На атомных электростанциях в настоящее время применяют, как правило, турбины на насыщенном водяном паре и ядерные реакторы, использующие обычную воду в качестве замедлителя и теплоносителя (типа ввэр), с двухконтурной схемой. в советском союзе получили также распространение
уран-графитовые реакторы с водяным теплоносителем и одноконтурной схемой.
Для снижения конечной влажности пара в цилиндрах турбины до допустимого значения 10—13 % применяют подсушку и промежуточный перегрев пара. между цилиндрами турбины устанавливают сепаратор влаги (с) для подсушки пара до сухости примерно 0,99 и вслед за ним пароперегреватели промежуточного перегрева, обогреваемые паром из отбора турбины и свежим паром. Начальное давление насыщенного водяного пара по условиям ограничения параметров воды в ядерном реакторе принимают 6,0—7,0 мпа с соответствующей температурой насыщения примерно 280 °с.
Давление промежуточного перегрева (разделительное» давление) из условия достижения наибольшего кпд, а также с учетом конструктивного выполнения турбины принимают около 0,6—1,2 мпа, в среднем 0,15р.
Теплоту промежуточного перегрева распределяют примерно поровну между промежуточными перегревателями отборного и свежего пара.
В промежуточных перегревателях
пар конденсируется, конденсат греющего пара отводится в линию питательной воды. недогрев перегреваемого пара до температуры конденсации греющего составляет 15—20 °с.
Конечное давление пара в цнд турбины аэс принимают равным 4—6 кпа. Кпд таких турбоустановок с развитой системой регенеративного подогрева воды составляет около 33,%.
В одноконтурной схеме пар из реактора через барабан-сепаратор направляется в турбину,
в двухконтурной схеме вода первого контура передает теплоту, получаемую в реакторе, питательной воде и водяному пару в парогенераторе.
Кпд турбоустановки насыщенного водяного пара можно повысить, применяя трехцилиндровую турбину с двухступенчатой сепарацией влаги (между цвд и цсд, а также между цсд и цнд) разделительные давления пара при этом составят 2,0 мпа и рс2~0,2 мпа, кпд такой турбоустановки повышается по сравнению с обычными схемами одноступенчатой сепарации примерно на 1,0— 1,5%.
Повышение кпд
турбоустановки аэс обусловливает экономию ядерного топлива, а при данном его расходе — увеличение мощности аэс и экономию органического топлива в энергосистеме.
Ощутимое повышение кпд турбоустановки аэс достигается применением перегрева свежего пара. На первой атомной электростанции в нашей стране уже был осуществлен такой перегрев, однако при низком начальном давлении пара и соответственно низком кпд этой опытно-промышленной установки.
В советском союзе в течение ряда лет успешно работает аэс с перегревом свежего пара в ядерном уран-графитовом реакторе до 510 °с. Начальное давление пара перед турбинами мощностью 100 и 200 мвт составляет 8—9 мпа, кпд турбоустановок 35— 37%.
Получение перегретого пара для турбин аэс возможно также при установке ядерных реакторов с газовым теплоносителем (например, углекислым газом или гелием).
Дальнейшее совершенствование аэс и повышение их кпд связано с применением реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых теплоносителями с невысоким давлением и высокой температурой (жидкие металлы: натрий и др.).
На аэс с ядерными реакторами на быстрых нейтронах возможно применение турбин с более высокими начальными параметрами пара и температурой промежуточного перегрева пара.
