Трояновский Б. М.
Турбины для атомных электростанций. — 2-е изд. перераб. и доп. — Москва: Энергия, 1978.
В книге изложены основы проектирования турбин и турбинных установок для АЭС; рассматриваются особенности эксплуатации и пуска турбин, неполадки в работе.
Во втором издании расширен материал по газовым турбинам АЭС, теплофикационным турбинам, представлены последние разработки конструкции турбин как отечественных, так и зарубежных; переработаны и дополнены главы по аэродинамике влажного пара, внутренней и внешней сепарации, по регулированию и эксплуатации.
Книга предназначена для инженеров и научных работников, занимающихся как проектированием и исследованием собственно турбин, так и общими проблемами ядерной энергетики. Книга может быть использована студентами технических вузов в качестве учебного пособия.
ПРЕДИСЛОВИЕ
Современный прогресс ядерной энергетики предъявляет все возрастающие требования как по надежности, так и по технико-экономическим показателям к турбинным установкам атомных электростанций. В большинстве случаев это специфические установки, отличающиеся и самой конструкцией, и обслуживанием, и подходом к выбору их основных характеристик.
Литература по атомной энергетике весьма обширна. Появились книги по различным вопросам ядерной энергетики, по теплотехническим аспектам атомных электростанций, их тепловым схемам и параметрам. Наиболее современной и полной является книга Т. X. Маргуловой «Атомные электрические станции». Среди вышедших — книги, освещающие отдельные вопросы проектирования турбин, работающих влажным паром, — это «Исследования и расчеты турбин влажного пара», написанная сотрудниками Московского энергетического института проф. Г. А. Филипповым, кандидатами техн. наук О. А. Поваровым и В. В. Пряхиным и «Эрозия влажнопаровых турбин» — доцентом Ленинградского политехнического института И. П. Фаддеевым. Большой вклад в литературу по турбинам насыщенного пара для АЭС внесла книга работников ХТГЗ и ЦКТИ, выпущенная под общей редакцией канд. техн. наук Ю. Ф. Косяка, «Паротурбинные установки атомных электростанций». Из этой книги автором заимствовано много материала и в первую очередь по конструкциям турбин ХТГЗ.
Книга, предлагаемая вниманию читателя, по сравнению с первым изданием частично переработана и существенно дополнена.
Книга включает главу, посвященную схемам и параметрам АЭС и предваряющую рассмотрение собственно турбин, содержит параграф, рассматривающий теплофикационные установки АЭС. Большое внимание уделено аэродинамике проточной части турбины, поскольку совершенство проточной части определяет экономичность турбины и влияет на ее надежность. Основы аэродинамического проектирования турбин, в частности при работе влажным паром, рассматриваются в гл. 2. Здесь широко использованы исследования, выполненные на кафедре паровых и газовых турбин МЭИ. При этом основное внимание уделено прикладным задачам; в гл. 3 разбираются некоторые вопросы эрозии и влагоудаления и в том числе различные способы повышения экономичности и надежности турбин влажного пара.
Во втором издании книги значительно сокращен материал по термоаэродинамическому проектированию проточной части при работе перегретым паром, поскольку этой проблеме уделяется много внимания в других книгах [69, 93]. В соответствии с последними исследованиями и опытом эксплуатации переработаны гл. 2 и 3, новыми являются § 3-3, посвященный ступеням-сепараторам, и § 3-5, где рассматривается щелевая и струйная эрозия. В отдельный § 4-4 выделено описание конструкций сепараторов-промперегревателей (СПП), в § 7-4 приведены данные по их эксплуатации. Намного подробнее излагаются вопросы регулирования турбин АЭС и динамические процессы — им посвящена специальная глава (гл. 6), написанная канд. техн. наук А. Е. Булкиным.
Гораздо большее внимание уделено эксплуатации турбин и турбинных установок. В гл. 7 рассматриваются особенности эксплуатации, в том числе при работе турбины радиоактивным ларом, анализируются некоторые проблемы маневренности, представлен ряд материалов по испытаниям турбин, разобраны неполадки при эксплуатации и аварии турбин.
Если в первом издании значительное внимание при описании конструкций уделялось турбинам АЭС первого поколения — турбинам относительно небольшой мощности, выполняемым обычно в одном-двух экземплярах и по существу являющихся опытно-промышленными агрегатами, то в настоящем издании эти турбины, как правило, не рассматриваются, и основное место отведено описаниям серийных агрегатов большой мощности и их характеристикам. В книге значительно дополнен раздел, где рассматриваются отечественные турбины мощностью до 1000 МВт, спроектированные в разных модификациях. Несколько расширен материал по газовым турбинам АЭС, хотя развитие этого направления в ядерной энергетике еще не доведено до промышленной эксплуатации.
В конце книги приводится таблица характеристик мощных турбин АЭС, составленная по многочисленным источникам.
Предполагается, что читатель знаком с основами теории ядерных реакторов и конструктивными особенностями наиболее распространенных энергетических реакторов. При необходимости следует обратиться к специальной литературе, например к [5, 24а, 41]. Естественно, что читатель должен иметь соответствующую подготовку по термодинамике и механике. По общему курсу турбин рекомендуется пятое изданье учебника А. В. Щегляева [69].
Автор глубоко признателен читателям, главным образом работникам ХТГЗ, высказавшим цепные замечания по первому изданию книги. Автор благодарен сотрудникам ХТГЗ, ОРГРЭС, ЛМЗ и Минэнерго СССР, а также руководителям конструкторских бюро фирм ББЦ, КВУ, «Вестингауз» и ДЭ, предоставивших для использования в книге ряд материалов.
