р (Рассохин Н.Г - Парогенераторные установки атомных станций (1987))

ВВК 31.47 Р24 УДК 621.31 1.25:621.039:621.181 (075.8) Рецензенту кафедра тмгловнергппгчпмпгк установок ЛПИ нм. Аь И. Квлннннв (нвв. кафедрой проФ. В. А. Иванов) Рассохин Н. Г. Р2 4 Парогенераторные установки атомных электростанций: Учебник для вузов. — 3-е нзд., 'перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1987. †3 сд ил. Првведенм схемм в павструкпян паратове твпсв; Рзссмотрекм гклрадакзмнп ва а я тевл мен, а также фнзяраторав разлнчвмх «Нмачемме пронесем. протекааадяе прв пройзводстзе на з. Дане методвка кояструкторскаго расчета пармеяерзторав Азс. по сраваеввв с пртдмдуапгм недавнем П880 г.1 боаьвее знвмапне у елена канплепсамм вавка-хпмкчесзнм Османам. Ддм стуяегн'ов ВузОВ спеквалзностн «Азамные злектрастзнпва в' установки .

мажет бмть полезен зкснлуатапвояпакзм АЗС, работающая ва пврогенераторнмх установках. 2304000000-387 08ПО1)-87 ББК 3147 УЧЕБНИК НИКОЛАИ ГЕОРГИЕВИЧ РАССОХИН Парогенераторные установки атомных электростан- ций Редактор О. А. Степ он яана Худекестввйвмн рвхактор В. Н. Ту м я в техввческв8 раамгтор В. В. ханаева Корректор Л. С.

Т н м охав а ИБ И 1489 Сдана в набор 18ду.бу Подпасано в печать 18.00.81 Т.Оуу99 Формат ООкмр/н вумага тввографскза м 1 Гарна«ура лнтерзтурная печать змсозаа уел. печ. л. М.о уел. кр.-отт. »ЬО уч:язл. л. Оу.уе Твреж «ХО зкз. Заказ 19У. Йена 1 р. Й к. Ввергоатамвздат. Пзцс, Москва. М-Умь Шлюзовая наб..

1О москозсзвя тавогрвфвн 10 8 саваннов.рабжрома прв Гссудаувтзенком нанятом СССР по делам аздательств, Пааазуноккп В Кнкжпав тОРГОВЛВ. 109088, увоскза. Ж-88. Южнопортозан ул., М. © Атомнздвт, 1980 © Энергоатомнадат. 1987 ПРЕДИСЛОВИЕ К ТРЕТЬЕМУ ИЗДАНИЮ За годы, предшествующие третьему изданию книги «Парогенераторные установки атомных электростанций», энергетика Советского Союза„,а также многих стран социалистического содружества, ряда развитых в экономическом отношении других стран наращивала свои мощности преимущественно за счет ввода и строй новых крупных атомных электростанций (АЭС), Проработаны вопросы создания атомных теплоэлектроцентрзлей (АТЭЦ) н сооружаются разработанные советскими учеными и инженерами атомные установки теплоснабжения (АСТ). Усили-.

лось внимание к разработке термоядерных энергетических установок и новых типов АЭС: с газоохлаждаемымн реакторами на быстрых нейтронах, с реакторами, охлаждаемыми нетрадиционными теплоносителями. Ведется проработка проектов атомных энергетических установок (АЭУ) для технологических целей (химической техники, металлургии н др.). Продолжается планомерное развитие ледокольного и торгового флота с атомными силовыми установками, пополнившегося сооруженными по последнему слову науки и техники кораблями. АЭУ любого назначения (в том числе н термоядерные энергетические установки) имеют в своем составе различные теплооб-, менные установки, в том числе и парогенераторы (ПГ).

Таким образом значение изучения конструкций ПГ, принципов проектирования, закономерностей протекающих в них процессов возрастает ие только для энергетиков, но н для всех специалистов, в той или иной мере имеющих дело с ядерной энергетикой. Этим, а также накоплением нового материала продиктовано переиздание книги, вышедшей в 1980 г. Третье издание является несколько расширенным и дополненным по сравнению с предыдущим.

