3. 2 парогенераторы (паровые котлы)



жүктеу 0.61 Mb.
бет2/3
Дата17.06.2016
өлшемі0.61 Mb.
1   2   3

1 – турбина, 2 – камера сгорания, 3 – компрессор, 4 – вал, 5 – канал выхлопного газа


  • для нагрева воды в бойлерах (например, на
    газотурбинных теплоэлектроцентралях),

  • для создания реактивной тяги (например, в
    турбореактивных двигателях самолетов).
    Для повышения кпд в газовых турбинах часто

пользуются многоступенчатым сжиганием топ­лива и многоступенчатым сжатием воздуха. На рис. 2.4.3 представлена принципиальная схема современного стационарного газотурбинного агрегата с двумя камерами сгорания и с двух­ступенчатым сжатием воздуха. В первую каме­ру сгорания подается воздух с таким избытком, что обеспечивает сгорание топлива и во второй, промежуточной камере сгорания.
На электростанциях и в резервных агрегатах электроснабжения до 2007 года применялись газовые турбины мощностью от 0,5 до 300 МW. В конце 2007 года на электростанции Иршинг в Германии была установлена самая мощная в мире газовая турбина мощностью 340 МW, изготовленная фирмой Сименс (Siemens АG) и предусмотренная для работы в составе комбинированного газотурбинно-паротурбинного энергоблока мощностью 530 МW].



1 - турбина, 2 – первая камера сгорания, 3 – промежуточная камера сгорания, 4 – компрессор, 5 – промежуточный охладитель воздуха; 6 – предврительный нагреватель воздуха, 7 – электрогенератор, 8 – пусковой двигатель, 9 – муфта.
Газовые турбины обладают, по сравнению с паровыми турбинами, следующими преиму­ществами:

  • отпадает надобность в паровом котле,

  • нет необходимости в потреблении большого
    количества воды,

  • пуск осуществляется очень быстро (в зависи­
    мости от мощности, от нескольких секунд до
    нескольких минут),

  • малые размеры; например, потребность в про­
    странстве у газовой турбины, по сравнению с
    комплексом, состоящим из парового котла и
    паровой турбины, приблизительно в 200 раз
    меньше;

  • меньшее вредное воздействие продуктов сго­
    рания топлива на окружающую среду.
    Недостатками газовой турбины по сравнению

с паровой турбиной следует считать

  • необходимость применять более дорогие
    жаропрочные конструктивные материалы
    (специальные стали и сплавы),

  • большую стоимость,

  • более быстрый износ лопаток и других актив­
    ных частей,

  • необходимость в более частом регулярном
    уходе,

■ меньший срок службы (обычно не более

нескольких десятков тысяч часов).

Потери энергии в газовой турбине обычно не превышают 15%. Кпд единого агрегата, состоя­щего из турбины и компрессора, учитывая пот­ребляемую механическую мощность компрессо­ра, составляет по получаемой на валу полезной мощности обычно 25...40% и, следовательно, несколько ниже, чем у комплекса, состоящего из паровых котла и турбины. Однако в случае использования тепла отходящих газов (напри­мер, на газотурбинных теплоэлектроцентралях) можно достичь кпд до 60 %.

Газотурбинные электростанции находят при­менение в маловодных регионах (например, в странах Аравийского полуострова), а также в качестве быстро запускающихся пиковых или резервных источников энергии. Кроме элект­рических генераторов, газовые турбины могут приводить в движение и другие машины. Весьма часто они используются, например, для привода компрессоров нефтерафинирующих заводов и на компрессорных станциях газопроводов.

Газотурбинные двигатели мощностью до нескольких десятков мегаватт эффективно при­меняются в главных приводах самолетов, судов и тепловозов. В качестве топлива в таких случа­ях обычно используется керосин. В некоторых типах самолетных газотурбинных двигателей

тяговая сила частично создается пристроенной к турбине крыльчаткой, а частично реактивным действием газовоздушной смеси, выходящего через сопло. В автомобилях газовые турбины не имеют существенных преимуществ перед пор­шневыми двигателями и применяются поэтому очень редко.

При необходимости (например, для пере­носных генераторных агрегатов или различных малых механизмов) могут изготовляться также газовые турбины малой мощности - от несколь­ких ватт до нескольких киловатт.

