Трухний А.Д. Паротурбинная установка блоков Балаковской АЭС

Подождите немного. Документ загружается.

ОСНОВНЫЕ УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

— угол установки профилей в сопловой

решетке, град

— суммарная доля запаздывающих ней-

тронов

— относительные углы выхода потока

из сопловой и рабочей решеток, град

— угол установки профилей в рабочей

решетке, град

— потеря энергии соответственно в сопло-

вой, рабочей решетках и с выходной ско-

ростью, кДж/кг

— располагаемый и использованный тепло-

перепады турбины, кДж/кг

— располагаемый и использованный тепло-

перепады ступени, кДж/кг

— потери мощности, кВт

— зазор в уплотнении, мм; степень нерав-

номерности регулирования частоты вра-

щения; относительное удлинение при

разрыве

— местная степень неравномерности регу-

лирования частоты вращения

— отношение давлений в сопле решетки

— степень нечувствительности системы

регулирования

— критическое отношение давлений

— коэффициент потерь энергии в решетке

— КПД

— термический КПД цикла

— абсолютный и относительный электриче-

ские КПД

— относительный лопаточный КПД ступени

— относительный внутренний КПД

— механический КПД

— КПД электрического генератора

— коэффициент расхода

— относительная потеря энергии в ступени

— плотность материала, кг/м ; реактив-

ность степени

— напряжение, Па, Н/м

— предел соответственно прочности, теку-

чести и усталости

— время, с, мин, ч

— коэффициент скорости для рабочей

решетки

— коэффициент скорости для сопловой

решетки

— кольцевая площадь турбинной решетки, м

— угловая скорость, рад/с

— автомат безопасности

— автоматическое включение резерва

АСУТ — автоматизированная система управления

турбиной

АЭС — атомная электростанция

БРУ — быстродействующее редукционное уст-

ройство

БРУ-К — БРУ сброса пара в конденсатор

БРУ-СН — БРУ пароснабжения собственных нужд

блока

БРФ — блок релейной форсировки

БЩУ — блочный щит управления

ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор

ВПУ — валоповоротное устройство

ВТИ — Всероссийский теплотехнический институт

ГПК — главный паровой коллектор

ГСМ — гидравлический сервомотор

ГСР — гидравлическая система регулирования

ГЦН — главный циркуляционный насос

ЗАБ — золотник автомата безопасности

КПД — коэффициент полезного действия

КТЗ — Калужский турбинный завод (Открытое

акционерное общество «Калужский тур-

бинный завод», г. Калуга)

МУТ — механизм управления турбиной

МЭИ — Московский энергетический институт

(технический университет)

ОРГРЭС — Открытое акционерное общество «Фир-

ма по наладке, совершенствованию тех-

нологии и эксплуатации электростанций

и сетей ОРГРЭС»

03 — отсечной золотник

ОПЭ АС — Основные правила обеспечения эксплуа-

тации атомных станций

ПА — противоаварийная автоматика

ПВД — подогреватель высокого давления

ПНД — подогреватель низкого давления

ПТУ — паротурбинная установка

ПУ — переключающее устройство

ПЭН — питательный электронасос

РБМК — реактор большой мощности канальный

РЗ — регулирующая заслонка

РК — регулирующий клапан

РСД — регулятор соотношения давлений

РЧВ — регулятор частоты вращения

САР — система автоматического регулирования

САРЗ — система автоматического регулирования

и защиты

СК — стопорный клапан

СКД — сверхкритическое давление

СПП — сепаратор-пароперегреватель

СРК — стопорно-регулирующий клапан

СУ — согласующее устройство

ТВС — тепловыделяющая сборка

ТГ — турбогенератор

ТЗ — технологическая защита

ТПН — турбопитательный насос

ТЭС — тепловая электростанция

ХТЗ — Производственное объединение атомного

машиностроения «Харьковский турбин-

ный завод»

ЦВД — цилиндр высокого давления

ЦКТИ — Акционерное общество открытого типа

«Центральный котлотурбинный институт

им. И.И. Ползунова», г. Санкт-Петербург

ЦНД — цилиндр низкого давления

ЦСД — цилиндр среднего давления

ЭГП — электрогидравлический преобразователь

ЭГСР — электрогидравлическая система регули-

рования

ЭМП — электромеханический преобразователь

УВК — управляющий вычислительный комплекс

ОСНОВНЫЕ УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

Глава первая

ПРОЦЕССЫ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ НА АЭС

1.1. АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

И ЕЕ ПЕРСПЕКТИВЫ

в 31 стране мира. На рис. 1.1, а представлены 15

стран с наибольшей установленной мощностью

АЭС. Лидерами являются США (более 97 млн кВт)

и Франция (более 63 млн кВт). Сегодня в России

на АЭС установленная мощность составляет более

22 млн кВт, и по этому показателю она занимает

пятое место в мире.

