§ 126. Циклы атомных энергетических установок

Конструктивные особенности атомных энергетических установок, ^; их тепловые схемьГ'и термодинамические циклы определяются типом ^ атомного реактора, применяемым топливом и теплоносителем, *а так- > же системой изоляции помещения с повышенным уровнем радиации. _; В качестве атомного топлива обычно использукЗтся уран и плутоний, I теплоносителем могут служить вода, газы (гелий, азот, углекислый

газ), металлы (калий и натрий) и органические жидкости (углеводоро­ды дифенил, дифенильиый эфир, трифеиил, изотропил дифенил).

Тепловые схемы атомных электрических станций (АЭС) могут быть одно-, двух- й трехконтурными. При одноконтурной схеме рабочее тело из реактора направляется непосредственно в турбину. В этом случае рабочее тело обладает радиоактивностью, что опасно для обслуживаю­щего персонала. Двух- и трехконтурныесхемы свободны от этого не­достатка.-В ре§кторе 1 двухконтурной установки (рис. 136) за счет энергии ядерң^го топлива происходит нагревание теплоносителя. При непосредствен ном контакте с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами) теплоноситель становится радиоактивным, ноэтому на­правляется не в турбину, а в паро­генератор-теплообменник 2. В па­рогенераторе он отдает свою теп­лоту рабочему телу второго кон­тура и насосом 7 вновь возвра­щается в реактор. Рабочее тело вто­рого контура (как-правило, вода и водяной пар) совершает работу в турбине 3, затем проходит кон денсатор 4 и насосом 5 вдзвра щается в парогенератор. Для обес печения безопасности второй кон" тур АЭС отделен от первого кон­тура "специальной биологической защитой 6.

Трехконтурная тепловая схема осуществляется в тех-случаях, ког­да в качестве теплоносителя применяются металлы.-При этом полно­стью исключается возможность проникновения водяных паров и воз­духа в циркуляционный контур с повыщенной радиацией.

Тепловая мощность реактора Может изменяться в широких преде­лах. Этот диапазон значительно больше, чем в обычных котельных уста­новках. Однако производительность АЭС определяется не только теп­ловой мощностью реактора, но и рядом других факторов, в частно­сти интенсивностью отвода теплоты. Определенные ограничения на параметры атомных реакторов (а следовательно, на их экокомичность и производительность) накладывают и физические свойства ядерного топлива, например термическая стойкость.

В энергетических реакторах в качестве топлива чаще всего приме­няется оксид урана U0₂ (II), имеющий высокую температуру плавле­ния (3073 К). Он химически не реагирует с водой и углекислым газом, имеет хорошую термическую и радиационную стойкость. С примене­нием оксида урана (II) стало возіаожным поддерживать температуру теплоносителя в пределах 1070—1270 К. При этих условиях КПД термодинамического цикла АЭС достигает 55% (а всей станции « 45%). Основным недостатком оксида урана (II) является низкая теплопро­водность и, как следствие, резкий перепад температур от центра ТВЭЛов к поверхности.

В ' Атомные установки с использованием воды в качестве теплоноси- В теля бывают двух типов. В установках первого типа (кипящего) пар В получается непосредственно в самом реакторе. В установках второго В' типа (не"кипящего) реактор_нагревает воду до температуры насыщения. В В реакторах некипящего типа давление рабочего тела допускает- к ся до 10—20 МПа, что соответствует температуре насыщения 55)— К 620 К. Такие параметры первого контура дают возможность в пароге- | нераторе и на входе в турбину получить насыщенный или немного пе- Ц регретый пар с давлением 3—6 МПа и температурой 530—550 К.

В Для примера на рис. 137 представлена тепловая схема атомной энер- В гетической установки с водо-водяным теплоносителем и е ядерным В топливом в виде оксида урана U0₂ (II). Температура поверхности В. ТВЭЛов не превышает 620 К- Давление в первом контуре 10 МПа, В температура воды на входе' в реактор 520 К, на выходе 550 К, темпе- В ратура питательной воды второго контура 405 К- Давление второй В ступени 2,9 МПа и температура насыщения 505 К. Следовательно,- в В парогенераторе 2 вода сначала подогревается до точки кипения (про- В цесс а-Ь рис. 138, а), а затем в процессе Ь-с превращается в еухой -на- В сыщенный пар. В процессе c-d пар вначале расширяется в турбине В высокого давления 3 (до 0,2 МПа). Затем, после отсепарирования вла- В ти в сепараторе 4, процесс расширения продолжается в турбине низ- В кого давления 5. Более глубокое расширение:в трубине высокого дав- Нғ лен и я невозможно в связи с чрезмерным увеличением степени влаж-