Топливом для газовых турбин служат прежде всего горючие газы (например, природный газ) и горючие жидкости (например, как уже отмеча­лось, керосин). Однако имеются и газовые турби­ны, сжигающие твердое топливо, но в них сжига­емое топливо обычно используется для нагрева какого-либо инертного газа (чаще всего гелия или азота) или воздуха, который направляется в турбину и циркулирует в замкнутом контуре.
Самолетные газотурбинные двигатели, ресурс работы которых в воздухе исчерпан, могут использоваться до своего полного износа на земле, в том числе и на электростанциях. Например, в распределительной сети острова Сааремаа , на электростации в Курессааре в 1985-2000 годах в качестве резервного источника питания использовался агрегат мощностью 3,2 МW с турбовинтовым двигателем самолета АН 28.


3.8 ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

За исключением небольшого числа опытных реакторов, все установленные в настоящее время в мире ядерные реакторы основаны на использовании тепла, освобождаемого в резуль­тате цепной реакции деления изотопа урана 235U. Чаще всего эта реакция происходит следующим образом. С ядром атома урана сталкивается замедленный {тепловой, движущийся со скоро­стью приблизительно 2 кm/s) нейтрон, в резуль­тате чего атом разделяется на два более легких элемента, а в каждом акте деления, кроме того, освобождается в среднем 2,5 новых быстрых нейтрона, движущихся со скоростью приблизи­тельно 2 • 104 km/s. При стабильной работе реак­тора часть быстрых нейтронов замедляется до скорости, необходимой для повышения вероят­ности попадания их на ядра атомов урана, при помощи замедлителя (например воды, тяжелой воды или графита). После этого одни из замедлен­ных нейтронов сталкиваются с новыми ядрами урана, приводя их к делению. Остальные нейтро­ны поглощаются в стержнях ядерного топлива, в замедлителе и в других частях реактора, отдавая им свою энергию, которая превращается в теп­ло. Замедление происходит из-за многократного (обычно от восьми- до десятикратного) сталки­вания нейтронов с ядрами атомов замедлителя. Чтобы добиться стабильной цепной реакции, относительное содержание урана 235U в ядерном урановом топливе должно находиться в опреде­ленных пределах (обычно 2...5 %) и весь процесс должен поддаваться эффективному регулирова- нию при помощи веществ, активно поглощающих нейтроны (например, бора, кадмия или гафния). Наглядно и сильно упрощенно цепная реакция, происходящая в таком ядерном реакторе, пред­ставлена на рис. 2.8.1.






Цепная реакция в ядерном реакторе, основанном на тепловых нейтронах.

Вместо ксенона и стронция, представленных в качестве примера, при делении атома урана могут возникать и другие атомы, от цинка до гадолиния.
При поглощении нейтронов в ядрах урана 238U и в результате вызванных этим ядерных процессов некоторая часть урана превращается в плутоний 239Рu, который может использоваться в качестве ядерного топлива в реакторах другого типа, а также для изготовления ядерного оружия.

Энергия, освобождающаяся при делении каждого ато­ма урана 235U и превращающаяся в тепло, равна 200 MeV или 1,6 ∙ 10-13J. Так как 1 g урана содержит 2,6 ∙1021 атома, то энергия, получаемая при вышеописанной цепной реакции на эту единицу массы, равна 8,3 • 1010 J или 23 МWh, или приблизительно 1 МWd. Для сравнения можно отметить, что при сжигании 1g условного (1 gсе) можно получить тепло в количестве 8,14 Wh.

Ядерное топливо (обогащенный уран) вводит­ся в реактор обычно в виде двуокиси урана UO2, так как высокая температура плавления этого соединения (2850 °С) повышает надежность реактора (температура плавления самого урана составляет 1132 °С). Из порошка UО2 прессуются при высокой температуре керамические цилин­дрики диаметром приблизительно 1 cm и высо­той в 2...3 сm, которые затем вводятся в трубки длиной 3,5...4,5 m, изготовленные из циркония или циркониевого сплава. Получаемые таким способом стержни (рис. 3.8.3) называются теп­ловыделяющими элементами (твэлами). Из них составляются сборки квадратного или кру­гового сечения, содержащие от 70 до 300 твэлов и размещаемые в реакторе обычно параллельно друг другу в вертикальном положении.