На рис. 1.1, б показана доля выработки электро-

энергии на АЭС в общей выработке. В трех странах

(Литве, Франции и Бельгии) выработка электро-

энергии на АЭС преобладает.

1.1.1. Роль атомной энергетики

в мире, России и ее европейской

части

К настоящему времени история атомной энерге-

тики охватывает период около полувека. К концу

2000 г. в мире работало 436 ядерных энергоблоков

12 ПРОЦЕССЫ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ НА АЭС [Гл. 1

Россия вырабатывала на АЭС в 1992 г. около

12 % электроэнергии, сейчас этот показатель достиг

примерно 14 %. Почти все АЭС России сконцентри-

рованы в европейской части, где имеется серьезный

дефицит органического топлива. И если оценить

долю выработки электроэнергии АЭС для европей-

ской части России, то она достигает примерно 30 %.

Еще большее значение АЭС имеют в некоторых

регионах: в Северо-Западном регионе России они

обеспечивают 40 % энергопотребления, а в Цен-

трально-Черноземном — более 60 %.

В настоящее время в России работают десять

АЭС, структура установленной мощности которых

приведена в табл. 1.1.

Главным преимуществом АЭС перед любыми

другими электростанциями является их независи-

мость от источников топлива, т.е. от их удаленно-

сти от месторождений урана и радиохимических

заводов. Энергетический эквивалент ядерного топ-

лива в миллионы раз больше, чем органического

топлива, и поэтому в отличие, скажем, от угля рас-

ходы на его перевозку ничтожны. Это особенно

важно для европейской части России, где использо-

вание газа должно сокращаться, доставка угля

из Кузбасса и Сибири слишком дорога и замена

выработки электроэнергии на газомазутных (факти-

чески — газовых) ТЭС производством ее на АЭС —

единственный способ поддержания экспортных

поставок газа в Европу.

Это преимущество трансформируется в другое:

для большинства стран, в том числе и России, про-

изводство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на

пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Дос-

таточно сказать, что сейчас тарифы на закупку элек-

троэнергии на АЭС электрическими сетями сущест-

венно ниже, чем на ТЭС различного типа. Особенно

стало заметно преимущество АЭС в части стоимо-

сти производимой электроэнергии в начале 70-х

годов, когда разразился энергетический кризис

и цены на нефть на мировом рынке выросли в

несколько раз. Падение цен на нефть, конечно, авто-

матически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство АЭС находятся при-

мерно на таком же уровне, как и на строительство

пылеугольных ТЭС, или все-таки несколько выше.

Наконец, огромным преимуществом АЭС явля-

ется ее относительная экологическая чистота.

Из табл. 1.2 видно, сколь огромны выбросы вред-

ных веществ ТЭС, работающих на различном орга-

ническом топливе.

Подобные выбросы на АЭС просто отсутствуют.

Если ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет в год

8 млн т кислорода для окисления топлива, то на

АЭС не используется кислород вообще.

Главный недостаток АЭС — тяжелые последст-

вия аварий в реакторном отделении с разгерметиза-

цией реактора и выбросом радиоактивных веществ

в атмосферу с заражением громадных пространств.

Это не требует особых пояснений — достаточно

вспомнить аварию на Чернобыльской АЭС. Для ис-

ключения таких аварий АЭС оборудуются сложней-

шими системами безопасности с многократными

§ 1.1] АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ЕЕ ПЕРСПЕКТИВЫ 13

запасами и резервированием, предупреждающими

даже в случае так называемой максимальной

проектной аварии (местный полный попереч-

ный разрыв трубопровода циркуляционного конту-

ра в реакторном отделении) исключение расплавле-

ния активной зоны и ее расхолаживание.

