Ядерная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

Основные атомные энергоустановки

Атомные электростанции

Главные составные элементы энергоблока АЭС – ядерная паро-про­изводящая установка (ЯППУ), паротурбинная установка (ПТУ) и электрический генератор. В состав блока входит также ряд систем, не участвующих в работе при нормальных режимах эксплуатации, но обеспечивающих его безопасность при аварийных режимах.

Структура ядерной паропроизводящей установки зависит от типа реактора и принятой тепловой схемы блока. Рассмотрим принципиальную ЯППУ на примере блока с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) с двухконтурной тепловой схемой. Она включает в себя (рис.7.6) реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы (ГЦН), а также компенсаторы давления, предназначенные для компенсации изменений объема теплоносителя и поддержания заданного давления в первом контуре при изменениях режима работы энергоблока. ВВЭР выполняются с горизонтальными, вертикальными и прямоточными парогенераторами. Теплоноситель – вода под высоким давлением, проходя через активную зону реактора, воспринимает теплоту от оболочек ТВЭЛов. Из реактора он направляется в парогенераторы, отдавая через поверхности теплообмена полученную в реакторе теплоту нагреваемому теплоносителю – воде более низкого давления, проходящей в межтрубном пространстве парогенераторов. Отдав теплоту в парогенераторах теплоносителю второго контура, греющий теплоноситель главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Совокупность реактора, тракта парогенераторов для прохода греющего теплоносителя и главных циркуляционных насосов образует первый контур энергоблока. На один реактор в ЯППУ обычно приходится несколько парогенераторов. Соответственно этому первый контур включает в себя несколько петель. Для обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ этого типа нельзя допустить вскипания теплоносителя в первом контуре ни при каких режимах. За счет теплоты, полученной от теплоносителя первого контура, в межтрубном пространстве парогенератора происходит частичное испарение воды. В барабане, куда подается образовавшаяся пароводяная смесь, из нее выделяется насыщенный пар, направляемый по главным паропроводам в турбину. Питательная вода, полученная при конденсации пара после турбины, дополненная сливами сепарата и конденсата греющего пара из подогревателей, а также добавками химически очищенной воды питательными насосами возвращается в барабаны парогенераторов. Тракт, по которому проходит этот теплоноситель низкого давления, включающий в себя межтрубное пространство парогенераторов, главные паропроводы, проточную часть турбины, конденсатор, систему регенеративного подогрева питательной воды, а также проточные части конденсатных и питательных насосов, образует второй контур энергоблока.

Рисунок 7.6 – Принципиальная схема ЯППУ с реактором ВВЭР:

1 – реактор; 2 – паровая турбина; 3 – электрический генератор; 4 – конденсатор;
5 – питательный насос; 6 – ГЦН; 7 – компенсатор давления; 8 – парогенератор;
9 – промежуточный теплообменник

В энергоблоках АЭС на один реактор подключают от одной до трех турбоустановок. Энергоблоки с реакторами ВВЭР-1000 выполняются по моноблочному принципу: на один реактор – одна турбоустановка. Аналогичный принцип заложен в проекте энергоблока БН-800. Энергоблоки ВВЭР-440, РБМК.1000, РБМК-1500 и БН-1600 (проект) основаны на дубль-блочном принципе: на один реактор – две турбоустановки. В блоке БН-600 с одним реактором работают три турбоустановки.

Оценивая моноблочное и дубль-блочное исполнение турбоустановок, следует иметь в виду, что блоки с двумя турбинами требуют больших капитальных затрат, чем блоки с одной турбиной. Вместе с тем надежность дубль-блочных схем оказывается большей, чем моноблочных: аварийное отключение турбины в моноблоке приводит к полному отказу блока, в дубль-блоке же при аварийном отключении одной турбины блок может продолжать работу с мощностью, равной 50% номинальной. Это обстоятельство имеет существенное значение, тем более, что, как показывает практика, число отказов турбоустановок в процессе эксплуатации АЭС превышает число отказов ЯППУ. Поэтому при проектировании АЭС вопрос выбора числа турбоустановок, приходящихся на один реактор, представляет собой технико-экономическую задачу, в которой сопоставляются два фактора, действующие в противоположные стороны: сокращение капитальных затрат при переходе к моноблочным схемам и увеличение при этом эксплуатационных затрат, связанных со снижением надежности блока. Общая тенденция мировой ядерной энергетики — преимущественное применение моноблочных схем.

