16.1. Общие положения при проектировании

Создание ядерной энергетической установки, начиная от раз-работки проекта и до оформления всей технической документации на установку, осуществляется по постановлению правительства, в котором указываются характеристика и основные параметры ядерного энергетического объекта. В этом же постановлении указываются ге-неральный проектировщик объекта и организации, проектирующие отдельные системы: здание, ядерный реактор, парогенераторы, турбины, трубопроводы, электрооборудование и т. д.

На основе постановления правительства выпускается техническое задание с подробной характеристикой станции и требованиями, предъ-являемыми к ней по обеспечению основных параметров и надежности ее работы. Проектируют атомную электростанцию одновременно несколько специализированных организаций под общим контролем того ведомства, в структуре которого будет работать станция.

16.2. Выбор числа петель и мощности

ОДНОЙ ПЕТЛИ

При заданных электрической мощности станции N_э и типе реакторной установки (реактор водо-водяной корпусного типа, корпусной на быстрых нейтронах и т. д.)

определяют тепловую мощность реактора

N_т=N_э/η, (16.1)

где η — КПД станции. Обоснованный выбор значения η лроводится с учетом уже имеющегося опыта работы АЭС подобного типа. В современных ядерных энергетических установках на тепловых нейтронах с водо-водяными реак-торами корпусного типа и турбинами, работающими на насыщенном паре, η=0,28÷0,33. Внедрение АЭС с реак-торами на быстрых нейтронах и жидким натрием в качестве теплоносителя дает возможность получить на выходе из парогенератора перегретый пар с температурой t_п.п=400÷450 °С. Повышение температуры рабочей среды в паросиловом цикле дает возможность в установках та-кого типа достичь η=0,38÷0,43.

Выделяющаяся тепловая энергия в активной зоне ре-актора снимается с поверхностей твэлов протекающим теплоносителем (водой или жидким натрием). Масса теп-лоносителя, проходящего через активную зону, определяется из уравнения теплового баланса

N_т=M_p(t₂—t₁), (16.2)

где Μ — массовый расход теплоносителя, кг/с; _р — средняя

теплоемкость теплоносителя в диапазоне температур t₁—t₂; t₁ и t₂ — среднемассовые температуры теплоносителя на входе в ядерный реактор и на выходе из него.

В водо-водяных реакторах корпусного типа не допу-скается закипание теплоносителя в кассетах, в связи с чем температура теплоносителя на выходе из активной зоны должна быть меньше температуры насыщения на 15—25°С, т. е. t₂=t_s—(15÷25) ^oC. Температура насыщения выбирается в зависимости от давления теплоносителя в первом контуре. В водо-водяных корпусных реакторах р = (10ч-18) МПа, температура теплоносителя на входе в реактор может быть принята в первом приближении (с последующим уточнением) равной t₁=t₂—(25÷35) °С, т. е. подогрев теплоносителя в активной зоне составляет Δt=25÷35°С.

Из уравнения (16.2) определяем массовый расход теп-лоносителя через активную зону реактора

М=N_т/[_p(t₂—t₁)], (16.3)

где Ν_т — тепловая мощность, Вт; _р — средняя теплоем-кость, Дж/(кг^.°С). В реакторах на быстрых нейтронах

возможен подогрев теплоносителя в активной зоне с 350— 400 °С до 550—600 °С, т. е. в этих установках t₂=550÷600°С, a t₁=t₂—(150÷250) °С. Суммарный массовый расход в реакторах на быстрых нейтронах может быть определен по (16.3) с последующим расчленением на доли, идущие в активную и боковую зоны воспроизводства.

Обоснование числа петель в корпусной реакторной установке связано с определением того оптимального ва-рианта, при котором экономические затраты обосновывались бы возможностью технологического режима расположения входных и выходных патрубков в корпусе реактора и допустимыми гидровибрационными параметрами систем трубопроводов и внутрикорпусных устройств.

С уменьшением числа петель снижается стоимость ре-акторной установки. Но при этом возрастают внутренние диаметры трубопроводов первого контура, технологическая сложность их приварки к корпусу реактора и трассировка по зданию станции. Тенденция снижения числа петель дала возможность V блок Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-1000 создать четырехпетлевым. Ранее же все реакторные установки типа ВВЭР делались шестипетле-выми.

При принятом (с техническим обоснованием) числе пе-тель первого контура к определяется тепловая мощность одной петли

Ν_п=Ν_т/κ, (16.4)

направляемая в парогенератор.