторов БН, ВТГР-Т и ВТГР-ЭТ

Рис. 1.2. «Куст» на основе БГР и ВТГР-ЭТ
Рис. 1.3. «Куст» на основе ГТЯР и ВТГР-ЭТ

Очевидно, что «куст» реакторов, который является как бы элементарной составляющей всей структуры атомной энергетики, должен выдавать полезную энергию в различных соотношениях в зависимости от возможной структуры потребления. Каждый куст состоит из наработчиков топлива (реакторов БН, БГР или ГТЯР) и некоторого числа реакторов на тепловых нейтронах, определенного из баланса горючего при условии самообеспечения.
Исключение из рассмотрения переходного этапа от современного состояния атомной энергетики к будущему и возможного влияния уже сложившейся тенденции в развитии отечественной атомной энергетики на ее состояние в перспективе приводит к несколько идеализированному представлению структуры атомной энергетики, тем не менее оно может служить ориентиром, позволяющим решить вопрос о реальной необходимости разработки тех или иных новых реакторных концепций.
Из рис. 1.1—1.3 видно, что уникальные и универсальные (с точки зрения удовлетворения задач, комплексного производства различных видов энергии) особенности ЭУ с ВТГР и БГР позволяют в максимальной степени удовлетворять требования к структуре энергетики будущего, причем различные комбинации наработчиков топлива и ВТГР могут обеспечить и любые соотношения производимой энергетической продукции — электроэнергии, НПТ и ВПТ. В этой связи рассмотрим основные принципиальные особенности ВТГР и БГР и их потенциальные возможности как составляющих многокомпонентной структуры атомной энергетики.
Особенности этих реакторов по сравнению с реакторами других типов следующие:
более высокая температура на выходе из активной зоны; лучший баланс нейтронов в активной зоне;
инертность теплоносителя по отношению к конструкционным материалам активной зоны и оборудования;
возможность существенного изменения мощности реактора (1,0—0,2 Qp) при незначительном изменении температурного режима основного оборудования ЭУ;
возможность реализации интегральной компоновки основного оборудования ЭУ в едином корпусе из предварительно напряженных бетона и чугуна.
Эти принципиальные особенности газоохлаждаемых реакторов придают и ряд достоинств ЭУ с ВТГР и БГР по сравнению с другими реакторными установками. К ним относятся:
использование конструкционных материалов активной зоны на графитовой основе;
надежность и безопасность эксплуатации;
высокий коэффициент использования тепла реактора;
комплексная выработка различных видов энергии — электрической, ВПТ, НПТ и др.;
возможность существенного упрощения технологической схемы ЭУ посредством использования прямого газотурбинного цикла;
независимость от источников воды как хладагента термодинамического цикла и возможность применения концевых воздушных охладителей.

Следует отметить, что на сегодня не все преимущества ЭУ с ВТГР и БГР реализованы практически, часть из них выявлена уже в процессе проведения проектных проработок и экспериментальных исследований.
Создание нового направления в реакторостроении в крупнопромышленном масштабе требует всестороннего анализа, и в частности анализа негативных сторон внедрения в энергетику ЭУ с газоохлаждаемыми реакторами. К ним прежде всего следует отнести необходимость использования дорогостоящих жаростойких сталей и сплавов на основе никелево-молибденовых соединений, применения достаточно дорогого теплоносителя — гелия, создание и организация промышленного изготовления новых видов оборудования — газодувок, турбомашин замкнутого цикла, высокотемпературных теплообменников, гелиевой арматуры и т. п.
Все существующие реакторные установки с ВТГР выполнены по двухконтурным тепловым схемам. Вместе с тем большой интерес вызывает концепция одноконтурных ЭУ, в которых в качестве привода генератора используется гелиевая турбина замкнутого цикла, что повышает к.п.д. цикла и упрощает тепловую схему установки в целом. В настоящее время имеется ряд проектов одноконтурных энергетических установок большой мощности (Qэл=1050 МВт) и успешно эксплуатируется опытная гелиевая газотурбинная установка замкнутого цикла в г. Оберхаузене с нагревателем на органическом топливе электрической мощностью 50 МВт.
Если первые опытные АЭС с ВТГР реализовались в основном как прообразы будущих коммерческих АЭС, то начиная с 70-х годов появляется ряд проектов, где ВТГР рассматривается уже в качестве источника комплексного производства различных видов энергии и предназначается уже не столько для электроэнергетики, сколько для энергоемких технологических процессов, потребляющих ВПТ [12]. Это видно из анализа показателей основных проектных проработок, которые приводятся в табл. 1.4.
Следует отметить, что все три принципиальные схемы ЭУ с ВТГР (двухконтурные, одноконтурные и для производства ВПТ) могут быть основаны на одном типе реактора, причем двухконтурные схемы успешно реализуются уже при температуре гелия на выходе из реактора 750 °C, одноконтурные схемы — при температуре 850 °C, а обеспечение некоторых технологических процессов ВПТ возможно только при температуре гелия на выходе из реактора ≈950—1050 °C [13].
Как показывают проведенные по исследованию возможных областей применения ВТГР работы, имеются объективные причины, по которым высокопотенциальное тепло ВТГР можно рассматривать как самостоятельный вид энергоресурсов. В табл. 1.5 рассмотрены возможные области применения ВПТ, производимого ЭУ с ВТГР. Как правило, все технологические процессы потребляют одновременно значительные количества НПТ и электроэнергии.

Таблица 1.4
Основные характеристики энергетических установок с ВТГР и БГР

* Температура оболочки.
** Приведен объем активной зоны, м³.

Продолжение табл. 1.4

Таблица 1.5
Технологические процессы, использующие высокопотенциальное тепло ЭУ с ВТГР [2, 13]

Если ВТГР в структуре атомной энергетики будущего отводится роль производителя ВПТ или комплексного производителя различных видов энергии, то функции наработчика топлива возлагаются на реакторы на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством топлива или же на гибридные термоядерные реакторы (ГТЯР), использующие природный дейтерий и производящие тритий для собственных нужд из природного лития с одновременной наработкой 239Ри и 233U в бланкетных зонах [14—17].
Наиболее реален и технически обоснован первый путь — создание реактора на быстрых нейтронах [18]. Общепринятым теплоносителем в этом реакторе является натрий, однако, как показывают проектные проработки, БГР обладает несколько лучшими коэффициентом воспроизводства, временем удвоения, коэффициентом использования тепла и, кроме того, позволяет реализовать более простую схему преобразования тепла в электроэнергию.
Опытно-конструкторские и научно-исследовательские работы по созданию БГР ведутся с начала 60-х годов в СССР, США и в ряде европейских стран [19—23]. С научных и инженерных позиций проблемы создания ЭУ с ВТГР и БГР имеют много общего. Это, прежде всего, проблема выбора и разработки новых жаростойких конструкционных материалов активных зон и контура, создания высокотемпературной тепловой изоляции корпусов из предварительно напряженных материалов, высокотемпературных теплообменников, газодувок, трубопроводной и регулирующей арматуры, систем очистки теплоносителя и т. п.
Успешное решение проблемы промышленного внедрения энергетических установок с ВТГР на тепловых и быстрых нейтронах явится качественно новым шагом как в области реакторостроения, так и в возможностях использования ядерного горючего, что коренным образом изменит структуру топливопотребления в энергоемких отраслях промышленности.