Для обеспечения радиационной безопасности

АЭС оборудуют специальной приточно-вытяжной

системой вентиляции, сложность которой не идет

ни в какое сравнение с вентиляционной системой

ТЭС. Если для последней основной задачей явля-

ется поддержание только санитарно-технических

норм, то вентиляционная система АЭС кроме реше-

ния названной задачи должна решать проблему

радиационной безопасности. Для этого АЭС обору-

дуются системой определенного направленного

движения воздуха из зон с малым радиоактивным

загрязнением в так называемые необслуживаемые

помещения с высоким уровнем радиации (вплоть

до создания в таких помещениях разрежения). В ко-

нечном счете все вентиляционные потоки поступа-

ют к дезактивационным фильтрам и затем к венти-

ляционной трубе высотой не менее 100 м.

Серьезной проблемой для АЭС является их лик-

видация после выработки ресурса, затраты на кото-

рую по оценкам могут составлять до 20 % стоимо-

сти строительства АЭС.

Отметим также некоторые эксплуатационные

особенности АЭС. Из-за ряда технических причин

АЭС не могут работать в маневренных режимах, т.е.

участвовать в покрытии переменной части графика

электрической нагрузки. Конечно, из-за высокой

стоимости строительства АЭС должны работать

с максимальной нагрузкой, но при их значительной

доле в установленной мощности отдельных объеди-

ненных энергосистем и при больших неравномер-

ностях графиков суточной и недельной нагрузок

возникает необходимость быстрых нагружений

и разгружений АЭС, которые для них крайне неже-

лательны.

Параметры энергоблоков АЭС существенно ни-

же, чем ТЭС: температура пара перед турбиной

меньше почти в 2 раза, а давление — более чем в

3 раза. Это означает, что работоспособность 1 кг

пара, протекающего через турбину АЭС, оказыва-

ется примерно вдвое меньше, чем пара, протекаю-

щего через турбину ТЭС. Вместе с тем большие

капитальные затраты требуют большой единичной

мощности энергоблоков АЭС, что приводит к огром-

ным расходам пара через турбоагрегаты АЭС

по сравнению с турбоагрегатами ТЭС и соответст-

венно к огромным расходам охлаждающей воды.

Тем не менее при всех «недостатках» генерация

электроэнергии на АЭС развивается. Отмеченные

выше преимущества АЭС и отсутствие серьезных

аварий в первые 20 лет их развития обусловили

бурное строительство АЭС в период 1970—1980 гг.

В 1979 г. на АЭС «Три Майл Айленд» (США)

произошла серьезная авария с расплавлением

активной зоны реактора. Защитная оболочка реак-

тора не допустила значительных выходов радиоак-

тивности за его пределы, но впервые заставила

энергетиков задуматься о необходимости самого

пристального внимания к безопасности АЭС. При-

нятые меры по увеличению безопасности АЭС при-

вели к заметному удорожанию их электроэнергии,

а одновременно наложившееся падение цен

на нефть на мировом рынке вызвало временный

переизбыток энергетических мощностей и сокраще-

ние заказов на строительство. Так, в период 1979—

1984 гг. было аннулировано около 70 заказов на

сооружение ядерных реакторов.

Еще более серьезный удар развитию атомной

энергетики нанесла авария на Чернобыльской АЭС

в 1986 г. с ее катастрофическими последствиями.

В ряде стран был принят мораторий на строительст-

во новых АЭС, но в таких странах, как Франция,

Япония (до последнего времени), атомная энергети-

ка продолжает развиваться. В 1999 г. вошли в строй

четыре АЭС (во Франции, Индии, Корее

и Словакии). Начато строительство семи новых

АЭС (по две в Японии, на Тайване, в Корее и одна

в КНР). В ближайшие годы в мире планируется вве-

сти в эксплуатацию 38 новых АЭС.

Судьбы российской и мировой атомной энерге-

тики в определенной степени схожи (рис. 1.2).

В 1970—1980 гг. было введено 7 млн кВт новых

мощностей на АЭС, и в последующее десятилетие

планировалось ввести в эксплуатацию в бывшем

СССР еще 28 млн кВт, однако по причинам, отме-

ченным выше, введено было в 2 раза меньше.

В период 1990—2000 гг. закончилось строительство

нескольких энергоблоков ранее построенных АЭС.