ности в последних ступенях турбины. Масса пара, поступающего в цилиндр высокого давления, больше массы пара, подаваемого в ци- линдр низкого давления в связи с отбором влаги после турбины высо­кого давления и пара, отобранного из цилиндра высокого"давления на подогрев воды в регенеративных подогревателях и деаэраторе. Изо­

бара d-c' (рис. 138, б) условно изображает процесс изменения состоя­ния пара при отборе из него влаги. Энтальпия в точке с относится к . 1 кг насыщенного пара при давлении 0,2 МПа. Влагу из пара можно удалить и за счет промежуточного подогрева пара (подсушкой) не только до уровня сухого насыщенного пара, но. и с небольшим перегре­вом (dPe-f на рис. 439, а, б). Однако циклы с сепарацией влаги облада­ют определенными преимуществами перед циклом с подогревом (под­

сушкой), так как при подсушке часть пара расходуется на подогрев- влажного пара с более низкими параметрами. При выбранных парамет-: pax рабочего тела первого контура значительно поднять КПД цикла, из-за его низких начальных параметров не удается даже с применений ем регенеративного подогрева питательной воды. Этот недостаток мож- ' но устранить, если в самом реакторе получить пар более высоких па-; раметров. Это позволяет увеличить рабочие параметры второго кон--, тура. Такой способ повышения КПД был использован в одной из дей-1 ствующих атомных электрических станций. Перегрев пара осуществи

ідяется в самом реакторе. При максимальном давлении пара в первом контуре 14,7 МПа в турбину второго контура поступает пар с давлени­ем 9 МПа и температурой 770 К. За счет такого перегрева КПД всей -станции в целом достигает 37%. При определенных упрощениях рас­смотренный цикл атомной энергетической установки -можно свести к обычному циклу Ренкина с небольшим перегревом пара (рис. 140). Пл. аЬ67 численно равна удельной теплоте, отдаваемой теплоносите­лем первого контура в парогенераторе. Эта же теплота воспринимает­ся рабочим телом второго контура по изобаре 4-1 (пл. 5417). Процесс :: 1-2 в этом цикле представляет собой работу пара в турбине, процесв 2-3 — конденсацию отработавшего пара в конденсаторе, а процесс 3-4 — сжатие пита- тельной воды.

Удельную теплоту q_u расходуемую на ' цикл 1-2-3-4, можно определить в виде раз­ности: q₁ — г_х — г₄. Удельная работа' цик- I ла определяется разностью работы пара в ^турбине j'j — /₂ и удельной работы /₄— г₃, ^израсходованной на сжатие питательной . воды. Поэтому /_ц = (ij — i₂) — (t₄ — i₃).

Полученные соотношения- дают возмож- : ность определить термический КПД цикла:

4t = Ің/qi = [ (к — І--а) — (U — із)1/'

K'h — и)-

Как уже отмечалось, в энергетических установках атомных электростанций в ка- • честве теплоносителей используют органи- ческие.и жидкометаллические вещества. Органические теплоносители при нагревании, в реакторе приобретают незначительную радиоактив- [ ность, что дает возможность использовать для энергетических устано- J вок одноконтурную тепловую схему. В этом случае исключается про- ' межуточный парогенератор и повышается КПД всей станции. Однако [ большая температура конденсации (например; у дифенилоксида при ; давлении 0,015 МПа температура конденсации «470 К) не создает ус- [ ловий для полного использования указанного преимущества органиче- і ского теплоносителя. Поэтому такие теплоносители используются в f одноконтурной схеме только с турбинами высокого давления, а отра- ' ботавший в турбине пар используется для целей теплофикации. При . органическом теплоносителе в двухконтурной схеме парогенератор І второго контура дает перегретый пар с перегревом в 320—370 К.