В нем учтены замечания, сделанные кафедрами вузов, ведущих подготовку инженеров по специальности «Атомные электростанции н установки», и отдельными специалистами. Всем им автор приносит глубокую благодарность. Параграф 11.6 н приложения написаны совместно с канд. техн. наук. доцентом В. Н. Мельниковым, оказавшим автору большую помощь в работе над книгой. Автор ГЛАВА 1 ОСНОВНЫЕ СХЕМЫ ПРОИЗВОДСТВА ПАРА НА АЭС б 1.1. принципиАльнАя схамА произйодстВА ПАРА НА ТЭС 1 ае77Гер пара А7 пло77веа ЛЕ7Е777Х прейтр ЛХ7й еда7ла- 7та7е7иах ЮЕЕ ЕХ77П— 77алечей Рнс. 1.1.

Прппкпппальаая схема перпгурбвнной тЗС 4 Основой технологического процесса производства электрической энергии на паротурбинных АЭС является превращение тепла в механическую энергию, а механической в электрическую. Следовательно, имеются все основания рассматривать АЭС как новый тип тепловой электрической станции (ТЭС). Несмотря иа различные способы получения исходной энергии, принципиальные схемы АЭС и ТЭС аналогичны. Схема паротурбинной ТЭС представлена на рис. 1.1. Сжигание органического топлива и производство рабочего пара заданных давления и температуры совмещены в одном агрегате — парогенераторе (ПГ).

Основными элементами ПГ являются топочная камера и газоходы, выводящие из нее продукты сгорания. В топочной камере (в основном на ее стенках) и во всем объеме газоходов расположены теплопередаюшие поверхности, внутри которых непрерывно движется рабочая среда (вода, пароводяная смесь, пар), воспринимающая тепло, выделившееся при сгорании топлива. Теплопередаюшие поверхности разделяются на подогревающие (подогрев воды до температуры насыШения), испарительные [производство заданного количества насыщенного пара), и лере- гревательные (перегрев пара до заданной температуры).

Час~и ПГ, где расположены эти поверхности, называют соответственно экономайзером, испарителем н пароперегревателем. Ббльшая часть поверхности нагрева испарнтеля расположена на стенках топочной камеры и воспринимает тепло, передаваемое от факела сжигаемого топлива посредством излучения. Пароперегреватель расположен частично в топочной камере (радиационный пароперегреватель), а в большей своей части на начальном участке отводяших газоходов. Остальная часть отводяШих газоходов занята водяным экономайзером н воздухоподогревателем, который предназначен для подогрева воздуха, необходимого для сжигания топлива. Все теплопередаюшие поверхности, расположенные в газоходах, воспринимают тепло главным образом через конвекцию, так как передача тепла излучением резко снижается с уменьшением температуры топочных газов. Производство пара начинается с подогрева поступаюшей в ПГ воды до температуры насышения и заканчивается перегревом выработанного пара до заданной температуры.

Основные характеристики ПГ: паропроизводительность В, кг/с; параметры пара — давление рм Па, и температура Р'х, 'С, на выходе из пароперегревателя; температура воды на входе в водяной экономайзер 1'х, 'С. Рабочий пар нз ПГ 1 по паропроводу 2 поступает в паровую турбину 3. В проточной части турбины давление и температура пара постепенно уменьшаются, тепло преврашается в механическую энергию ротора турбины, связанного с ротором электрического генератора 4. В электрическом генераторе механическая энергия преобразуется в электрическую.

Пар из турбины при очень низком давлении (0,003 †,005 МПа) поступает в конденсатор 5. На теплопередаюшей поверхности конденсатора, охлаждаемой технической водой (из реки, пруда и других источников холодной воды),пар полностью конденсируется. Конденсат перекачиваюшнми насосами 6, 11 подается через систему теплообменников 7, !О, 12 в водяной экономайзер ПГ. В теплообменниках 7, 12 конденсат подогревается за счет тепла, передаваемого через трубчатую поверхности, от пара, отобранного в определенном количестве из промежуточных ступеней турбины. Конденсат этого пара из каждого теплообменника сбрасывается в водяной тракт предыдушего теплообменника (включенного на отбор пара из ступени с меньшим давлением).

Число таких теплообменников в схеме станции зависит главным образом от параметров пара. Теплообменннк 1О смешиваюшего типа, передача тепла от греющей среды (пара) к воде осуществляется при их непосредственном смешении. Помимо подогрева воды в теплообменнике осуществляется удаление из конденсата растворенных газов. В соответствии с этим процессом этот теплообменник получил спепиальное название деаэратор. Для обеспечения эффективности В й.

