CC BY
126
УДК 621.039
Е.Б. Анисимова, Ю.В. Богданов
ПЕРСПЕКТИВНОЕ ИННОВАЦИОННОЕ НАПРАВЛЕНИЕ
ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ В ПЛАВУЧИХ АТЭС
Рис. 2. Макет плавучей АТЭЦ«Север-2»
В июне 2010 года со стапелей Балтийского судостроительного завода в Санкт-Петербурге была спущена на воду для последующей достройки и проведения ходовых испытаний первая в мире плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) «Академик Ломоносов» (рис. 1). Этого события в нашей стране ждали давно — люди старшего поколения помнят макет плавучей АТЭЦ «Север-2», экспонировавшийся на ВДНХ в павильоне «Атомная энергия» еще в 80-е годы прошлого века (рис.2).
Вся техническая интеллигенция России испытала законную гордость за это научно-техническое достижение, которое пришлось на очень трудные годы: от участия в международном конкурсе проектов ПАТЭС в 1991 году, где победителем были признаны отечественные разработки, утверждения техпроекта ПАТЭС в 2002 году и до проведения конкурса в нашей стране на сооружение ПАТЭС в 2006 году.
В техпроекге ПАТЭС «Академик Ломоносов» воплощены самые передовые отечественные наработки в проектировании транспортных установок малой и средней мощности с атомными реакторами [1]. Генеральным проектировщиком ПАТЭС является ЗАО «Атомэнерго», привлекшее к проектированию ОАО ЦКБ «Айсберг», которое имеет большой опыт работы по проек-
тированию атомных ледоколов. Главный конструктор реакторной установки типа КЛТ-40, принятой на ПАТЭС и проверенной в эксплуатации на ледоколах «Таймыр» и «Вайгач», — ОАО «ОКБМ имени И.И. Африкантова». Изготовитель турбины ТК-35/38 — Калужский турбинный завод, поставщик турбин для ледокольного флота России.
ПАТЭС «Академик Ломоносов» оснащена двумя реакторными установками КЛТ-40 общей тепловой мощностью 300 МВт, электрической мощностью 70 МВт. Она предназначена для энергоснабжения удаленных районов Крайнего Севера и Дальнего Востока РФ.
«Академик Ломоносов», головной проект серии из семи ПАТЭС стоимостью 16 млрд руб. каждая, имеет габариты 144x30 м, водоизмещение 21,5 тыс. т и рассчитан на 38 лет службы (3 цикла по 12 лет с годовыми перерывами на перегрузку топлива и профилактический ремонт) [ 1 ]. Хотя стоимость ПАТЭС относительно высока — 240 млн руб. за 1 МВт мощности (в ценах 2009 года), ее окупаемость составляет всего 7 лет, а при серийном строительстве стоимость снизится на 30—40 %. Но с учетом нарастающего дефицита в энергоснабжении очень важных для России стратегических и экономических районов Дальнего Востока, связанного с развитием гор-
Рис
. 1
. ПАТЭС
«Академик Ломоносов»
I
нодобывающей промышленности и с одновременным выводом из эксплуатации Билибинской АТЭЦ (в 2020 году) и Чаунской ТЭЦ, использование ПАТЭС в данном случае экономически оправданно, тем более что в настоящее время альтернативного варианта нет. Первая ПАТЭС, «Академик Ломоносов», спроектирована для энергоснабжения Вилючинска на Камчатке, вторая ПАТЭС пойдет в бухту Певек на Чукотке, третья — в пос. Черский.
Специфические условия эксплуатации ПАТЭС потребовали от проектировщиков выполнения особых требований по надежности и безопасности, связанных с автономностью ее работы. Весь обслуживающий персонал ПАТЭС составляет 70 специалистов, что для таких удаленных, изолированных от научно-технических центров атомной энергетики объектов представляется недостаточным. Хотя реакторные установки КЛТ-40 доказали свою надежность на эксплуатируемых атомных ледоколах арктического флота (правда, с возможным в случае необходимости техническим обследованием и профилактическим ремонтом), гипотетическую максимальную проектную аварию с потерей водного теплоносителя на ПАТЭС исключать все же нельзя. Кроме того, в настоящее время приходится признавать и теоретическую возможность совершения террористического акта на ПАТЭС, и связанную с ним инициированную аварийную ситуацию на ПАТЭС.
