ПРЕДИСЛОВИЕ (Конструирование основного
оборудования АЭС)
Задачи, наставленные XXVI съездом КПСС на одиннадцатую пятилетку,
требуют «улучшать использование топливно-энергетических ресурсов,
сократить потребление нефти и нефтепродуктов в качестве котельно-печного
топлива, опережающими темпами развивать атомную энергетику».‘-По данным
Мировой энергетической конференции (МИРЭК-Х1, 1980 г,)г обеспеченность
человечества разведанными извлекаемыми запасами органического топлива
(1000—1100 млрд. т у. т.) в настоящее время оценивается в 110 лет, а
геологическими извлекаемыми ресурсами--в 640— 650 лет. Из 1000 млрд. т
у. т. нефть составляет 13, природный газ и газовый конденсат 11, уголь
около 70 %.
Атомная энергетика обладает неоспоримым преимуществом по сравнению с
классической: АЭС полностью не зависят от источников сырья благодаря
компактности ядерного топлива и продолжительности его использования (в
связи с чем отпадает необходимость загружать транспорт перевозками
многотонных грузов топлива) и производят электроэнергию практически без
загрязнения атмосферы.
Принципиальные возможности использования энергии ядра не исчерпываются
производством электроэнергии. Проводятся работы по использованию
ядерного топлива для выработки тепловой энергии в коммунальном хозяйстве
на атомных станциях теплоснабжения (ACT) и промышленности (металлургия,
химия).;
В одиннадцатой пятилетке прирост выработки электроэнергии в основном
будет получен на атомных и гидроэлектростанциях, что позволит довести
выработку электроэнергии на АЭС примерно до 14 % общего ее производства
к концу пятилетки. Блоки мощностью 1 млн. кВт каждый с реакторами
ВВЭР-1000 будут введены в эксплуатацию на Калининской, Южно-Украинской,
Балаковской, Запорожской, Хмельницкой, Крымской АЭС, а с реакторами
РБМК-Ю00 —на Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС; на Игналинской АЭС
введен энергоблок единичной мощностью 1,5 млн. кВт с реактором
РБМК-1500.
В современных энергетических реакторах на тепловых найтро-нах (ВВЭР,
РБМК) топливом служит 235U, массовое содержание которого в природном
уране всего около 0,7 %, причем такие реакторы могут использовать лишь
1—2 % энергии, которую может обеспечить распад урана. При таком способе
сжигания ядерного топлива разведанные запасы урана могут быть исчерпаны
в XXI веке. Поэтому становится весьма актуальной проблема дальнейшего
освоения АЭС с реакторами на быстрых, нейтронах, где используется
практически весь природный уран. При этом образуется вторичное ядерное
топливо в количестве большем, чем расходуется, т. е. осуществляется
расширенное воспроизводство ядерного топлива.
Опыт эксплуатации отечественных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах
БН-3||), БН-600, а также зарубежных АЭС с аналогичными реакторами
позволяет в ближайшее время создать энергоблоки с
реакторами-размножителями на быстрых нейтронах единичной мощностью
800—1600 МВт с жидкометаллическим теплоносителем.
Настоящая книга посвящена вопросам конструирования основного
оборудования (реактор, главный циркуляционный насос, парогенератор,
теплообменник) АЭС различных типов.
В гл. 1 дано краткое описание принципиальных схем действующих и
проектируемых отечественных стационарных энергоблоков с ядерными
реакторами различных типов.
В гл. 2 рассмотрены твэлы и тепловыделяющие сборки (ТВС), конструкции
которых положительно зарекомендовали себя при эксплуатации различных
типов реакторов как в СССР, так и за рубежом. Уделено внимание вопросам
дистанционирования и крепления твэлов в ТВС. Описаны технология
изготовления твэлов и
ТВС.
В гл. 3 изложены конструкционные принципы, положенные в основу
большинства реакторов АЭС. Рассмотрены все типы реакторов действующих и
проектируемых АЭС в СССР.
Основное внимание уделено компоновке активной зоны и внут-риреакторных
узлов. Приведены описания перегрузочных устройств некоторых типов
реакторов. Представлена технология изготовления корпуса реактора типа
ВВЭР как одна из трудоемких в атомном машиностроении.
В гл. 4 описаны конструкции циркуляционных насосов и газо-дувок АЭС,
рассмотрены основные их узлы и даны основы расчета проточной части.
В гл. 5 рассмотрены конструкции теплообменников натрий—натрий и
предложены методики их теплового расчета, а также методика совместного
расчета теплообменника и парогенератора установок с реактором типа БН и
дано описание конструкции некоторых парогенераторов, обогреваемых жидким
металлом. При описании конструкций парогенераторов, обогреваемых водой,
основное внимание уделено технологии изготовления основных узлов
парогенераторов этих типов.
Авторы приносят благодарность сотрудникам кафедры «Атомные
электростанции и установки» Горьковского политехнического института им.
А. А. Жданова за помощь в подготовке рукописи к печати.