Турбины для атомных электростанций - Принципиальные тепловые схемы

ГЛАВА ПЕРВАЯ
ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ ТУРБИННЫХ УСТАНОВОК

1-1. ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ

Принципиальная тепловая схема атомной электростанции определяется главным образом типом реактора. В свою очередь принципиальная схема электростанции играет основную роль в проектировании турбинной установки и ее эксплуатации. В частности, от схемы зависит, работает турбина радиоактивным или «чистым» паром или газом. Конструкция турбины и многих элементов турбинной установки определяется параметрами пара на входе в нее, схемой включения промежуточного перегревателя, подводом к турбине пара одного или нескольких давлений и другими характеристиками принципиальной схемы АЭС.
В настоящее время нашли применение или обсуждаются и исследуются многие типы энергетических реакторов, отличающихся энергетическим спектром вторичных нейтронов, вызывающих деление ядерного горючего, характеристиками топлива, коэффициентом воспроизводства, теплоносителем, замедлителем, общей конструкцией (корпусной или канальной), способами изменения нагрузки и т. д.
Ниже рассматриваются схемы АЭС только с теми энергетическими реакторами, которые распространены на современных (как работающих, так и проектируемых) атомных электростанциях большой мощности.

Таблица 1-1
Распределение АЭС по типам реакторов1

1На 1/I — 1977 г. [131, 137].

Реакторы на тепловых нейтронах являются основой атомной энергетики и в планах ее развития до 1980 г. составляют по мощности 98 % всех энергетических реакторов (табл. 1-1).
Реакторы на быстрых нейтронах (ВНР) нашли пока ограниченное применение, в основном в качестве экспериментальных и опытно-промышленных энергетических реакторов. В настоящее время строится и проектируется несколько АЭС большой мощности с ВНР. Несомненно, что в будущем АЭС с реакторами этого типа будут играть большую роль в атомной энергетике. Однако реакторы па быстрых нейтронах, как отмечалось выше, полностью вытеснить реакторы на тепловых нейтронах, по крайней мере в течение длительного срока, не могут. ВНР требуют загрузки плутониевого горючего, получаемого от реакторов, работающих с небольшим (меньше единицы) коэффициентом воспроизводства на природном или слабообогащенном уране.
Рассмотрим принципиальные схемы АЭС в зависимости от типа реакторов.

Одноконтурные схемы АЭС

Если рабочее вещество поступает в турбину непосредственно из реактора, то схема электростанции называется одноконтурной (рис. 1-1). Одноконтурные схемы электростанций возможны при использовании в качестве теплоносителя обычной или тяжелой кипящей воды или газа с высокой температурой на выходе из реактора.
При проектировании и эксплуатации турбинных установок одноконтурных АЭС выдвигаются дополнительные требования, связанные с радиоактивностью рабочего вещества. В частности, при водоохлаждаемых реакторах необходима очистка всего конденсата, что требует дополнительных капитальных за трат на строительство и оборудование АЭС. На АЭС с одноконтурными схемами применяются реакторы типа I—IV.

1. Водоводяные реакторы кипящего типа (ВВРк), в которых замедлителем и одновременно теплоносителем является обычная вода Н2О. Теплоноситель в реакторной установке доводится до кипения с образованием водяного пара. На выходе из реакторной установки температура пара равна температуре насыщения: в турбину поступает практически насыщенный пар (0,02-0,5). Тепловая схема, представленная на рис. 1-1,а наиболее проста. Однако умеренные начальные параметры пара (р0<7,5 МПа) и проточной части турбины в области влажного пара неизбежно приводят к невысокой экономичности электростанции, специфическим требованиям к конструкции и эксплуатации турбины и турбинной установки, а также, в связи с радиоактивностью пара, к особой ее биологической защите. Реактив ВВРк корпусной конструкции и обычно работает на слабообогащенном уране.

По данным на 1/1 1977 г. на АЭС установлены, строятся и заказаны энергетические ВВРк общей электрической мощностью· 100 млн. кВт, что составляет 28% всех мощностей АЭС. Атомные электростанции с реакторами ВВРк строятся в США 133%) Японии (54%), ФРГ (22%), Италии (57%) и других, странах [137].

1.  Тяжеловодные реакторы с замедлителем тяжелой водой D2O имеют большое преимущество — возможность использовать в качестве рабочего вещества природный уран, а также повышенный коэффициент воспроизводства. В то же время из-за высокой стоимости тяжелой воды удельные капитальные затраты почти в 2 раза выше, чем в реакторах на обычной воде.

