Материал: Атомные станции теплоснабжения. учебное пособие. Мелькумов В.Н., Чуйкин С.В

Все современные ЯЭУ снабжены системами аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ), которые обеспечивают отвод тепла из реактора в случае аварии с потерей теплоносителя первого контура. САОЗ реактора ВВЭР включает в себя насосы низкого и высокого давления, гидроаккумуляторы , в которых вода находит­ся под давлением азота, баки запаса воды и раствора борной кисло­ты.

В аварийных ситуациях, когда потеря теплоносителя происходит с небольшой скоростью, включаются насосы высокого давления. При значительной разгерметизации, вплоть до полного мгновенного раз­рыва циркуляционного трубопровода (диаметр трубопровода ВВЭР-1000 составляет 850 мм), вначале вода подается из гидроаккумулятора, затем включаются насосы высокого давления и, если их подачи не хватает для поддержания давления в контуре, в работу вступают на­сосы низкого давления.

3.3. Тепловая схема act

Наиболее экономичное использование ядерного топлива достига­ется при применении его на атомных ТЭЦ, однако в ряде случаев экономически оправдано использование атомных станций теплоснабжения. Назначение ACT – выработка тепла для коммунально-бытовых и хозяйственных нужд.

Целесообразность строительства ACT определяется следующими факторами:

- существенно облегчаются условия по выбору строительных площадок для ACT, не требующих водных ресурсов и дополни­тельных капиталовложений на сооружение систем техническо­го водоснабжения;

- большая радиационная безопасность ACT по сравнению с АТЭЦ, что позволяет размещать ее на незначительном рассто­янии от потребителя тепла;

- близкое расположение ACT позволяет избежать значительных потерь тепла при транспортировке теплоносителя, сократить затраты на прокачку теплоносителя. Проектные проработки АТЭЦ показывают, что стоимость транзитных тепловых сетей составляет примерно 15 % от стоимости станции. Строительство ACT в непосредственной близости от границ города исключа­ет эти затраты;

- относительно малая величина требуемых площадок, меньшее загрязнение окружающей среды вредными выбросами при нормаль­ных и аварийных режимах эксплуатации.

Один из возможных методов повышения эффективности ACT – уве­личение коэффициента использования ее установленной мощности, что может быть достигнуто при совместной эксплуатации ACT и пиковых водогрейных котельных на органическом топливе, которые обеспечи­вают покрытие пиковой части графика тепловой нагрузки города. Обеспечение этой части графика тепловой нагрузки с помощью пиковых источников позволяет увеличивать продолжительность работы ACT на номинальной мощности и снизить влияние суточных колебаний нагрузки горячего водоснабжения на режим ее эксплуатации.

Эффективность и надежность работы ACT зависит от выбора ра­циональных режимов ее эксплуатации совместно с пиковыми котель­ными, которые должны располагаться, как правило, в центре тепло­вых нагрузок. При этом возможны две схемы соединения АСТ и пико­вой котельной: последовательная и параллельная.

Тепловая схема ACT с параллельным подключением пиковой ко­тельной показана на рис. 3.6. Близкое расположение ACT от города определяет более высокие требования надежности работы станции, для обеспечения которой при проектировании первых станций приняты пониженные, по сравнением с АЭС, температуры и давления теплоносителей. Так­же для повышения надежности предусматривается три контура тепло­носителя.

Рис. 3.6. Схема атомной станции теплоснабжения:

1 – корпус реактора; 2 – активная зона; 3 – шахта контура естественной циркуляции;

4 – страховочный корпус; 5 – теплообменник второго контура; 6 – приводы системы

управления и защиты реактора; 7 – вспомогательные системы первого контура;

8 – железобетонная шахта; 9 – второй контур; 10 – компенсатор объема;

11 – сетевой теплообменник; 12 – система аварийного расхолаживания;

13 – циркуляционный насос; 14 – потребитель тепла;15 – пиковый котел;

16 – насосы пиковой котельной

Первый внутриреакторный контур – радиоактивный, с естествен­ной циркуляцией теплоносителя. Давление теплоносителя 1,6÷2,0 МПа, температура на входе в активную зону 165 °С, на выходе из нее 200 °С.

Второй промежуточный контур – нерадиоактивный, содержит три петли отбора тепла от реактора. Давление теплоносителя в промежу­точном контуре 1,2 МПа, температура на входе в теплообменники 90 °С, на выходе из них 170 °С.

