1.1 Основные физические понятия и классификация аэс

Атомная электростанция – это сложное инженерное сооружение, содержащее реактор, энергопреобразующие агрегаты и вспомогательное оборудование, объединенные в единую систему с целью производства электроэнергии. На АЭС тепловая энергия, генерируемая в реакторе, преобразуется в механическую при расширении пара в турбине, которая, в свою очередь, вращает электрический генератор, вырабатывающий электроэнергию. В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой совершающей работу с преобразованием тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте рабочего тела настолько высоки, что могут быть удовлетворены только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек конденсата. Теплоноситель предназначен для отвода теплоты, выделяющейся в активной зоне реактора, и представляет собой жидкое или газообразное вещество. Для АЭС, по той же причине, контур теплоносителя является замкнутым. Однако еще одной важной причиной, определяющей замкнутую циркуляцию теплоносителя, является то, что, проходя через реактор, он активируется и его протечки могут создать серьезную радиационную опасность. В процессе работы АЭС теплоноситель и рабочее тело непрерывно взаимодействуют, обмениваясь энергиями, и передавая полученное тепло на турбогенератор.

Для того чтобы понять, как работает АЭС, необходимо знать некоторые свойства воды и водяного пара, которые являются рабочим телом турбин и теплоносителем реактора. Вода – это практически несжимаемая жидкость: при изменении давления, ее объем изменяется очень мало (табл. 2.1). Например, если в закрытом сосуде поддерживать температуру воды 80 ⁰С и увеличить давление в нем от 1 кгс/см² до 180 кгс/см², то удельный объем уменьшится всего лишь в 1,008 раза (т.е. останется практически тем же). Однако, если увеличить температуру воды при постоянном давлении, то ее объем увеличится и наоборот. Эта особенность отражена в табл. 2.1 и обязательно должна быть учтена при работе двухконтурной АЭС. Например, если в сосуде при постоянном давлении 100 кгс/см² находится вода, то при изменении ее температуры от 100 ⁰С до 260 ⁰С, объем увеличится примерно в 1,2 раза.

Таблица 2.1 – Зависимость удельного объема воды от температуры и давления

Если воду нагреть в открытом сосуде, то при определенной температуре начинается ее кипение и образование пара. Температура кипящей воды и образующегося пара одинаковы и неизменны в процессе выкипания жидкости. Если описанный опыт поставить при атмосферном давлении (Р_н=1 кгс/см² или 100 кПа), то кипение и испарение будут происходить при t_н=100 ⁰С. Эту температуру называют температурой кипения или температурой насыщения. Последнее название связано с тем, что при спокойном кипении над поверхностью воды образуется сухой насыщенный пар – пар, в котором отсутствуют капли воды. Если температуру сухого насыщенного пара снизить (это можно сделать только путем одновременного снижения давления), то часть пара сконденсируется и в нем появятся капли воды. Такой пар называется влажным. Если, наоборот, сухой насыщенный пар нагреть, то он окажется перегретым по отношению к состоянию насыщения. Если снизить давление в сосуде, то кипение и испарение будут происходить при меньшей температуре. Наоборот, если повысить давление в сосуде, то она закипит и начнет испаряться при более высокой температуре. В парогенераторах двухконтурных АЭС нагрев и испарение воды происходит при давлении ≈6 МПа (60 кгс/см²), и поэтому температура образующегося насыщенного пара составляет 275,6 ⁰С. В конденсаторах турбины, в которых поддерживается давление вакуума 4 кПа (0,04 кгс/см²), температура влажного пара после ЦНД составляет всего 30-35 ⁰С. Важно понять, что температура кипения воды однозначно определяется давлением над ее поверхностью (рис. 1.6). Эта зависимость также отражена в табл. 2.2.

Принцип работы любой АЭС можно объяснить, опираясь на ее тепловую схему. Тепловая схема АЭС представляет собой графическое изображение процесса преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую энергии. Кроме этого, на тепловой схеме показывают тепловые потоки, связывающие основное и вспомогательное оборудование станции. Различают принципиальную и полную тепловые схемы. Принципиальная тепловая схема АЭС включает только ее основное оборудование – реактор, парогенератор, ГЦН, турбину и связанную с ней конденсационно-питательную установку. В такой схеме однотипное оборудование, независимо от его числа, изображается только один раз (один ГЦН, один парогенератор и т.д., независимо от количества петель). Трубопроводы изображаются только одной линией (без арматуры) независимо от числа параллельных потоков. Полная тепловая схема АЭС составляется на основе принципиальной схемы и включает все основное и вспомогательное оборудование со всеми связями между ними, включая параллельные. На трубопроводах показывается вся арматура; система трубопроводов включает параллельные связи между отдельными агрегатами, вспомогательные трубопроводы и тд.