Жидкометаллические теплоносители (в основном калий и натрий) дают возможность за счет своих теплофизических свойств резко уве­личить начальную температуру рабочего тела, поступающего в тур-'

Ібину. При этом значительно возрастает КПД цикла и установки а Целом. Однако такие теплоносители обладают высокой радиоактив­ностью, воспринятой в реакторе, и могут привести к взрыву при кон­такте с водой и кислородом. Эти обстоятельства приводят к необхо­димости использовать трёхконтурную тепловую схему (рис. 141, а).

В первом контуре циркулирует металлический теплоноситель (обыч­но натрий), во-втором—либо натрий, либо натриево-калиевый сплав. В третьем контуре теплоносителем и рабочим телом является вода. Второй и третий контуры нерадиоактивны и не требуют биологической защиты. На рис. 141, б представлен цикл с натриевым теплоносителем и промежуточным перегревом пара. Пар в третьем контуре после пер­вичного перегрева в парогенераторе 4 (рис. 141, а) (c-d) имеет давле- • ние 10 МПа и температуру 750 К. Вначале он используется в турбине высокого давления 6_а и расширяется до 22 МПа (d-e), а затем поступа­ет во второй пароперегреватель 5 и вновь перегревается до тех же 750 К (e-f). Дальнейшее его использование производится в цилиндре

среднего и лизкого давлений 6_Ь и 6_В. Высокий термический КПД АЭС мбжно получить, если осуществить с указанными теплоносителями j бинарный цикл. j

Термически, и радиационно более стойки газовые теплоносители,_: \ которые при прохождении через реактор приобретают незначительную' j радиоактивность. При применении таких теплоносителей могут ис- I пользов'аться одноконтурные'тепловые схемы станций, что повышает ; их "КПД. Однако в настоящее время используются двухконтурные j схемы, причем теплоносителем второго контура являются вода и во- | -дяной пар. Тепловая схема в этом случае отличается от двухконтур- , ной тепловой схемы с водяным теплоносителем. Разница заключает- ; ся в том, что в.установках с газовым теплоносителем приходится за- > трачивать значительно больше энергии на прокачку газа через реактор. В водо-водяных она составляет 1—3% от мощности турбин, а в реак- • тбрах с газовым теплоносителем— 10—15%. Это связано е тем, что газ по сравнению с водой имеет меньшую теплоемкость. Чтобы сни- ; зить "расход газов через реактор и таким образом уменьшить расход энергии на его циркуляцию, создают большую разность температур ^s теплоносителя на віходе в реактор и выходе из него: для углекислоты І это 430—520 К, а для гелия 570—770 К.'Температур а теплоносителя ;

І;

■па выходе из реактора в зависимости от его особенностей.и температур ры поверхности ТВЗЛов может быть равна 620—870 К. | .Наиболее перспективным.направлением в развитии атомных энер» '.гетических установок с газовым.теплоносителем остается создание оу^* ноконтурнон схемы с газовой турбиной. Это позволяет создать вес*- ' ма компактную установку. На рис. 142, а представлена тепловая схе­ма, а на рис. 142, б— цикл гелиевой-газотурбинной установки с ядер­ным реактором. В процессе а-Ь осуществляется подогрев гел^я, "при- * чем а-а в регенеративном подогревателе 7 и а'-b — в реакторе б. Сжа- ■ тие гелия до давления 10 МПа производится компрессорами 3, 4, іб. ■■ Так как температура поверхности ТВЭЛов составляет примерно 970 К>

■ то подогрев в реакторе осуществляют до 870—920 К. Процесс Ъ-с изо- бражает расширение газа в турбинах высокого 5 и низкого 9 давлений. ; Расширение газа заканчивается при температуре, превышающей тем- ' пературу гелия на входе в реактор, на 10—15 К, так как отработав- : ший газ является греющим теплоносителем в регенеративном подогре­вателе 7. Процесс a-d представляет собой изобарное охлаждение отра- ; ботавшего газа в регенераторе 7, d-e — в охладителе-предохранителе ^ 8 перед поступлением его в компрессор низкого давления. Процессы • е-1\ 7-2; 2-3; 3-4 и 4-а изображают соответственно адиабатное сжатие и изобарное охлаждение в компрессорах 3 и 4 и охладителях 12 и 1. I КПД цикла при указанных параметрах достигает 42% при регенера- - I тивном подогреве и всего 31% без регенеративного подогрева.