ИНТЕГРАЛЬНАЯ СХЕМА ТЕПЛОВОЙ РАЗГРУЗКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА БЛОКА АЭС С ТУРБОНАСОСАМИ ПРОКАЧКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
INTEGRATED CIRCUIT OF THERMAL RELIEF OF NUCLEAR REACTOR OF NPP UNIT WITH TURBO PUMPS FOR COOLANT PUMPING

1. Предназначение.
Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС, с турбонасосами прокачки теплоносителя предназначена для организации безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии.
2. Уровень техники
При всем многообразии применяемых схем расхолаживания ядерного реактора, большее их количество используют водяной теплоноситель с одноконтурной или двухконтурной схемой расхолаживания блока АЭС.
Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. В системе охлаждения АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС - отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе.
В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела - вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности - это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.
По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600. В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350-1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600.
3. Сущность изобретения.
Основным требованием к проектируемым и эксплуатируемым атомным электростанциям (АЭС) является показатель безопасности. Важнейшим критерием безопасности ядерного реактора является его стабильная работа при максимальных выбросах ядерной мощности, при аварийных отключениях электропитания главного циркуляционного насоса (ГЦН) и циркуляционных насосов (ЦН) второго контура.
Т.к. по ряду причин, продвижение теплоносителя в контурах АЭС производят циркуляционные насосы, вращаемые электродвигателями, безопасность эксплуатации атомного реактора понижается, из-за большой зависимости стабильности вторичных источников электропитания.
Каждый дополнительные агрегат или элемент конструкции в схеме тепловой разгрузки блока АЭС не только усложняет и удорожает проект в целом, но и уменьшает коэффициент надежности и безопасности при эксплуатации АЭС.
Использование электродвигателей для вращения ГЦН и ЦН автоматически порождает целую цепь параллельных задач, связанных с резервированием мощностей, дублированием схем питания электродвигателей, огромное количество управляемых задвижек, сложнейшие схемы и программы управления, а также аварийные схемы питания. Такое нагромождение исполнительных агрегатов, схем питания и контроля отрицательно сказывается на коэффициенте надежности и в конце концов на безопасности эксплуатации АЭС.
Оригинальность интегральной схемы тепловой разгрузки ядерного реактора (1) (Фиг. 1) заключается в использовании тепловой мощности теплоносителя непосредственно рабочими агрегатами, продвигающие теплоноситель в первом и втором контуре блоке АЭС.
Решение этой задачи достигается путем применения главного турбонасоса (далее ГТН) (2), турбонасоса (далее ТН) (3), а также оригинальной схемы отбора тепловой мощности парогенератором (4) и распределения отбора тепловой мощности между главным турбонасосом (2), турбонасосом (3) и турбогенератором (5).
Парогенератор (4) выполнен в виде трехсекционного блока, с механическими перепускными клапанами (далее МПК) (7) на входах и общим выходом из парогенератора (4). В каждую секцию парогенератора встроен теплообменник (6), обеспечивающий рабочим телом одну из паровых турбин линии тепловой разгрузки (8). (Здесь и далее, в понятие «линия тепловой разгрузки» входят все объекты и агрегаты, задействованные в полном цикле обеспечения работы турбогенератора).
МПК (7) определенно настроены на пороговое давление. Пороговое давление каждого следующего МПК (7), в интегральной схеме тепловой разгрузки ядерного реактора (Фиг. 1), отличается от предыдущего на расчетное количество атмосфер, в зависимости от общего количества МПК (7), установленных в линиях тепловой разгрузки (8).
Пороговое давление обеспечивает полное открытие клапана МПК и дальнейшее повышение давления не влияет на пропускные способности теплоносителя через МПК. При этом отбор тепловой мощности в теплообменниках (6) зависит только от температуры рабочего тела и скорости его продвижения через соты теплообменника.
Продвижение теплоносителя в первом контуре, в активную зону ядерного реактора (1) осуществляет ГТН (2), далее через МПК (7.1) в теплообменники (6) парогенератора (4) и обратно в ГТН (2).
Второй контур, в каждой линии тепловой разгрузки (8), состоит из трехпод-контуров.
Первый под-контур организует продвижение рабочего тела по схеме: первая водная акватория (9), циркуляционный насос (10.1) ГТН (2), первый теплообменник (6) парогенератора (4), паровая турбина (11) ГТН (2), кондиционер (12), первая водная акватория (9).