Рис. 1.6 Связь между температурой и давлением кипения с указанием областей работы: 1 – конденсаторы паровых турбин, 2 – сетевые подогреватели, 3 - парогенераторы АЭС, 4 – барабаны современных котлов (1 МПа≈10 кгс/см²)

Таблица 2.2 – Зависимость температуры насыщения (кипения) от давления

В зависимости от характеристик основного оборудования (главным образом – типа ядерного реактора) тепловая схема АЭС может быть одно-, двух- и трехконтурной. Одноконтурная схема АЭС имеет применение при ядерных реакторах кипящего типа (BWR, РБМК), когда в схеме отсутствует парогенератор, а пар генерируется частично или полностью в ядерном реакторе. В одноконтурной АЭС (рис. 1.7) ядерное топливо нагревает омывающую его воду до точки кипения. Далее вода поступает в сепаратор, где происходит разделение кипящей воды на пар и воду. Вода возвращается насосом обратно в реактор для последующего производства пара, а отделенный пар направляется в турбину. В ней пар вращает вал турбины, соединенный с валом генератора, который вырабатывает электроэнергию. Выходя из турбины, отработавший пар поступает в конденсатор и конденсируется на его трубках, через которые протекает охлаждающая вода. Конденсат из конденсатора с помощью насоса подается обратно в сепаратор, пополняя убыль воды в нем из-за оттока пара в турбину. Таким образом, контур рабочего тела одновременно является и контуром теплоносителя, а иногда и замедлителя, и оказывается замкнутым. Реактор может работать как с естественной (без насоса), так и с принудительной (с насосом) циркуляцией теплоносителя по внутреннему контуру. В режиме нормальной эксплуатации используется принудительная циркуляция с включенным ГЦН.

Рис. 1.7 Тепловая схема одноконтурной АЭС с реактором РБМК

Двухконтурная схема применяется, когда на АЭС устанавливаются водо-водяные (PWR, ВВЭР) или газоохлаждаемые ядерные реакторы. В данном случае тепловая схема имеет два самостоятельных замкнутых контура циркуляции: первый контур, в котором циркулирует теплоноситель, включает реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор давления, и второй контур, в котором циркулирует рабочее тело (пар, вода), включает паровую турбину, парогенератор, конденсатно-питательную установку. Теплоноситель и рабочее тело не смешиваются и взаимодействуют в парогенераторе через разделяющую их стенку трубчатой поверхности. В двухконтурной АЭС с реактором ВВЭР (рис. 1.8) ядерное топливо нагревает омывающую воду до температуры ниже точки кипения. Это достигается за счет более высокого давления воды, чем в реакторах РБМК. Далее вода с помощью насоса поступает в парогенератор и нагревает, находящуюся в нем воду 2-го контура до температуры кипения. Кипящая вода производит пар, и тот поступает в турбогенератор. Пар вращает вал турбогенератора, и генератор вырабатывает электроэнергию. Отработавший пар с выхода турбины поступает в конденсатор и конденсируется на его трубках, через которые протекает охлаждающая вода. Насос подает конденсат обратно в парогенератор, пополняя убыль воды в нем из-за оттока пара в турбину. Как и в случае с одноконтурными АЭС, здесь возможна принудительная циркуляция, которая используется в режимах нормальной эксплуатации, и естественная циркуляция, которая может применяться в аварийных режимах с целью расхолаживания реакторной установки при неработающих ГЦН.