В 2001 г. после долгого перерыва (с 1993 г., когда

на Балаковской АЭС был построен четвертый энер-

гоблок мощностью 1 млн кВт) был введен первый

энергоблок Ростовской АЭС. В дальнейшем плани-

руется ежегодно в ближайшие 5 лет вводить

по одному энергоблоку мощностью 1 млн кВт.

Оценка потенциала строительства АЭС в России

вплоть до 2020 г. по данным Минатома представлена

на рис. 1.3. Она предполагает строительство АЭС

на 38 ранее заложенных площадках, а также сооруже-

ние новых АЭС в самых различных районах России.

14 ПРОЦЕССЫ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ НА АЭС [Гл. 1

§ 1,2] ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ПРОЦЕСС ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА АЭС 15_

1.2. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ПРОЦЕСС

ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ

НА АЭС

1.2.1. Ядерное горючее АЭС

Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в исполь-

зовании ядерного горючего вместо органиче-

ского топлива. Ядерное горючее получают из при-

родного урана, который добывают либо в шах-

тах (Франция, Нигер, ЮАР), либо в открытых карье-

рах (Австралия, Намибия), либо способом подзем-

ного выщелачивания (США, Канада, Россия). При-

родный уран — это смесь в основном неделящегося

238

изотопа урана U (более 99 %) и делящегося изо-

топа U (0,71 %), который собственно и представ-

ляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов

АЭС требуется обогащенный уран. Для этого при-

родный уран (рис. 1.4) направляется на обогати-

тельный завод, после переработки на котором 90 %

природного обедненного урана поступает на хране-

ние, а 10 % его обогащается до нескольких процен-

тов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов).

Обогащенный уран (точнее — диоксид урана)

направляется на завод, изготавливающий твэлы —

тепловыделяющие элементы. Из диоксида

урана производят цилиндрические таблетки диамет-

ром около 9 мм и высотой 15—30 мм. Эти таблетки

помещают в герметичные тонкостенные цирконие-

вые трубки длиной почти 4 м. Это и есть твэлы. Твэ-

лы собирают в тепловыделяющие сборки

(ТВС) по несколько сотен штук, которые удобно по-

мещать и извлекать из активной зоны реактора.

Все дальнейшие процессы «горения» — расщеп-

ления ядер с образованием осколков деления,

радиоактивных газов, распуханием таблеток и дру-

гими явлениями происходят внутри трубки твэла,

герметичность которой должна быть гарантирована.

После постепенного расщепления U и умень-

шения его концентрации до 1,26% (см. рис. 1.4),

когда мощность реактора существенно уменьша-

ется, ТВС извлекают из реактора, некоторое время

хранят на АЭС в бассейне выдержки, а затем

направляют на радиохимический завод для пере-

работки.

Таким образом, в отличие от ТЭС, где топливо

сжигается полностью (по крайней мере к этому

стремятся), на АЭС добиться 100 %-ного расщепле-

ния ядерного горючего невозможно. Здесь же под-

черкнем, что на АЭС не используется воздух для

окисления топлива, отсутствуют какие-либо выбро-

сы золы, оксидов серы, азота, углерода и других

вредных веществ, характерных для ТЭС. Мало того,

даже радиоактивный фон вблизи АЭС меньше, чем

вблизи ТЭС на органическим топливе (этот фон

создается элементами, содержащимися в золе).

Результатом деления ядер расщепляющихся эле-

ментов в ядерном реакторе является выделение

огромного количества теплоты, которая использу-

ется для получения пара, направляемого в паровую

турбину.

Подобно тому, как ТЭС имеет отходы в виде

золы и других выбросов, АЭС также имеет «от-

ходы», однако они особого вида. Это прежде всего

отработавшее ядерное топливо, а также другие

радиоактивные остатки. Эти «отходы» утилизируют:

сначала их выдерживают в специальных бассейнах

для уменьшения радиоактивности, а потом направ-

ляют на переработку на радиохимические заводы,

где из них извлекают ценные компоненты, в том

числе и «несгоревшее» в реакторе топливо.

Рис. 1.4. Превращения ядерного горючего в топливном цикле (для водо-водяного реактора ВВЭР-1000)

16 ПРОЦЕССЫ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ НА АЭС [Гл. 1

Подведем итог: АЭС — это энергетическое

предприятие, вырабатывающее электроэнергию

из энергии, выделяющейся при радиоактивном рас-

паде элементов, содержащихся в твэлах.