Второй под-контур организует продвижение рабочего тела по схеме: вторая водная акватория (9), циркуляционный насос (10.2) ТН (3), второй теплообменник (6) парогенератора (4), паровая турбина (11) ТН (3), кондиционер (12), вторая водная акватория (9).
Третий под-контур организует продвижение рабочего тела по схеме: третья водная акватория (9), циркуляционный насос (10.3) ТН (3), третий теплообменник (6) парогенератора (4), турбогенератор (5), кондиционер (12), третья водная акватория (9).
Конструктивной особенностью паровых турбин (11) ГТН (2) и ТН (3) является их силовая разгрузка на обе стороны рабочего вала, что позволяет вращать два циркуляционных насоса одной паровой турбиной. Один из центробежных насосов обеспечивает продвижение рабочего тела для собственных нужд турбонасоса, другой обеспечивает продвижение теплоносителя в первом контуре или рабочего тела во втором контуре тепловой разгрузки ядерного реактора.
Соосная разгрузка паровой турбины на два циркуляционных насоса позволяет одномоментно увеличивать или уменьшать подачу рабочего тела при увеличении или уменьшении тепловой разгрузки теплоносителем в теплообменнике.
Раздельная инерциальная мощность трехпод-контуров, в случае аварии на одном из под-контуров тепловой разгрузки, позволяет выполнить докритичный вывод ядерного реактора в режим остановки.
Три под-контура второго контура ядерного реактора повышают защиту объектов АЭС от радионуклидов, при аварийных взаимодействиях рабочего тела первого и второго контура. Радиоактивное загрязнение одного под-контура не распространяется на два других под-контура.
Первоначальный подъем мощности ядерного реактора (1) сопровождается принудительным разгоном главного турбонасоса (далее ГТН) (2). Расчетным давлением открывается МПК (7.1) на первом входе в парогенератор (4), начинается продвижение теплоносителя через первый теплообменник (6) парогенератора (4), ЦН (10.1) ГТН (2) и далее в активную зону ядерного реактора (1).
Подъем ГТН (2), на оптимальную производительность продвижения теплоносителя и рабочего тела, сопровождается подъемом давления в первом контуре и первом под-контуре. Расчетное давление в первом контуре открывает второй МПК (7.2) парогенератора (4), начинается принудительный запуск турбонасоса (3).
Из интегральной схемы тепловой разгрузки ядерного реактора (Фиг. 1) видно, что первый и второй теплообменники (6) парогенератора (4) обеспечивают отобранной тепловой мощностью работу ГТН (2) и ТН (3). ГЦН (10) ГТН (2) обеспечивает продвижение теплоносителя в первом контуре, а ЦН (10.1), ЦН (10.2), ЦН (10.3) обеспечивают продвижение рабочего тела во втором контуре тепловой разгрузки ядерного реактора.
После вывода мощности ядерного реактора на оптимальную автономную работу от ГТН (2) и ТН (3), повышаем мощность ядерного реактора для срабатывания МПК (7.3) на входе третьего теплообменника (6) парогенератора (4). Расчетное давление теплоносителя открывает МПК (7.3) на входе третьего теплообменника (6) парогенератора (4), начинается принудительный запуск турбогенератора (5). После выхода турбогенератора (5) на оптимальное генерирование электрической мощности, завершается цикл запуска первой линии тепловой разгрузки (8).
Применение паровых турбин для привода циркуляционных насосов исключает необходимость в применении электродвигателей и резервировании вторичных источников питания для них. При использовании турбонасосов, для продвижения теплоносителя в первом и рабочего тела во втором контурах охлаждения блока АЭС, повышаются коэффициенты надежности и КПД АЭС.
Надежность использования турбонасосов заключается в непосредственном использовании первичной тепловой мощности ядерного реактора для продвижения теплоносителя. Исключается зависимость безопасности АЭС от производительности турбогенератора и исключается обратная взаимосвязь продвижения теплоносителя в активной зоне реактора при аварийном выходе из строя турбогенератора и вторичных источников питания.
До тех пор, пока не остынет теплоноситель и будет оставаться возможность выработки пара в парогенераторе (4), ГТН (2) будет нагнетать теплоноситель в рабочую зону ядерного реактора, а турбонасос (3) продвигать рабочее тело во втором контуре.
Применение турбонасосов не исключает установку ЦН с электродвигателями в схеме расхолаживания первого и второго контура, а также они могут использоваться для первичного запуска блока АЭС и в случае аварийного выхода из строя турбонасосов.