Рис. 1.8 Тепловая схема двухконтурной АЭС с реактором ВВЭР

В процессе эксплуатации возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогенератора. Если давление в 1-ом контуре выше, чем во 2-ом, то возникает перетечка теплоносителя, вызывающая радиоактивность 2-го контура и нарушающая нормальную эксплуатацию АЭС. Такое положение может возникнуть при использовании в качестве теплоносителя «воды под давлением» (реактор ВВЭР). Существуют теплоносители, попадание в которые пара или воды вызывает бурное химическое взаимодействие. Это может создать опасность выброса радиационно-активных веществ из 1-го контура в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является жидкий натрий. В этом случае применяется трехконтурная схема АЭС (реактор на быстрых нейтронах), в которой для избежания возможного контакта сильно радиоактивного натрия с водой (паром) в парогенераторе между последним и реактором находится промежуточный контур (рис. 1.9). В реакторе на быстрых нейтронах БН (рис. 1.9) ядерное топливо нагревает омывающий его натрий 1-го контура до температуры ниже точки кипения. Натрий применяется вместо воды по двум основным причинам: необходимо предотвратить замедление быстрых нейтронов (вода эффективно делает это) и отвести большое количество тепла с малого объема, которым обладает быстрый реактор, что практически невозможно при использовании воды. Натрий 1-го контура нагревает натрий 2-го контура, который проходит по теплообменнику, погруженному в реактор. Нагретый натрий 2-го контура поступает в парогенератор, нагревает проходящую по нему воду, полностью превращая ее в пар, и возвращается в теплообменник реактора для нового нагрева. Пар направляется в турбогенератор и вращает его вал. Генератор вырабатывает электроэнергию. Пар с выхода турбины поступает в конденсатор и конденсируется на его трубках, через которые протекает охлаждающая вода. Насос подает конденсат (воду) обратно в парогенератор.

Рис. 1.9 Тепловая схема трехконтурной АЭС с реактором на быстрых нейтронах

Классификацию АЭС можно производить не только по количеству контуров, но и по другим признакам. Рассмотрим некоторые из них:

1) по виду теплоносителя – с водяным (вода), жидкометаллическим (жидкий натрий) и газообразным теплоносителем (гелиевый или углекислотный);

2) по конструктивным особенностям реактора – с реакторами корпусного (ВВЭР) или канального (РБМК) типа, кипящими с естественной или принудительной циркуляцией. Принудительная циркуляция теплоносителя возникает при включенном насосе, а естественная – при выключенном насосе и достигается особой компоновкой оборудования АЭС. В реакторах ВВЭР кипение теплоносителя не происходит за счет высокого давления, поддерживаемого в 1-ом контуре, а в реакторах РБМК давление ниже и потому вода закипает, превращаясь в пар, в самом реакторе. В обоих реакторах, в режимах нормальной эксплуатации используется принудительная циркуляция с включенными ГЦН. В реакторах ВВЭР давление теплоносителя держится общим прочным корпусом. В реакторах канального типа давление держится каждым каналом, в котором находится топливная сборка (рис. 1.10);

3) по типу реактора – на тепловых (ВВЭР, РБМК) или быстрых (БН) нейтронах. Быстрые нейтроны обладают большей энергией (Е>2000 эВ), чем тепловые (Е<0,5 эВ). Деление изотопа урана U²³⁵ возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления для тепловых нейтронов гораздо выше. Для снижения энергии образовавшихся нейтронов используют замедлитель – борированную воду или графит;

4) по типу замедлителя – с графитовым (РБМК), легководным Н₂0 (PWR, ВВЭР) или тяжеловодным D₂0 (CANDU);

5) по типу и параметрам паровых турбин – с турбинами на насыщенном (ВВЭР, РБМК) или перегретом паре (реактор типа БН).

Рис. 1.10 Реакторы корпусного (слева) и канального (справа) типов

Наиболее полная характеристика АЭС объединяет все эти классификации. Например, РоАЭС является двухконтурной атомной станцией с реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с теплоносителем «вода под давлением» и турбиной на насыщенном паре. Далее, на примере 2-го блока РоАЭС, мы более детально рассмотрим структуру двухконтурной атомной станции, в которой установлена серийная реакторная установка В-320 с реактором ВВЭР-1000. Отметим различия между понятиями «реакторная установка» и «реактор». Реактор – это отдельное устройство, в котором протекает управляемая ядерная реакция, а реакторная установка – это комплекс оборудования и систем, в который входит сам реактор и который определяет не только состав оборудования, но и его взаимное расположение (компоновку), взаимодействие и т.д. В состав серийного проекта В-320 входят два контура: 1-ый контур содержит реактор ВВЭР-1000, паровой компенсатор давления, четыре парогенератора ПГВ-1000М и четыре главных циркуляционных насоса ГЦН-195М, которые объединяются в единую сеть с помощью главного циркуляционного трубопровода диаметром 850 мм. В состав 2-го контура входят турбоустановка К-1000-60/1500-2, электрогенератор ТВВ-1000-4У3, конденсатно-питательная установка и связанный с ней конденсатно-питательный тракт.