Сетевая вода третьего контура нагревается в сетевых подогре­вателях. Температура воды на входе в подогреватели 70 °С, на выхо­де из них 150 °С. Давление в контуре 1,6 МПа. Принятое давление во втором и третьем контурах исключает в случае аварии попадание во­ды из второго контура в третий.

Для ACT выбран корпусной водо-водяной реактор (ВВЭР) как более надежный по сравнению с канальным водо-графитовым реактором. Относительно низкое давление внутри корпуса реактора обусловлива­ет и существенно меньшие нагрузки на стенки и крышку корпуса реак­тора. Также для повышения надежности предусмотрен так называемый страховочный корпус, основное назначение которого – предотвращение утечки теплоносителя при разгерметизации корпуса реактора. Железо­бетонная шахта предназначена главным образом для защити от излуче­ния, однако она позволяет предусмотреть дополнительные мероприятия по предотвращению утечки теплоносителя первого контура в грунт.

Теплоноситель третьего контура циркулирует в системе центра­лизованного отопления жилых и общественных зданий после смешения с водой, поступающей от пиковой котельной, подключенной параллель­но ACT.

3.4. Пуск реактора и работа на энергетическом уровне мощности

Пусковыми режимами реактора называются режимы увеличения мощности до номинального значения. При пуске реактора и работе на номинальном (энергетическом) уровне интервал мощности разбивают на три диапазона: пусковая мощность – (10^-5÷10^-3) % N_н; минимально контролируемый уровень (МКУ) мощности – (10^-3÷1,0) % N_н; номинальная мощность (энергетический уровень) – (1,0÷100) % N_н. Режим пуска реактора, при котором мощность достига­ет значения ~ 0,1 % номинального называют физическим пуском. Энер­гетическим пуском реактора называют изменение мощности от 0,1 N_н до N_н.

Пуску реактора предшествует проверка исправности и работоспо­собности систем ЯЭУ, разогрев воды в первом контуре и включение главных циркуляционных насосов. Вывод реактора на мощность осу­ществляется постепенным извлечением из активной зоны органов системы управления и защиты (стержней аварийной защиты, регулирующих стержней, компенсационных стержней).

Номинальные режимы (режимы нормальной эксплуатации) включают в себя в основном стационарные (установившиеся). Однако возможны и другие, переменные режимы, когда заданное значение мощ­ности является функцией времени и определяется суточным графиком нагрузки энергосистемы. Существенно большей долей переменных режимов характеризуется работа транспортных энергетических установок с атомным реактором, что обусловливается частой сменой параметров движения судна.

Тепловая мощность реактора может быть рассчитана по парамет­рам теплоносителя первого или второго контуров:

(3.14)

где М – массовый расход теплоносителя, кг/с; С_р – удель­ная теплоемкость теплоносителя, Дж/кг·К; Т₂ и Т₁, i₂ и i₁ – соответственно температуры и удельные энтальпии теплоноси­теля на выходе из реактора и входе в реактор (для параметров второго контура – на выходе и входе теплообменника между первым и вторым конту­ром), К и Дж/кг.

В существующих ЯЭУ используются как схемы с постоянным (не зависящим от мощности) расходом теплоносителя, так и схемы с пе­ременным (зависящим от мощности) расходом. Для водо-водяных ре­акторов ВВЭР характерен постоянный расход теплоносителя. Поскольку теплоемкость воды в рабочем диапазоне температур остается практи­чески неизменной, то разность температур и расход теплоносителя линейно связаны с мощностью реактора. Изменение мощности реакто­ра осуществляется одновременным воздействием на два параметра: расход теплоносителя и плотность потока нейтронов в реакторе. Из­менение плотности потока нейтронов реализуется регулирующими стержнями системы управления и защиты реактора.

Контрольные вопросы

1. На какие группы могут быть разделены ядерные энергетические установки?

2. Что называют физическим и энергетическим пуском реактора?

3. Какими факторами определяется целесообразность строительства атомных станций теплоснабжения?

4. Приведите принципиальную схему атомной теплоэлектроцентрали.

5. Что называют пусковыми режимами реактора?

6. Опишите принцип работы и состав оборудования первого контура ректора на примере установки ВВЭР – 1000.

7. Приведите принципиальную схему атомной станции теплоснабжения.

8. Представьте уравнение для определения тепловой мощности реактора по парамет­рам теплоносителя первого или второго контуров.