В связи с этими обстоятельствами следует иметь в виду возродившийся в последнее десятилетие повышенный интерес научных кругов к высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам (ВТГР) как инновационному направлению в атомной энергетике [2], что связано прежде всего с бесспорными преимуществами ВТГР по сравнению со всеми другими типами ядерных реакторов.
Среди достоинств ВТГР наиболее существенно следующее:
практически абсолютная надежность и безопасность ВТГР, исключающая возможность плавления активной зоны при потере теплоносителя;
гелиевый теплоноситель обладает высокой термической и радиационной стойкостью, химически инертный даже при высоких температурах;
«керамическое» топливо с многослойным покрытием из пироуглерода обладает отличной радиационной стойкостью, способностью удер-
Энергетика и электротехника
живать продукты деления, химической инертностью и очень высокой температурой плавления;
в отличие от реакторов других типов в ВТГР производится тепловая энергия высокого потенциала (850—1000 °С), которая позволяет доводить КПД всей энергетической установки с гелиевой турбиной до 44-50 % (!);
высокая температура теплоносителя в ВТГР позволяет получать от установки, кроме электроэнергии, высокопотенциальное тепло, которое может быть использовано как для технологических целей, так и для бытового и промышленного теплоснабжения;
гипотетическая авария, связанная с потерей гелиевого теплоносителя и выбросом его в окружающую среду, не представляет угрозы для обслуживающего персонала и населения, так как
Рис. 3. Реактор ВГМ-200:
1— реактор; 2— силовой корпус; 3— промежуточный теплообменник; 4— парогенератор; 5— газодувка; 6— система охлаждения; 7— система циркуляции твэлов; 8— система поглощающих шариков; 9— система очистки гелия; 10— сбросной клапан; 11 — система паровой турбины (преобразования энергии)
гелии как теплоноситель практически не активируется при работе ВТГР [3,4].
В нашей стране научные исследования по разработке ВТГР и атомных станций на их базе в 80-х годах находились на высоком уровне, соответствующем передовым научным достижениям европейских стран и США. Решением этой проблемы успешно занимались авторитетные научные коллективы ИАЭ имени И.В. Курчатова, ОКБМ имени И.И. Африкантова, ВНИИАМ, НИИАР, ВНИПИЭТ, а также и ЛПИ (ныне СПбГПУ) [2,5,6].
Еще в 1974 году был разработан проект опытно-промышленного реактора ВГР-50 в прочно-плотном стальном корпусе тепловой мощностью 136 МВт с гелиевым теплоносителем и непрерывной перегрузкой топлива в виде шаровых твэ-лов. В 1980—81 годах активно велись работы по техническому проекту реактора ВГ-400 (в корпусе из ПНЖБ тепловой мощностью 1000 МВт также с гелиевым теплоносителем температурой 950 °С), который предназначался для промышленных установок энерготехнологического назначения. А наиболее продвинутым проектом ОКБМ «Африкантов» и ВНИИАМ, разработанным при
Рис. 4. Энергетическая установка ГТ-МГР:
1— генератор; 2— модуль рекуператора; 3— турбокомпрессор; 4— модуль промежуточного холодильника; 5— модуль предварительного холодильника; 6 — сборка СУЗ; 7— активная зона; 8 — система корпусов; 9 — система охлаждения остановленного реактора
научном руководстве ИАЭ им. И.В. Курчатова, является ВТГР типа ВГМ-200 модульной конструкции в стальном корпусе с шаровыми твэ-лами в виде свободной засыпки и гелиевым теплоносителем (рис. 3).
После многолетнего перерыва в научных исследованиях и проектных работах по ВТГР, связанного с перестройкой и экономическим кризисом в нашей стране, в 1997 году предприятиями Минатома России совместно с фирмами США был разработан перспективный концептуальный проект модульного ВТГР с гелиевой турбиной ГТ—МГР [2]. Помимо отмеченных выше достоинств ВТГР, в модульном реакторе ГТ—МГР подтверждена возможность и экономическая эффективность использования его для утилизации оружейного плутония — реальный путь решения одной из актуальных проблем МАГАТЭ.
