Материал: лекция 8
2.10 Циклы паротурбинных установок АЭС
Теплосиловые установки АЭС отличаются большим разнообразием. На
выбор их типа и параметров влияют многие факторы, такие как:
-тип реактора: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах;
-тип топлива: природный или обогащенный уран, двуокись урана;
-число контуров в схеме;
-тип конструкции реактора: корпусной, канальный;
-тип замедлителя: обычная или тяжелая вода, графит;
-тип рабочего тела: обычная вода, гелий.
Особые условия для выбора цикла ПТУ
1. Низкая температура источника теплоты (полиморфный переход в уране при t = 648 ºС);
2. Другие требования экономики.
Себестоимость вырабатываемой электроэнергии определяется как
С = Скап + Стопл + Сэксп ,
L
где Скап |
- капитальные затраты на строительство; Стопл |
- затраты на топливо; |
Сэксп - эксплуатационные расходы; L |
- выработка электроэнергии. |
||||
АЭС |
ТЭС |
, |
АЭС |
ТЭС |
|
При этом для АЭС Скап |
Cкап |
|
Стопл Cтопл . Очевидно, что C = min |
||
при L = max.
Выработка пропорциональна КПД станции (он зависит от термического КПД цикла) и тепловой мощности реактора L t Qp . Тепловая мощность построенного реактора зависит от разности температур ТВЭЛов и
теплоносителя
Qp
A (TТВЭЛ
−ТТН
)
; а термический КПД пропорционален
средней температуре подвода теплоты
t
T1ср
,
которая зависит от
температуры теплоносителя. При ее повышении следует
Т |
ТН |
|
, Т1ср ,
t
,
Q |
p |
|
|
|
и выработка (и себестоимость) уменьшается. Поэтому существует
оптимальное значение температуры, зачастую не очень высокое. В этом случае возможно создать цикл и на перегретом паре, и на влажном.
t
Из T,s- диаграммы видно, что для цикла на влажном паре
пп . t
Т |
|
T |
|
|
пп |
|
1ср |
1cp |
и
2.10.1Цикл ПТУ АЭС с реактором ВВЭР
Вводоводяном энергетическом реакторе (ВВЭР) в качестве замедлителя и теплоносителя используется вода, рабочим телом также служит вода. Схема АЭС является двухконтурной. В первом контуре циркулирует теплоноситель - вода под давлением. Во втором контуре на входе в турбину СНП (х = 1). При расширении СНП в турбине при промежуточном давлении
производится сепарация пара и его перегрев в паропаровом перегревателе.
|
|
= |
х |
а |
− х |
с |
=1 |
− х |
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
с |
|
|
|
х |
|
|
|
с |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
а |
|
|
|
|
(т.к. обычно
ха
Первый контур:
(ts = 350 C); t6 |
= 289 |
Второй контур:
рТНC ; р1
=16,5 МПа |
||
t |
7 |
= 322 C |
|
|
|
= 6,2 МПа, |
||
t1 = 278 C ; |
рс = 0,5 МПа; |
tb = 250 C ; р2 |
= 4 кПа |
Доля отсепарированной влаги
(для схем, представленных на рисунках
9.2 и 9.4):
1).
Принципиальная схема ПТУ АЭС с ВВЭР с сепарацией и промежуточным перегревом пара
Термический КПД цикла ПТУ АЭС с одноступенчатой сепарацией пара и промежуточным перегревом:
|
спп |
= lt |
= (h1 − hc )+ (1 − c ) ( hв − h2 ) − (1 − c )( h3 |
− h2 ) − (1 + пп )( h5 − h4 ) |
|||||||
|
|
t |
|
q1 |
|
(1 + пп ) ( h1 − h5 ) |
|
||||
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
Внутренний КПД цикла: |
|
|
|
|
||||
спп |
|
ltд |
|
|
|
(h1 − hc _ д )+ (1 − c _ д ) ( hв − h2д ) − (1 − c _ д )( h3д − h2 ) − (1 + пп _ д )( h5д − h |
|||||
i |
|
= |
|
|
= |
|
|
|
|
|
|
|
q д |
|
(1 + |
пп _ д |
) ( h − h |
) |
|||||
|
|
|
1 |
|
|
|
|
1 |
5д |
|
|
Расход воды в первом контуре: |
|
|
|
|
|
|
|
|||
m |
(h |
− h |
)= D (1+ |
пп _ д |
)(h − h |
) |
||||
ТН |
7 |
6 |
|
1 |
|
|
1 |
5д |
|
|
Удельный расход топлива: |
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
b = |
3600 |
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
Q |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
cт |
н |
|
|
|
|
Для урана
U → Q |
|
|
= |
235 |
р |
|
|
|
н |
|
|
|
|
b = |
|
68 10 |
9 |
кДж/кг и при cт = 0,3 |
||||
|
||||||
3600 |
|
0,2 |
мг/кВт·ч. |
|||
0,3 68 10 |
9 |
|||||
|
||||||
|
|
|||||
|
|
|
||||
2.10.2 Цикл ПТУ АЭС с реактором РБМК
АЭС с реактором большой мощности канальным (РБМК) является одноконтурной. Преимуществом этого типа реактора является отсутствие трудно изготавливаемого корпуса, работающего под большим давлением.
Цикл ПТУ АЭС с РБМК аналогичен циклу ПТУ АЭС с ВВЭР.
БС - барабан-сепаратор; ЦН - циркуляционный насос; ЧВД - часть высокого давления турбины; ЧНД - часть низкого давления турбины; С - сепаратор; ПП
- паропаровой перегреватель; К – конденсатор
Термический КПД цикла:
Баланс барабана-сепаратора:
х |
а |
т |
р |
= D + D |
|
|
|
1 |
пп |
||
Доля воды в реактор:
р = т р = 1 + nn
D1 xa
Баланс после БС (в точке 8):
|
|
(1+ пп )h7 + p (1− xa )h1 |
= p h8 |
|||||||||||||||
|
|
h |
= |
1 + |
nn |
h + (1 − x |
|
)h |
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
8 |
|
|
|
|
7 |
|
|
|
a |
1 |
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
p |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
(h − h |
)+ x |
2 |
(h |
− h |
)− l |
H |
(1 |
+ |
nn |
) |
|
||||||
t = |
1 |
2 |
|
|
|
|
3 |
4 |
|
|
|
|
|
|
(без |
|||
|
|
|
|
|
(h − h ) |
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
p |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
a |
8 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
учета работы ГЦН).
Ряд таких блоков АЭС находится в эксплуатации, но строительство новых реакторов этого типа прекращено.
2.10.3 Цикл ПТУ АЭС с реактором на быстрых нейтронах
АЭС имеет три контура: первый и второй с натрием, третий – цикл Ренкина на перегретом паре. На существующих станциях мощность NЭ = 600
МВт, тепловая мощность реактора Q р
= 1500 МВт; КПД станции
ст
=
40%
.