Применение турбонасосов в схеме расхолаживания ядерного реактора конструктивно исключает критический перегрев и выход из строя ядерного реактора, при аварийных ситуациях в обеспечивающих электросетях, или в одном из под-контуров второго контура блока АЭС.
Конструктивной особенностью изобретения является использование турбонасосов для обеспечения продвижения теплоносителя в первом и втором контурах АЭС.
Рабочий диапазон мощности турбонасосов статически определенный и зависит только от качества поступающего рабочего тела. Прямая зависимость вырабатываемой тепловой мощности ядерного реактора и необходимой производительности турбонасосов позволяет стабильно, постоянно и надежно использовать первичный источник паровой энергии, для питания паровых турбин (11) турбонасосов (2, 3).
На каждой стадии повышения тепловой мощности блока АЭС срабатывает последующий МПК (7), обеспечивающий проход теплоносителя и отбор возрастающей тепловой нагрузки со следующей линии тепловой разгрузки (8).
Последовательная тепловая разгрузка теплоносителя в первой, второй, третьей и четвертой линиях тепловой разгрузки (8.1, 8.2, 8.3, 8.4), до момента выхода ядерного реактора на оптимальную тепловую мощность и одновременная параллельная тепловая разгрузка теплоносителя на всех линиях тепловой разгрузки, при подъеме мощности ядерного реактора выше оптимальной, до максимальной, позволяет назвать такую схему разгрузки интегральной.
Роботизированная схема управления мощностью ядерного реактора должна напрямую зависеть от тепловой разгрузки мощности реактора в линиях тепловой разгрузки (8). Т.е. оператор не имеет возможности повышать мощность ядерного реактора до тех пор, пока схема управления не убедится в достаточности потока охладителя через активную зону ядерного реактора.
При бесконтрольном повышении мощности ядерного реактора, на расчетном уровне давления теплоносителя, открывается определенный МПК и робот начинает и контролирует запуск соответствующих агрегатов линии тепловой разгрузки.
С целью исключить возможность ошибочных действий персонала АЭС, ведущих к аварийным последствиям, в схеме используются только механические перепускные клапана, срабатывающие при превышении определенного порога давления рабочего тела.
При выходе из строя ГТН (2) или ТН (3), его конструкция должна обеспечивать естественную циркуляцию охладителя, что позволит штатно снизить мощность реактора, без аварийной остановки всего блока АЭС.
Трехсекционная схема парогенератора (4) надежно предотвращает обратные динамические нагрузки между контурами блока АЭС.
Трехклапанность парогенераторов блока АЭС с различными пороговыми уровнями срабатывания МПК на всех линиях тепловой разгрузки позволяет последовательно подключать линии тепловой разгрузки.
После выхода всех линий тепловой разгрузки (8) на оптимальную работу турбогенераторов дальнейшее повышение выходной электрической мощности турбогенераторов осуществляется во всех линиях тепловой разгрузки одновременно, т.е. параллельно. Параллельное повышение мощности во всех линиях тепловой разгрузки осуществляется за счет повышения температуры и скорости продвижения теплоносителя и рабочего тела.
Такая температурная взаимосвязь ядерного реактора с парогенераторами, турбонасосами, паровыми турбинами и циркуляционными насосами обеспечивает устойчивую, с высокой степенью надежности, работу всего блока-АЭС.
Не зависимо от состояния внешних источников питания или единичных аварийных ситуаций в линиях тепловой разгрузки, не потребуется критичное снижение мощности и аварийного расхолаживания ядерного реактора. Практически исключаются критичные ошибки обслуживающего персонала при эксплуатации блока АЭС.
Интегральная схема распределения тепловой нагрузки менее зависима от ошибочных действий персонала, снижает аварийные динамичные обратные связи второго контура с первым контуром ядерного реактора блока АЭС.
Устанавливается два этапа увеличения мощности атомного реактора:
1. Последовательный этап увеличения тепловой разгрузки в парогенераторах;
2. Параллельный этап увеличения тепловой разгрузки в парогенераторах.
Схема последовательной отдачи тепловой энергии (Фиг. 1) с ядерного реактора (1) в контурах применяется во всех линиях тепловой разгрузки (8) блока АЭС.
Конструктивной особенностью схемы продвижения теплоносителя в контурах АЭС является минимальное количество механической запорной арматуры между разгрузочными агрегатами. В схеме используется минимальное количество МПК.