Энергетическая установка ГТ—МГР состоит из двух блоков — модульного высокотемпературного реактора (МГР) и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ) (рис. 4). Габариты этих блоков позволяют организовать их изготовление и транспортировку с заводов-изготовителей автомобильным или водным транспортом, что может упростить и удешевить решение многих проблем атомной энергетики, в том числе и энергоснабжение труднодоступных районов Крайнего Севера и Дальнего Востока.
ГТ—МГР — реакторная установка нового поколения, разработанная на основе передовых мировых технологий и 30-летнего российского опыта научных исследований и проектирования ВТГР (реакторы ВГР-50, ВГ-400 и ВГМ). Присущие установке ГТ—МГР отличные энергетические показатели и уникальные свойства внутренней безопасности (невозможность плавления активной зоны за счет отрицательного температурного коэффициента реактивности) приводят к обоснованному выводу о ее существенных преимуществах по сравнению с реакторными установками других типов и экономической целесообразности использования в ближайшей перспективе для атомных станций малой и средней мощности. Основные характеристики отечественных реакторных установок малой мощности приведены в таблице.
Применение ВТГР, в том числе и ГТ—МГР, в ПАТЭС позволяет достичь большого экономического эффекта и расширить экспортные перс-
4
Энергетика и электротехника^
Основные характеристики отечественных реакторных установок малой мощности
Название параметра Значения параметра для разных установок
ВТГР-500 ВГР-400 ВГМ-200 ГТ-МГР КЛТ-40
Тепловая мощность, МВт 136 1060 200 600 150
Электрическая мощность, МВт 50 300 50 290 38,5
Компоновка реактора Модульная Интегральная Модульная Модульная Модульная
Число петель, ж 1 4 1 1 4
Материал корпуса Сталь ПНЖБ Сталь Сталь Сталь
Температуратеплоносителя, °С
на входе 810 950 750(950) 850 316
на выходе 296 350 300 490 280
Давление гелия, МПа 4,0 5,0 7,0 7,15 12,7
Размер активной зоны, м:
диаметр 2,8 6,4 3,0 4,84 1,22
высота 4,5 4,8 9,4 8,0 1,30
Тип твэла Шаровой Шаровой Шаровой Призматический Циллиндри-ческий
Наружный диаметр твэла (TBC), мм 60 60 60 Под ключ 360 62
Топливо и начальное обогащение Уран Уран,6,5 % Уран,8 % Плутоний, 84 % Уран, 18,6%
Кампания одной загрузки, эф. сут 450 6320 950 - 916
Параметры пара во втором
контуре
давление, МПа - 17,5 - - 3,72
Температура, °С - 535 - - 298
КПД - ~70 48 -
Срок службы, лет - - - 60 50
пективы ПАТЭС. К заказам ПАТЭС в России уже проявили большую заинтересованность более десяти стран Азии, Африки и Южной Америки, причем не только как источникам электроэнергии, но и как опреснительныи установкам.
Конечно, для ПАТЭС с различными типами реакторных установок важное значение имеют технико-экономические характеристики, в частности себестоимость тепловой и электрической энергии. И для новых технологий ПАТЭС с ВТГР эти характеристики по сравнению с аналогичными для стационарных АЭС с блоками мощностью 1000 МВт будут несопоставимы. Однако такое сравнение, естественно, некорректно, так как в данном случае следует рассматривать генерирующие источники в одном диапазоне мощности (Билибинская АТЭЦ, ТЭЦ на местном и привозном органическом топливе, дизельные станции) [7]. Если же учесть перечисленные выше преимущества ВТГР, которые не всегда
могут быть оценены в финансовом отношении (например, надежность и безопасность), то это направление в создании АЭС малой мощности можно обоснованно считать перспективным.
Разработкой АЭС малой и средней мощности, в том числе и для ПАТЭС, вплотную занялись в Японии, США, Южной Корее, Китае, Индии, Аргентине и ЮАР. Некоторые из них — прямые конкуренты России в мощностном диапазоне реакторных установок для ПАТЭС. Утрата лидирующих позиций нашей страны в этой области атомной энергетики совершенно недопустима как в экономическом, так и в политическом аспектах.