Принцип устройства тепловыделяющегося элемента реактора, основанного на тепловых нейтронах

Пространство между твэлами и их сборка­ми заполнено замедлителем (модератором), в качестве которого обычно применяют воду. Та часть реактора, в которой располагаются твэлы и в которой происходит энергетическая цепная реакция, называется активной зоной. В реак­торах такого вида вода является одновремен­но и теплоносителем, при помощи которого тепло передается из реактора в парогенератор или, если вода в реакторе превращается в пар, в паровую турбину. Кроме твэлов в активной зоне предусмотрены управляющие (тормозные) стержни, содержащие соединения бора (реже - кадмия или гафния), обладающие высокой температурой плавления и эффективно погло­щающие нейтроны. Путем частичного или пол­ного ввода таких стержней в активную зону или вывода из нее можно регулировать мощность реактора и при необходимости остановить в нем цепную реакцию. Однако в водяных реакто­рах процессы ядерного распада продолжаются и после остановки реактора и приводят к тепло­выделению, составляющему приблизительно до 7 % номинальной тепловой мощности реактора; это считается одним из недостатков этого типа реакторов. Во избежание перегрева активной зоны (что в худшем случае может привести к расплавлению твэлов), необходимо продолжать охлаждение реактора и после его остановки. Несмотря на то, что соответствующие автомати­ческие защитные меры практически исключают расплавление ядерного топлива, вокруг водяных реакторов и относящихся к ним парогенерато­ров (если таковые имеются) всегда предусматри­ваются прочные металлические и бетонные обо­лочки, исключающие в случае аварий попадание радиоактивных веществ в наружную среду .

Мощность ядерных реакторов лучше всего выражается тепловой мощностью, отводимой из реактора при помощи теплоносителя. Однако так как тепло затем используется, в конечном итоге, для приведения в движение турбинно-генера-торного агрегата ядерной электростанции, то в энергетике взяли за правило характеризовать реактор номинальной мощностью электрическо­го генератора, называя ее (довольно-таки услов­но) электрической мощностью реактора.




Принцип устройства водо-водяного реактора. 1 – сборки твэлов, 2 – стержни управления, 3 – корпус реактора, 4 – питательный насос, 5 – регулятор давления. Приводы стержней управления не показаны.

В водо-водяном реакторе (рис. 2.8.4), име­нуемом также реактором с водой под давлени­ем, вода служит как замедлителем, так и тепло­носителем, а количество твэлов в каждой сбор­ке квадратного сечения составляет от 14 х 14 до 17 х 17. В крупных реакторах с тепловой выход­ной мощностью от 4 GW до б GW (с электричес­кой мощностью от 900 МW до 1600МW) таких сборок обычно от 150 до 250, и они содержат от 80 t до 100 t урана. Для стержней управления (регулирования), которые вводятся в реактор сверху через крышку корпуса, в середине каждой сборки предусмотрен соответствующий канал. Мощность реактора может регулироваться так­же путем добавления в воду борной кислоты (Н3ВО3) и изменения ее концентрации, оставляя расход воды постоянным. Давление воды в реак­торе может быть до 16 МРа, а температура воды, выходящей из реактора, - приблизительно до 315 °С. В парогенераторе при таких параметрах поступающей в него воды можно получить пар с давлением около 6 МРа и температурой около 275 °С. Параметры пара, следовательно, намного ниже, чем в паровых котлах, основанных на сжи­гании топлива , вследствие чего преобразование тепла в электроэнергию в ядер­ных энергоблоках происходит с более низким кпд - от 25 % до 30 %.

Если считать, что на атомной электростанции в элек­троэнергию превращается не менее 25 % тепла, то для получения 1 МWd (23 MWh) электроэнергии необходимо исполь­зовать приблизительно 4 g урана 235U или 0,6 кg при­родного урана. Для получения того же количества элек­троэнергии на электростанциях, сжигающих минераль­ное топливо, необходимо сжигать приблизительно 8 t каменного угля или 16 t высококачественного горючего сланца.

Водо-водяной реактор является самой рас­пространенной разновидностью ядерных реак­торов. На атомных электростанциях мира таких реакторов установлено около 300, а на военных кораблях, подводных лодках и ледоколах - еще приблизительно 220. От других типов реакторов они выгодно отличаются простотой обеспече­ния стабильной работы, так как при случайном повышении мощности реактора температура воды повышается, а ее плотность и вместе с тем и способность замедлить быстрые нейтро­ны уменьшаются, что приводит к понижению мощности реактора {отрицательная обратная связь по температуре). Такой же процесс воз­никает и при случайном закипании воды (отри­цательный пузырьковый эффект). Преимущес­твом таких реакторов должно считаться и то, что слабо радиоактивная охладительная вода реактора циркулирует в замкнутом контуре, а пар, выходящий из парогенератора, не является радиоактивным.