Свою благодарность автор выражает рецензенту канд. техн. наук Б. А. Аркадьеву, очень внимательно прочитавшему рукопись, а также научному редактору канд. техн. наук Е. А. Игнатьевскому и коллективу кафедры паровых и газовых турбин МЭИ, в первую очередь проф. Г. А. Филиппову, доц. В. В. Фролову, старшим научным сотрудникам Г. А. Салтанову и О. А. Поварову.
ВВЕДЕНИЕ
Бурно развивается атомная энергетика в СССР. В 1954 г. была пущена первая в мире АЭС, сейчас работают АЭС общей мощностью 8 млн. кВт, строятся п проектируются АЭС с блоками мощностью 1000, 1500 и 2000 МВт [32].
В Основных направлениях развития народного хозяйства СССР на 1976—1980 годы, утвержденных XXV съездом КПСС, предусматривается опережающее развитие атомной энергетики, в европейской части страны намечается ввести в строй мощности на АЭС в размере 13—15 млн. кВт, приступить к подготовительным работам по использованию атомной энергии для целей теплофикации, ускорить развитие атомного машиностроения.
Чем объясняется столь большое значение атомной энергетики? Причин тому много.
Во-первых, во многих странах и в частности в СССР (в европейской части) не хватает органического топлива. В ряде случаев это топливо оказывается чрезвычайно дорогим. Так, в СССР в некоторых районах, а также в большинстве стран Европы топливная составляющая стоимости 1 кВт-ч достигает 70— 80%. К тому же топливно-энергетический кризис, охвативший почти все развитые капиталистические страны, привел к дефициту обычного топлива и к резкому его подорожанию.
Во-вторых, требования научно-технической революции и прогресс социального развития определяют существенный рост энергетики.
В-четвертых, если до недавнего времени надежность АЭС и тем самым их коэффициент готовности, характеризующий возможность работы блока без снижения мощности и без внеплановых остановок, были заметно ниже, чем на ТЭС, то сейчас происходит выравнивание этих показателей. Следует отметить, что на сегодня в атомной энергетике практически отсутствуют случаи радиоактивного выброса и загрязнений, опасных для человека и окружающей среды.
В-пятых, развитие атомной энергетика в определенной мере характеризует общий научно-технический уровень той или иной страны.
В энергетике, как известно, возможно использование двух принципиально различных типов ядерных реакторов: на тепловых (медленных) и на быстрых нейтронах — ВНР. В первом типе реактора ядро атома подвергается воздействию нейтронов с относительно небольшими скоростями и энергией около 0,03 эВ (при комнатной температуре), такой реактор для управления реакцией требует специального замедлителя; во втором деление ядра атома происходит при энергии более миллиона эВ. Для реакторов на медленных нейтронах в качестве горючего можно использовать только изотоп U235, содержащийся в природном уране в очень незначительном количестве (0,71 %). Составляющий же подавляющую часть природного урана изотоп U238 не делится под действием медленных нейтронов и может быть использован только в ВНР.
Таким образом, АЭС с БНР обладают важным достоинством: в отличие от АЭС с тепловыми реакторами они позволяют вовлечь в энергетику в десятки раз большую долю добываемого урана [43]. В ВНР может оказаться экономически целесообразным использование и более дорогого урана, так как реактор будет не только «сжигать» его, но и в большом количестве производить дорогостоящий плутоний. Плутоний также, но в гораздо меньшей доле, получается и в реакторах на медленных нейтронах и может служить хорошим ядерным горючим в ВНР. В связи с этим прогнозируется следующая принципиальная схема развития атомной энергетики [52].
Сначала создается большое число АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Кроме своей основной функции — выработки электроэнергии — реакторы накапливают плутоний, используемый для загрузки реакторов на быстрых нейтронах. Когда мощность АЭС с БНР будет достаточной для обеспечения базовой нагрузки энергетических систем, а количество выработанного плутония будет достаточным для вторичной загрузки ВНР, тогда АЭС с реакторами на тепловых нейтронах будет целесообразно использовать как пиковые с относительно небольшим числом часов работы.
Турбины АЭС (их иногда называют атомными) — это в ряде случаев обычные турбины, применяемые на ТЭС, но в основном это новые турбины, специально спроектированные. Именно такими особыми турбинами являются паровые турбины, устанавливаемые на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. Особыми оказываются также газовые турбины, предназначенные для замкнутых циклов АЭС с высокотемпературными реакторами.
Обычными или мало отличающимися от паровых турбин ТЭС являются паровые турбины, работающие на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и с различными типами газоохлаждаемых реакторов. Газоохлаждаемые реакторы в планах развития атомной энергетики занимают сейчас относительно небольшое место, а реакторы на быстрых нейтронах потребовали гораздо большего времени и средств на освоение, чем ранее предполагалось. В связи с этим оптимистические прогнозы развития АЭС этого типа не подтвердились, так как затянулся период опытнопромышленного освоения первых АЭС с этими реакторами, да и стоимость их пока чрезвычайно высока. Кроме того, не следует забывать, что массовое развитие АЭС с реакторами на быстрых нейтронах требует значительного числа реакторов, работающих на природном или слабообогащенном уране — реакторов, являющихся первой ступенью общего цикла энергетической переработки ядерного топлива, предшествующего использованию плутониевого горючего в ВНР.