В связи с этим освоение ВТГР для энергообеспечения районов Крайнего Севера и Дальнего Востока и для выхода на мировой рынок необходимо признать одним из первоочередных инновационных направлений в развитии атомной энергетики России.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Новорефтов, Р. Малые да удалые ¡Электронный ресурс] / Р. Новорефтов.^ Интернет-портал сообщества ТЭК.^ ЭНтерра, 2010.
2. Гребенник, В.Н. Высокотемпературные газоох-лаждаемые реакторы — инновационное направление развития атомной энергетики |Текст| / В.Н. Гребенник, Н.Е. Кухаркин, H.H. Пономарев-Степной.^ М.: Энергоатомиздат, 2008.
3. Кодочигов, Н.Г. Высокотемпературные газоох-лаждаемые реакторы^ перспективная технология будущего |Текст| / Н.Г. Кодочигов // Энергетика и промышленность России,— 2010.— № 18.
4. Анисимова, Е.Б. Перспективы создания ядерно-энергетических комплексов на базе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) |Текст| /
Е.Б. Анисимова, Ю.В. Богданов // XXXIX Неделя науки СПбГПУ: Матер, междунар. научно-практ. конф. Часть. 1- СПб., 2010.
5. Богданов, Ю.В. Исследование течения теплоносителя в каналах ВТГР |Текст| / Ю.В. Богданов |и др. | // Отчет о НИР № 6039 / ЛПИ.^ Л., 1980.
6. Богданов, Ю.В. Моделирование и методика исследований гидродинамики каналов ВТГР с шаровыми твэлами |Текст| / Ю.В. Богданов |и др.| // Труды ЛПИ.№ 370.-Л.:Изд-во ЛПИ, 1981.
7. Никитин, А. А.Плавучие атомные станции |Текст| / Л. Никитин, Л. Андреев.^ Доклад объединения «Bellona» |Электрон, ресурс] // http: // www.bellona.org /ffllarchive /lillnpps-russion.pdf.— 20.12.2011.
УДК 621.224.7
В.М. Румахеранг, Г.И. Топаж, A.B. Захаров
МЕТОДИКА РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КАВИТАЦИОННЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ГИДРОТУРБИН
Одним из основных факторов, оказывающих значительное влияние на рабочий процесс гидромашины, являются кавитация и сопутствующая ей кавитационная эрозия. Кавитация приводит к целому ряду отрицательных последствий: ухудшению энергетических характеристик гидромашины, резкому увеличению шума и вибраций, разрушению поверхности лопастей рабочего колеса. В результате сокращается межремонтный период, увеличивается продолжительность ремонтов, их трудоемкость и стоимость. При достаточно развитой кавитации происходит резкое падение КПД турбины и срыв мощности [1]. Гидротурбины многихдействующих ГЭС в той или иной степени подвержены кавитации и кавита-ционной эрозии, что значительно снижает их экономичность, надежность и срок эксплуатации.
В теории гидротурбин для оценки кавитаци-онных показателей рассматриваются безразмерные кавитационные коэффициенты установки стуст и турбины стт. Кавитационный коэффициент установки определяется по формуле
(Р -Р \
^ уст вп ]
Стуст= "р&Н 1
где Р —условная величина барометрического давления в области рабочего колеса; Рвп — дав-
(1)
ление парообразования, зависящее от температуры жидкости; р — плотность жидкости; Н — напор. Для натурных гидростанций Руст/(= = В — Н8 где В — барометрическое давление на нижнем бьефе ГЭС; Нц — высота отсасывания, характеризующая высоту расположения рабочего колеса над нижнем бьефом.
При уменьшении Р и, соответственно, ка-витационного коэффициента установки стуст уменьшается давление в области рабочего колеса, что может привести к образованию кавитации.
Необходимым условием возникновения кавитации в какой-либо точке лопасти рабочего колеса является уменьшение давления в этой точке до давления насыщенных водяных паров Рвп. Разность между давлением в любой точке лопасти и давлением водяных паров определяется по формуле
(р - рв п) /{<РёН)= Стуст - СР, (2)
где Ср — безразмерный коэффициент, равный по величине и обратный по знаку коэффициенту давления Р*=(Р- Рус1)/{^Н).
Распределение коэффициентов давления по поверхности лопасти может быть найдено теоретически в результате расчета обтекания лопастей рабочего колеса на рассматриваемом режи-