Конструктивной особенностью каждого МПК в схеме тепловой разгрузки АЭС (Фиг. 1), является их аутоидентичность. Порог срабатывания для каждого МПК уникален и зависит от места установки в схеме тепловой разгрузки АЭС.
Жесткая кинетическая (тепловая) связь, ядерного реактора (1) с линиями тепловой разгрузки (8) позволяет использовать последовательно-параллельную интегральную схему тепловой разгрузки, до полного выхода ядерного реактора на проектную мощность.
При аварийном выходе из строя турбогенератора (5) сброс и охлаждение рабочего тела производится через аварийный клапан (13) на конденсатор (12).
Суммарная максимальная возможность отбора тепловой мощности турбонасосами и турбогенераторами блока АЭС должна конструктивно, роботизировано, ограничивать или уменьшать выделяемую мощность ядерного реактора. Т.е. при критических рассогласованных нагрузках, между ядерным реактором и линиями тепловой разгрузки, автоматически проходит команда на пропорциональное уменьшение мощности в ядерном реакторе.
Вышеописанная схема движения теплоносителя в первом контуре и рабочего тела во втором контуре блока АЭС не допускает критичных тепловых перегрузок в ядерном реакторе, до момента полного истощения теплоносителя в контурах блока. Правда такая ситуация будет больше похожа на диверсию.
Схема питания и управления поглотительными стержнями должна обеспечиваться от внутренних аккумуляторов блока АЭС.
Расчеты производительности парогенераторов, ГТН, ТН и турбогенераторов строятся на максимальной мощности ядерного реактора. ГТН и ТН, потребляя часть паровой энергии, гарантированно обеспечивают стабильное прохождение необходимого количества теплоносителя в ядерном реакторе и расчетного количества рабочего тела для турбогенератора.
Используя жесткую зависимость парогенерации от выделенной энергии ядерного топлива, производим оптимальные расчеты построения парогенераторов, турбонасосов с паровыми турбинами и циркуляционными насосами, турбогенераторов, обеспечивающих стабильную работу ядерного реактора.
Производительность паровых турбин (скорость вращения) зависит от тепловой мощности теплоносителя, выдаваемого теплообменником. Конструктивной особенностью каждого теплообменника является его строгая расчетная производительность рабочего тела в пределах всего диапазона тепловой разгрузки ядерного реактора.
Из предложенной схемы разгрузки ядерного реактора, очевидно, что основным регулятором производительности всех теплообменников, является изменяющееся давление теплоносителя в первом контуре ядерного реактора.
За счет последовательного открытия МПК в линиях тепловой разгрузки, до момента набора оптимальной мощности ядерного реактора, запускаются и работают все линии тепловой разгрузки.
При увеличении выделяемой тепловой мощности ядерным реактором, выше оптимальной, одновременно и пропорционально увеличивается производительность всех ГТН, ТН и турбогенераторов блока АЭС.
В целях безопасности, расчетная полная мощность ядерного реактора не должна превышать общую суммарную мощность линий тепловой разгрузки блока АЭС.
В идеале, при несанкционированном росте тепловой мощности ядерного реактора и невозможности его контроля, робототехника блока АЭС обеспечивает запуск всех линий тепловой разгрузки, забирая всю тепловую мощность реактора.
Конструктивно и оптимально, вокруг одного ядерного реактора, в здании блока АЭС, можно разместить 4 парогенератора, четыре турбогенератора и необходимое количество ГТН и ТН.
Такая схема позволяет производить пропорциональные конструктивные расчеты всего блока АЭС.
Т.к. в процессе эксплуатации АЭС, технический ремонт линий тепловой разгрузки необходимо проводить в разные сроки, путем замены МПК, организуется работа блока АЭС с меньшим количеством линий тепловой разгрузки.
Предлагаемая схема тепловой разгрузки ядерного реактора менее зависима от человеческого фактора. После ручного принудительного запуска всех линий тепловой разгрузки на оптимальный режим возможен роботизированный вариант управления мощностью ядерного реактора, в зависимости от изменяющейся нагрузки внешних потребителей.
Так как физически невозможно одномоментно остановить ГТН и ТН, схема более устойчива к несанкционированным действиям при выводе из строя линий нагрузки турбогенератора.
На первом этапе внедрения интегральной схемы тепловой разгрузки ядерного реактора, с целью проверки работоспособности агрегатов, данную схему разгрузки испытать на тепловых электростанциях. На их базе произвести обкатку работы механических перепускных клапанов, парогенераторов, теплообменников, турбонасосов.