Концернами Арева (Аrevaа NР, Франция) и Сименс (Siemens AG, Германия) вместе с энер­госистемой Франции (Electricite dе Franсе) в 2000...2004 годах был разработан сверхнадеж­ный европейский водо-водяной реактор третье­го поколения ( Evolutionary Pressurized Reactor, EPR) электрической мощностью 1600МW, у которого среди защитных мер предусмотрены

  • четыре независимые системы охлаждения,
    каждая из которых способна охлаждать реак­
    тор после отключения,

  • дополнительная плотная защитная оболочка
    вокруг реактора,

  • специальное углубление и система охлажде­
    ния для приема жидкого металла в случае рас­
    плавления твэлов реактора,

  • двойной защитный купол из предварительно
    напряженного бетона с суммарной толщиной
    стенок в 2,6 т.

Реактор может работать на двуокиси урана (со степенью обогащения в 5 %) или на смеси дву­окисей урана и плутония. Сооружение первого реактора такого типа началось в 2005 году на атомной электростанции Олкилуодо в Финляндии. Ввод всего энергоблока в эксплу­атацию предусмотрен в 2011 году. Второй такой энергоблок сооружается на атомной электро­станции Фламанвиль во Франции и должен войти в строй в 2012 году.




Рис. 6.3.1. Принцип устройства энергоблока АЭС с водо-водяным реактором (существенно упрощенно). 1 реактор, 2 парогенератор,
3 турбогенераторный агрегат, 4 расширительный бак воды,
5 запас воды для аварийного охлаждения, 6 вентиляция,
7 бетонная оболочка защиты от излучения, 8 прочная стальная оболочка, 9 бетонный купол, 10 фундаментная плита


Принцип устройства кипящего реактора. 1- твэлы, 2- управляющие стержни, 3 – корпус реактора, 4 – питательный насос, 5 – паропровод. Встроенные циркуляционные насосы, сепаратор пара, система перегрева пара и привооды управляющих стержней не показаны.

В кипящих реакторах (рис. 2.8.5) тепловы­деляющие сборки состоят из 74... 100 твэлов. В мощных реакторах (с электрической мощнос­тью энергоблока 1000... 1300 МW) таких сборок может быть до 800, и они содержат в совокуп­ности до 140 t урана. В качестве теплоносителя используется чистая вода (без добавления бор­ной кислоты), которая в реакторе испаряется, а получаемый пар после перегрева направля­ют в паровую турбину. Таким образом отпадает необходимость в парогенераторе, который тре­бовался в случае водо-водяных реакторов, что упрощает устройство энергоблока и повышает его эффективность. В то же время пар, подава­емый в турбину, является в некоторой степени (главным образом из-за содержания азота 16N, возникшего при преобразовании кислорода) радиоактивным, что требует применения вокруг турбины экрана радиационной защиты. Однако ввиду того, что время полураспада радиоактив­ного изотопа 16N весьма мало (7 s), турбину мож­но считать свободной от радиоактивности прак­тически сразу после прекращения подачи пара.

Давление в реакторе обычно равно прибли­зительно 7,5 МРа, и температура кипения воды, следовательно - около 285 °С. Уровень воды в активной зоне обычно на 12...15% ниже верх­них концов твэлов, благодаря чему в верхней части активной зоны возникает меньше медлен­ных нейтронов, и интенсивность цепной реак­ции там меньше, чем в нижней части. Как в водо-водяном реакторе, так и здесь повышение температуры и возникновение пузырей приводят к отрицательной стабилизирующей обратной связи. Мощность реактора в пределах 70... 100% регулируют изменением расхода теплоносите­ля, а для более сильного снижения мощности в активную зону вводят управляющие стержни. Регулирование мощности реактора выполняется, следовательно, проще и удобнее, чем в случае водо-водяных реакторов, но для стабилизации давления требуются несколько более сложные программы управляющих ЭВМ.

В начале 2008 года на атомных электростан­циях мира действовали 73 кипящих реактора (из них 28 в Японии). Их недостатками считаются меньшая мощность на единицу объема и, следо­вательно, большие размеры, чем у водо-водяных реакторов той же мощности. Их основным пре­имуществом считается лучшая регулируемость, что особенно важно тогда, когда в энергосисте­ме преобладают атомные электростанции. Меры безопасности против расплавления активной зоны такие же, как у водо-водяных реакторов.