Рис. 1-1. Принципиальные одноконтурные схемы АЭС.
а — простая одноконтурная схема с реакторами кипящего типа ВВРк, ВГРк, ВТРк и ТТРк; б — одноконтурная схема с перегревом пара в водографитовом реакторе ВГРп: 1— испарительные каналы; 2 — перегревательные каналы; 3 — одноконтурная схема с высокотемпературным газографитовым реактором ГГРт и гелиевой турбиной замкнутого цикла; ПТ — паровая турбина; ПН —  питательный насос; С — сепаратор; ГТ — газовая турбина; ГК — газовый компрессор; Р — регенератор; О — охладитель: ГЦН —  главный циркуляционный насос.
Тяжеловодный реактор кипящего типа может иметь теплоноситель — тяжелую (ТТРк) и обычную (ВТРк) воду. В этом случае схема электростанции одноконтурная (рис. 1-1д), параметры турбинных установок мало обличаются от параметров АЭС с ВВРк, г. с. на входе в турбину пар насыщенный среднего давления (4,2-6,4 МПа). Такого типа реакторы применяются редко и относительно небольшой мощности хм. табл. 1-1).
Канальная конструкция позволяет относительно легко увеличивать мощность реактора, а также осуществлять перегрев в специальных перегревательных каналах (рис. 1-1,б). Первый в мире ядерный перегрев был выполнен на реакторе ВГРп БелАЭС до t0=500-520°С, что, в частности, позволило использовать широко распространенную турбину К-100-90 лмз.
В связи с тем, что перегрев пара требует применения в реакторе нержавеющей стали, сильно поглощающей нейтроны, ухудшаются технико-экономические показатели АЭС.
В настоящее время в нашей стране разрабатываются электростанции с водографитовыми реакторами иной конструкции мощностью 2000—2400 МВт на р0=6,4 МПа с начальным перегревом пара до 450°С [23, 42]. В этом случае существенно уменьшаются расход теплоносителя и мощность главных циркуляционных насосов реактора, улучшаются условия работы ЦВД турбины.

Двухконтурные схемы АЭС

 Турбинная установка, входящая в состав второго контура, работает нерадиоактивным паром.
На АЭС с двухконтурной схемой могут применяться реакторы типа V—X.
V. Водоводяной реактор (ВВРд) корпусного типа с водой под давлением (12—16 МПа), как и ВВРк, использует обычную воду одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. Чтобы не было кипения, температура воды на выходе из реактора должна быть ниже температуры насыщения при давлении в реакторе.
Вода из реактора направляется в теплообменник — парогенератор, где генерируется водяной пар.
АЭС с ВВРд обычно выполняются с турбинами насыщенного пара. 

Однако имеются схемы, при которых на входе в турбину пар немного перегрет (см., например, рис. 5-29 и 5-38). Этот перегрев, осуществляемый в парогенераторе, повышает надежность и экономичность турбины и всей установки, облегчает эксплуатацию агрегата и его маневренность.
Разница между температурой пара на выходе из парогенератора и температурой насыщения обычно невелика и не превышает Δt= =t0—t0s=15-30oC. Для реализации такого перегрева требуются специальные перегревательные поверхности в парогенераторе прямоточного типа, увеличение всех поверхностей теплообменника, применение высококачественных сталей и существенное его удорожание.
АЭС с ВВРд в ближайшем будущем (по крайней мере до 1980 г.) будут, судя по заказам и прогнозам, наиболее распространенным типом атомных электростанций во всем мире (около 55%). В СССР реакторы ВВРд мощностью Рэ=440 МВт установлены на ряде АЭС. На НВАЭС вводится в эксплуатацию блок с турбинами Рэ—500 МВт на р0≈6,0 МПа. Строится серия АЭС с блоками Рэ=1000 МВт. В США из общего числа работающих, строящихся и заказанных блоков с ВВРд примерно четвертую часть составляют установки с перегревом пара на входе в турбину Δt=t0—t0s=15-20°С.

VI. Тяжеловодные реакторы (ТТРд) с тяжелой водой под давлением (8—11 МПа), как и ВВРд, применяются на АЭС с двухконтурной схемой (рис. 1-2,а). В турбину, поступает насыщенный водяной пар, генерируемый в парогенераторе. На входе в турбину давление р0=3,8-4,2 МПа; из-за низких начальных параметров пара к. п. д. электростанции невысок. Но преимуществом такого типа реакторов является то, что они работают на природном уране. АЭС такого типа строятся в основном в Канаде и Индии.