Паротурбинная установка включает в себя турбину, конденсаторы, систему регенеративного подогрева питательной воды, состоящую из подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора, подогревателей высокого давления (ПВД), сепаратор – промежуточный перегреватель (СПП) или промежуточный пароперегреватель (для турбоустановок перегретого пара), конденсатные, бустерные и питательные насосы. В тепловую схему ПТУ нередко включают приводные турбины питательных насосов (для блоков ВВЭР-1000) со своими конденсаторами.

Технологический режим эксплуатации блока включает в себя совокупность технологических режимов работы всех его составных элементов. В них происходят разнообразные по своей природе физические процессы: нейтронно-физические – в активной зоне реактора, тепловые – в реакторе, парогенераторах, системе регенеративного подогрева питательной воды, тепломеханические и газодинамические – в турбине, электромеханические и электромагнитные – в электрическом генераторе и системе возбуждения. Эти процессы сопровождаются многократными превращениями энергии.

Указанные процессы оказывают существенное взаимное влияние друг на друга. Отклонение режима любого из элементов влияет на другие элементы, распространяясь как на последующие, так и на предшествующие по технологическому процессу элементы. Подобное влияние характерно и для блоков тепловых электростанций, однако для блоков АЭС – в значительно большей степени.

В связи с этим энергетический блок АЭС следует рассматривать как единое целое. Он представляет собой сложный многоагрегатный объект эксплуатации со многими технологическими параметрами, определяющими его качество. Потребитель электрической энергии регламентирует лишь мощность, частоту и напряжение, характеризующие количество и качество отдаваемой во внешнюю сеть электрической энергии. Эти параметры будем в дальнейшем называть внешними технологическими параметрами.

Внешние параметры должны поддерживаться автоматически или вручную с точностью, предписанной потребителем. Напряжение на шинах генератора поддерживается автоматически регулятором возбуждения. Электромагнитные и электромеханические процессы при регулировании возбуждения протекают намного быстрее тепломеханических процессов в других элементах блока. К тому же непосредственное влияние этих процессов друг на друга носит односторонний характер: тепломеханические процессы, изменяющие мощность турбины, вызывают отклонения напряжения; обратного влияния не наблюдается. Отклонения частоты электрического тока, воспринимаемые соответствующими регуляторами при первичном и вторичном регулировании частоты вызывают изменения мощности турбины.

В связи с отмеченным в большинстве практических ситуаций, связанных с нормальными режимами эксплуатации, можно с достаточным для практических целей приближением ограничиться рассмотрением мощности турбины в качестве единственного для блока внешнего технологического параметра, не учитывая процессов в электрической части блока. Поэтому в дальнейшем под термином "энергоблок", если не сделано особых оговорок, будем понимать совокупность ЯППУ и ПТУ.

Внутренние технологические параметры энергоблока жестко не регламентируются потребителем. К их числу относятся, давление пара перед стопорными клапанами турбины, средняя температура теплоносителя в первом контуре (для двух- и трехконтурных тепловых схем энергоблоков), угловые скорости питательных насосов, температура графитовой кладки (для канальных реакторов) и др.

Различные технологические параметры по-разному влияют на выполнение основной технологической задачи блока. Один и тот же конечный результат, интересующий потребителя, может быть получен при различных сочетаниях внутренних технологических параметров. Вследствие этого возможно применение различных программ эксплуатации энергоблоков – программ регулирования закономерностей изменения стационарных зна­чений внутренних технологических параметров от мощности турбины (внешнего параметра).

На главную