1.2.2. Ядерные реакторы АЭС

Принципиальная схема ядерного реактора на

так называемых тепловых (медленных) нейтронах

показана на рис. 1.5. Перед тем, как перейти к описа-

нию его работы, напомним, что расщепление ядра

делящегося элемента происходит вследствие попа-

дания в него нейтрона. При этом возникают движу-

щиеся с большой скоростью осколки деления (ядра

более мелких элементов) и два-три новых нейтрона.

Последние способны вызывать деление новых ядер,

и дальнейший процесс будет зависеть от характера

изменения баланса нейтронов. Если из образую-

щихся после каждого акта расщепления ядра двух-

трех нейтронов один-два нейтрона будут «поги-

бать» (т.е. не вызывать акта следующего деления),

то оставшийся и расщепивший следующее ядро один

нейтрон будет постоянно «поддерживать» их суще-

ствование. Если, например, в некоторый начальный

момент существовало 100 нейтронов, то при опи-

санных выше условиях этот уровень нейтронов

будет поддерживаться постоянным и реакция деле-

ния будет носить стационарный характер. Если чис-

ло нейтронов будет увеличиваться, то произойдет

тепловой взрыв, если — уменьшаться, то реакция

прекратится (или перейдет на меньший уровень те-

пловыделения). Чем выше стационарный уровень

числа существующих нейтронов, тем больше мощ-

ность реактора.

Образующиеся в результате деления нейтроны

могут быть бы стры ми (т.е. иметь большую ско-

рость) и медленны ми (тепловыми). Вероятность

захвата медленного нейтрона ядром и его после-

дующего расщепления больше, чем быстрого ней-

трона. Поэтому твэлы окружают замедлителем

(обычно это вода, графитовая кладка и другие мате-

риалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому

рассматриваемые ниже энергетические реакторы

относятся к реакторам на медленных (тепловых)

нейтронах.

Для уменьшения утечки нейтронов из реактора

его снабжают отражателем. Обычно он делается

из таких же материалов, что и замедлитель.

Регулируют мощность реактора с помощью

стержней системы управления и защиты (СУЗ), вы-

полненных из материалов, хорошо поглощающих

нейтроны. При опускании стержней (см. рис. 1.5)

поглощение нейтронов увеличивается, общее число

нейтронов уменьшается и мощность реактора также

уменьшается вплоть до полной остановки.

Реактор окружается биологической защи-

той — кладкой из тяжелого бетона, предохраняю-

щей персонал от воздействия медленных и быстрых

нейтронов и ионизирующего излучения.

Количество стационарно существующих нейтро-

нов определяет число образующихся осколков деле-

ния ядер, которые разлетаются в разные стороны

с огромной скоростью. Торможение осколков при-

водит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для сня-

тия этой теплоты в реактор (см. рис. 1.5) подается

теплоноситель, нагрев которого и является це-

лью работы ядерного реактора. В наиболее распро-

страненных типах ядерных реакторов в качестве те-

плоносителя используют обычную воду, естествен-

но, высокого качества.

Практически вся мировая атомная энергетика

базируется на использовании корпусных реакто-

ров. Как следует из самого названия, их главной

особенностью является применение для разме-

щения активной зоны толстостенного цилинд-

рического корпуса.

В свою очередь, корпусные реакторы выпол-

няют с водой под давлением (в английской

транскрипции PWR — pressed water reactor, в рус-

ской ВВЭР — водо-водяной энергетиче-

ский реактор) и кипящие (BWR — boiling

water reactor). В водо-водяном реакторе циркулиру-

ет только вода под высоким давлением. В кипящем

реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости

образуется насыщенный водяной пар, который

Рис. 1.5. Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах:

1 — регулирующий стержень; 2 — биологическая защита; 3 —

отражатель; 4 — замедлитель; 5 — твэл

§ 1.2] ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ПРОЦЕСС ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА АЭС 17

Рис. 1.6. Ядерный реактор ВВЭР-1000:

а — продольный разрез; 6 — общий вид; 1 — привод стержней СУЗ; 2 — шпилька с колпачковой

гайкой; 3 — крышка корпуса реактора; 4 — корпус реактора; 5 — подвесная шахта; 6 — кольцевое

уплотнение; 7 — пояс активной зоны; 8 — ТВС; 9 — ТВС с регулирующим элементом

Рис. 1.7. Корпус ядерного реактора ВВЭР-1000