VII. Газографитовые реакторы (ГГР) с замедлителем графитом и теплоносителем газом получили наибольшее развитие в Англии и Франции. До последнего времени большая часть этих реакторов выполнялась для работы на природном уране. Температура металлического естественного урана и в определенной степени температура покрытий твэлов (тепловыделяющих элементов) лимитируют температуру газа на выходе из реактора: t2р=400-410°С; теплоносителем, как правило, является СО₂. Схема таких АЭС — двухконтурная (рис. 1-2) с генерацией перегретого водяного пара. При небольшой температуре пара на входе в турбину (t0≈400°С) и для того, чтобы уменьшить влажность пара и не усложнять установку, начальное давление в турбине выбирается умеренным: р0=3,5—4,6 МПа.
При этом обычно устанавливаются турбины двух давлений (рис. 1-2,б). В первую ступень турбины поступает пар, генерируемый при высоких температурах теплоносителя. При пониженных температурах теплоносителя генерируется пар меньшего давления и направляется уже в промежуточную ступень турбины. Введение контура низкого давления позволяет снизить температуру теплоносителя на выходе из парогенератора. При этом увеличивается количество тепла, отводимого от теплоносителя, и тем самым уменьшается его расход. Другим важным достоинством этой, правда, усложненной схемы является уменьшение работы газодувки, затрачиваемой на перекачку теплоносителя (для такого типа ГГР мощность газодувки снижается до 10— 15% Рэ).
В основном ГГР на природном уране выполняются с покрытием твэлов из магниевого сплава — так называемые реакторы магноксового типа (ГГРм). Эти реакторы были характерны для первого этапа развития атомной энергетики Англии, а также в меньшей степени Франции.

VIII. Газографитовые реакторы на слабообогащенном уране, так называемые усовершенствованные ГГРу имеют твэлы с оболочкой из нержавеющей стали. Температура газа (СО₂) на выходе из реактора в строящихся АЭС достигает 648°С. В этом случае параметры пара на входе в турбину могут быть равными или близкими к параметрам электростанций на органическом топливе, в том числе с промежуточным перегревом пара в парогенераторе (рис. 1-2,б). Несколько АЭС с ГГРу строится в Англии на параметры пара перед турбиной р≈16 МПа, t0=tпп=538°С (Рэ=660 МВт); блок АЭС «Данджесс» имеет: р0≈16 МПа, t0=tпп=566°С. Общая мощность этих пяти АЭС с ГГРу составляет 6200 МВт. При таких параметрах пара повышается экономичность и применяются обычные паровые турбины.
Высокая начальная температура теплоносителя уменьшает его расход, а следовательно, и мощность газодувок. Усложнение схемы введением контура второго давления в этом случае нецелесообразно. Коэффициент полезного действия таких АЭС высок, однако стоимость электростанций велика и пока существенно превосходит стоимость электростанций на обычном топливе.
Следует отметить, что ГГР отличаются простотой и высокой степенью безопасности из-за большой тепловой инерции системы и отсутствия радиоактивных жидких сбросов.
Существенно повышается безопасность
АЭС при расположении не только реакторов, но всего радиоактивного контура, включая парогенератор, в общем корпусе, выполненном из предварительно напряженного бетона. В то же время опыт длительной эксплуатации ГГР с СО₂ выявил ряд их недостатков, связанных с проникновением водяного пара в тракт первичного контура (на стороне высокого давления), вызвавших коррозию применяемых сталей, а также с попаданием СО₂ в тракт вторичного контура (на стороне низкого давления).

1. Высокотемпературные газографитовые реакторы (ГГРт) могут использоваться в двухконтурной схеме АЭС аналогично усовершенствованным ГГР (рис. 1-2,а), в том числе с промежуточным перегревом пара (рис. 1-2,в). Как правило, эти реакторы используются с обычными паровыми турбинами, имеющими начальные параметры пара р0=16,6-17,6 МПа, t0≈tпп=530-538оC. По сравнению с другими рассмотренными выше типами ГГРт имеют существенно больший коэффициент воспроизводства, близкий к единице.

Имеется положительный опыт работы ряда таких реакторов на гелии (АЭС «Драгон» и «Пич Боттом», США; АЭС «Юлих», ФРГ). В настоящее время в некоторых странах создаются такого типа АЭС большой мощности. В частности, в США предполагался заказ нескольких блоков с ГГРт общей мощностью около 6 млн. кВт. АЭС «Форт Сент Врайн» (Рэ=330 МВт) имеет реактор ГГРт, парогенераторы и газодувки, расположенные в одном железобетонном корпусе с внутренней облицовкой из углеродистой стали. Интегральная компоновка предусмотрена на АЭС «Вентроп» (ФРГ).

1. Газоохлаждаемые тяжеловодные реакторы (ГТР) в качестве теплоносителя обычно используют СО₂. Эти реакторы загружаются слабообогащенным ураном. Схема электростанций двухконтурная, аналогична схемам АЭС с ГГР (рис. 1-2,а): в парогенераторе генерируется перегретый водяной пар. Число АЭС с ГТР невелико; максимальная мощность блока Рэ=106 МВт при р0=10 МПа и t0=530°С (АЭС «Нидерайхбах», ФРГ).