Рй 1 йй рйр и юй 1, П*р ррйм й и, рй р Р У й р й нр Р р В ив ррмнцисмйльнйй сирии пюизводствй пйрй 6 и йй-м. й рвы йил й й СССР йййЭй(й.й1р» В р й й рюш и йэп д р рр и ла Югпгго ггурбвегнкоатор ой Г А уюг 4' рпс. 1тн Прннднпяальяая схема производства пара на 1 блоке Дрезденской АЗСг г — ядерный реактор; у — пг пара пониженного даелеиии; з — перекачиеаю~дий насос контура пониженного деяленияг л-б — онологяческая аащита соотаетстаепно пг, наро. турбинигао контура н реактора реактора в ПГ. Из испарителя реактора пароводяная смесь поступает в сепаратор. Насыщенный пар нз него направляется в испаритель парогенератора е, где, конденсируясь, передает тепло рабочему телу — воде для производства рабочего пара.

В испаритель вода поступает из подогревателя (экономайзера) прп температуре насыщения, соответствующей давлению в рабочем контуре испарителя. В теплопередающей поверхности испарителя ПГ образуется пароводяная смесь, которая разделяется в сепараторе ПГ. Осажденная в сепараторе вода снова возвращается в тепло- передающую поверхность испарителя, а выделившийся и осушенный насыщенный пар поступает на перегрев в реактор. Перегретый пар по паропроводу направляется в турбогенератор. Схема паротурбинной установки со всеми элементами регенеративного цикла идентична таковой на рис. 1.1 и 1.2. Питательная вода из регенеративных подогревателей поступает в водяной экономайзер ПГ, где нагревается до температуры насыщения 1,.

Греющая среда в экономайзере — смесь конденсата первичного теплоносителя испарителя и осажденной в сепараторе реактора воды, которая охлаждается в экономайзере до температуры существенно ниже температуры насыщения, соответствующей давлению в реакторе. Включение в одноконтурную схему АЭС дополнительного контура ПГ насыщенного пара по существу имело целью выработку рабочего пара из практически нерадиоактивной воды. Так как в нспарителе ПГ обеспечена хорошая сепарация, то рабочий пар, поступающий в перегреватель реактора (ввиду незначительного количества примесей), активируется в нем несущественно. Низкий уровень радиоактивных примесей н их отложений в паротурбинной части станции облегчал эксплуатацию, ревизию и ремонт оборудования. Разработка эффективных методов получения пара высокой чистоты, дезактивации оборудования н отмывки отложений вместе с накопленным опытом эксплуатации 1 блока позволили перейти к чисто одноконтурной схеме.

Строительство последующих 10 блоков Белоярской АЭС осуществлено в соответствии со схемой рис. 1.2. Переход в современных одноконтурных АЭС с реакторами канального типа на пониженные параметры пара (ру — — 7 МПа; 1"уии =1,) связан с конструкционно-технологическими трудностями обеспечения надежности пароводяного тракта сверхмощных агрегатов (У>1000 МВт). Следует ожидать, что наряду с увеличением единичной мощности таких реакторов будут достигнуты высокие и сверхвысокие параметры рабочего пара. Одновременно с развитием одноконтурных АЭС с реакторами канального типа (только в СССР) в СССР и США развивались и АЭС с реакторамн корпусного типа, вырабатывающими рабочий пар пониженных параметров (рз=7 МПа; г'"й=г,).

В принципе их схемы отличаются от схемы, изображенной на рис. 1.2, отсутствием перегрева пара в реакторе. Первые АЭС такого типа, Днмитровградская АЭС (СССР) и сДрезден-1» (США), имели определенное усложнение принципиальной схемы (рис. 1.4). Для увеличения мощности турбогенератора и облегчения регулирования реактора в схему включен ПГ, вырабатывающий насыщенный пар более низкого давления по сравнению с давлением пара, полученного в реакторе. Греющая среда (теплоноситель первого контура) Пà — вода реактора с температурой насыщения, соответствующей давлению в нем. Рабочий пар из ПГ направляется в промежуточную ступень турбогенератора. Опыт эксплуатации таких АЭС, результаты исследований, направленных на улучшение характеристик корпусных реакторов кипящего типа, позволили отказаться от ПГ пониженного давления.