1-твэлы, 2- управляющие стержни, 3 – бак реактора, 4 – замедлитель (тяжелая вода), 5 – питательный насос теплоносителя (тяжелой воды). Приводы управляющих стержней не показаны.

Тяжеловодных ядерных реакторов (реак­торов типа САNDU/) в начале 2008 года находи­лась в эксплуатации по всему миру 31 единица. Они разработаны в Канаде) и позволяют, благодаря лучшим замедляющим свойствам тяжелой воды D2О , использовать в качестве ядерного топлива природный (необо-гащенный) уран. Каждая сборка твэлов, имею­щая диаметр 10 спл, содержит, в зависимости от разновидности реактора, от 28 до 43 твэлов и разделена в продольном направлении на 12 секций длиной 0,5 т. Каждая сборка находит­ся в отдельной трубе, изготовленной из сплава циркония, по которой протекает теплоноситель под давлением 7,5...10МРа. Трубы размещают­ся в горизонтальном положении в общем баке заполненном замедлителем низкого давленис (рис. 2.8.6). Теплоноситель выходит из реакторе при температуре 280...290°С и направляется, как и в случае других водо-водяных реакторoв парогенератор. Реактор характеризуется высо­кой надежностью, дешевизной применяемого ядерного топлива и простотой замены сборок твэлов без остановки реактора. Реактор, кроме того, позволяет намного лучше использовать природное урановое сырье.
Канальные кипящие графито-водяные реакторы были разработаны в Советском Союзе и первоначально предназначались для установ­ки на судах. Первый реактор такого типа АМ-1 {атомный морской) с электрической мощностью в 5 МW установили, однако, в 1954 году на пер­вой в мире атомной электростанции в Обнинске. В 1973 на Ленинградской атомной электростан­ции (вблизи города Сосновый Бор) был запущен первый крупный реактор этого типа РБМК {реак­тор большой мощности канальный) с электри­ческой мощностью 1000 МW (рис. 3.8.6).

Реактор РБМК-1000 представляет собой цилин­дрическую кладку графитовых блоков в сталь­ной оболочке высотой 7 m и диаметром 11,8 m;






Рис. 3.8.6. Принцип устройства реактора РБМК. 1 твэлы, 2 управляющие стержни, 3 графитовый замедлитель, 4 оболочка реактора,

5 каналы для твэлов и охлаждающей воды, 6 паровой барабан,

7 циркуляционный насос, 8 питательный насос. Крышки и запирающие вентили каналов, а также приводы управляющих стержней не показаны

общая масса графита составляет 1850 t. Через графит проходят 1693 топливных канала, в каж­дом из которых размещаются последовательно две сборки по 18 твэлов длиной 3,5 m; всего в реакторе 192 т. урана со степенью обогащения 2%. Каждый канал может отдельно открываться, что позволяет заменять сборки твэлов без оста­новки реактора. Через канал протекает теплоно­ситель (вода) под давлением 6,5 МРа, который в реакторе испаряется; температура выходящего пара равна 280 "С. Система теплообмена реакто­ра похожа на барабанный паровой котел - в нее входят 4 барабана и 8 циркуляционных насосов (каждый мощностью 5,6 МW); в соответствии с этим каналы разделены на группы и подгруппы. Мощность реактора может регулироваться при помощи 211 стержней управления По сравнению с водяными реакторами, графи­товый реактор РБМК имеет ряд отличительных свойств, среди которых наиболее существенны­ми могут считаться



  • более интенсивное превращение урана 238U в
    плутоний, который может удаляться из отра­
    ботанных твэлов и использоваться для произ­
    водства ядерного оружия;

  • поглощение лишних нейтронов теплоносите­
    лем (водой); отсюда следует, что в случае пере­
    грева воды или при ее более интенсивном

закипании количество тепловых нейтронов, участвующих в цепной реакции, увеличивает­ся и мощность реактора растет (положитель­ные температурное и пузырьковое явления обратной связи); возможность возникновения нестабильности реактора должна исключаться при помощи автоматической системы защиты, основанной на вводе управляющих (тормоз­ных) стержней, причем, некоторая часть этих стержней (приблизительно 10%) должна пос­тоянно находиться в активной зоне реактора;

■ отсутствие прочного корпуса, исключающего попадание радиоактивных веществ в окружа­ющую среду при возможных авариях.

1   2   3


©dereksiz.org 2016
әкімшілігінің қараңыз

    Басты бет