Промежуточные схемы АЭС

Существуют схемы, занимающие промежуточное положение между одно- и двухконтурными; при этом возможны варианты:
схема, когда генерация пара происходит по двухконтурной схеме, а перегрев его — по одноконтурной. Такая схема применена на первом блоке БелАЭС. Поскольку в этом случае на перегрев поступает пар из второго контура, не содержащий радиоактивных примесей, то и после перегрева пар остается нерадиоактивным. Однако опыт эксплуатации канальных реакторов показал, что и в первом контуре пар практически нерадиоактивен, поэтому на втором блоке БелАЭС применена уже одноконтурная схема (рис. 1-1,б);
схема, когда большая часть пара поступает в турбину непосредственно из реактора, а другая, меньшая часть при пониженном давлении генерируется в парогенераторе (например, АЭС «Гундреминген»). Такие схемы применялись на начальном этапе развития АЭС и в дальнейшем не получили распространения.
Возможны и другие варианты промежуточных схем АЭС [46].

Трехконтурные схемы АЭС

На АЭС с трехконтурными схемами устанавливаются реакторы типа XI.

1. Реакторы на быстрых нейтронах (ВНР) работают на обогащенном топливе— обычно смеси урана и плутония. Главным положительным свойством ВНР является высокий коэффициент воспроизводства (1,4 и выше), благодаря чему ВНР считаются наиболее перспективными для атомной энергетики. В отличие от тепловых реакторов в активной зоне БНР не должно быть замедлителя, поэтому теплоносителем могут быть газы и жидкие металлы, а не вода и другие среды, имеющие замедляющие свойства.

Все строящиеся и заказанные энергетические ВНР имеют в качестве теплоносителя жидкий натрий Na, обладающий высокой теплопроводностью и большой теплоемкостью. При низком давлении в реакторе можно получить высокую температуру на выходе из него. 

Рис. 1 -3. Принципиальная трехконтурная схема АЭС с реактором ВНР на быстрых нейтронах и жидким натрием в качестве теплоносителя.
ПТ — паровая турбина; ПГ — парогенератор; ТО — теплообменник; Н — насос.

Сравнительные характеристики АЭС

* После перегревательных каналов.
** Со вторичным перегревом в парогенераторе

Однако большая активность Na при взаимодействии с водой требует сложной трехконтурной схемы (рис. 1-3), в аварийном случае предотвращающей опасный прямой контакт радиоактивного натрия с водой.
Таким образом, в первом контуре циркулирует радиоактивный Na под невысоким давлением с температурой на выходе 550—600°С: в промежуточном — при большем давлении (чтобы не допустить перетечки радиоактивного Na) — нерадиоактивный Na с температурой на 20—35°С ниже. Во втором контуре температура пара на входе в турбину около или более 500°С.
Очевидно, что в таких схемах могут применяться обычные паровые турбины и экономичность цикла высока. Так, например, создаваемая в СССР АЭС с реактором БНР-600 будет работать с турбинами К-200-130 ЛМЗ [5, 52].
Высокая стоимость электростанций с реакторами на быстрых нейтронах, сложность и еще неокончательное решение многих технических задач создания и эксплуатации как самих реакторов, так и всей электростанции в целом задерживают широкое развитие этого типа АЭС. Следует также упомянуть, что из-за высокой (больше 90°С) температуры плавления Na для пуска электростанции требуется предварительный разогрев не только реактора, но и трубопроводов первого и промежуточного контуров.

АЭС с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах

Проектирование АЭС с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах пока не вышло за рамки предварительных проработок. Эти АЭС могут быть как одно-, так и двухконтурными. В качестве теплоносителя рассматриваются Не, СО₂ и диссоциирующий газ N2O4. Преимуществами газосхлаждаемых ВНР являются уменьшение времени удвоения ядерного горючего и лучшая восприимчивость к изменениям нагрузки. Вместе с этими реакторами могут устанавливаться газовые турбины (Не, СО₂ и N2O4) и конденсационные турбины на водяном паре и N2O4 [12], но в последнем случае требуются специальные конструкции турбин.

Рассмотрение принципиальных тепловых схем показывает, что в отличие от электростанций на органическом топливе имеется и, видимо, еще долго будет существовать большое разнообразие схем АЭС и, как следствие этого, разнообразие турбинных установок. Преимущественное развитие в будущем тех или иных типов АЭС будет зависеть от опыта эксплуатации, успехов в разработке оборудования, в том числе турбин электростанций, цен на ядерное горючее и т. д.
Сравнительный обзор наиболее распространенных АЭС дан в табл. 1-2, основные показатели блоков АЭС СССР — в табл. 1-3.