Зорин В.М. Атомные электростанции

с учетом кризиса второго рода: увеличен расход теплоносителя через ИК, применены интенсификаторы теплообмена. Для обеспечения проектной температуры перегрева пара были разработаны усовершенствованные ППК. Эксплуатация реактора АМБ оказалась достаточно сложной, особенно в пусковых режимах, когда осуществлялся переход от охлаждения ППК водой к охлаждению паром с заметным уменьшением давления в контуре при одновременном снижении мощности (с 20 до 3 %). Несмотря на доработки конструкции реактора, впоследствии мощность энергоблока была снижена.

Второй блок АМБ-2, пуск которого был произведен в 1967 г., создавался по полностью одноконтурной схеме (рис. 10.9, в). Его проектная мощность при тех же геометрических размерах была в 2 раза выше (200 МВт (эл.)), но в процессе эксплуатации по условиям надежности была несколько снижена (190 МВт (эл.)).

Длительная работа энергоблоков с перегревом пара в реакторе показала, что сложные технические проблемы были успешно решены. Энергоблок АМБ-1 был остановлен в 1981 г., а АМБ-2 — в 1989 г. Вырабатываемая ими электроэнергия, несмотря на относительно малую мощность блоков, имела вполне приемлемую себестоимость. Только американские специалисты попытались повторить опыт по созданию реактора (Раthfinder), вырабатывающего перегретый пар, но этот опыт оказался неудачным. Опыт реакторов АМБ был использован при создании реакторов ЭГП для Билибинской АЭС, реакторов РБМК, а также проекта реактора РБМКП мощностью 2000 МВт (эл.) и с перегревом пара до 450 °С.

10.6. Расчет тепловой схемы

паропроизводительной установки

Поскольку целью расчета тепловой схемы является определение расходных и термодинамических параметров теплоносителей на входе и выходе элементов оборудования, то основу расчета составляют уравнения тепловых балансов. Эти уравнения позволяют рассчитать расходы теплоносителей или рабочего тела, так как все термодинамические параметры определяются при составлении t, Q-диаграммы ППУ (см. рис. 10.2) заданием значений управляемых параметров. Тепловая мощность, отведенная от одного элемента схемы (например, реактора), будет отличаться от подведенной к другому элементу (парогенератору) на значение тепловых потерь в трубопроводах, их соединяющих (при отсутствии других источников энергии). Тепловая мощность, отведенная от одного теплоносителя (воды первого контура), отличается от подведенной к другому (рабочему телу) на

161

значение тепловых потерь в соответствующем элементе оборудования (парогенераторе).

Расчет тепловой схемы энергоблока АЭС начинается с паротурбинной установки. При расчете ПТУ заданными являются параметры пара, подводимого к турбине, определенные на основе выбора управляемых параметров ППУ, температура охлаждающей воды на входе в конденсаторы турбины, электрическая мощность. Среди

результатов расчета — расход пара на турбину D и подводимая к

0

ПТУ тепловая мощность Q . Тепловая мощность реактора будет

0

отличаться от Q на величину тепловых потерь в ППУ:

0

разделить по составным частям ППУ следующим образом:

В правой части последнего равенства складываются тепловые потери реактора, первого контура, парогенератора и паропроводов (последние здесь отнесены к ППУ). Каждое из слагаемых — это суммарные потери, включающие потери теплоты конвекцией, излучением и с выводом (продувка, утечки) теплоносителя или рабочего тела.

уравнения (10.5) будут отсутствовать. Для трехконтурной АЭС дополнительно войдут потери теплоты в промежуточном теплообменнике Q и во втором контуре Q .

Тепловые потери обычно в расчетах учитываются коэффициентами полезного использования теплоты (или тепловыми коэффициентами) соответствующих частей ППУ. Применительно к двухконтурной АЭС эти коэффициенты определяются следующим образом:

162

пппп 0

η= ----------------------------- = --------- — тепловой коэффициент паропроводов.

Q Q

пппп

Если при расчете тепловой схемы точный расчет тепловых потерь невозможен (в начале проектирования АЭС необходимые характеристики оборудования отсутствуют), должны быть приняты их ориентировочные значения. Имеющиеся данные измерений тепловых потерь от трубопроводов и оборудования первого контура с реактором ВВЭР-1000 позволяют рекомендовать следующие значения теп-

= 0,9992…0,9998. Относительные потери оказываются невелики. На их фоне обязателен учет подводимой к теплоносителю тепловой мощности в главных циркуляционных насосах при составлении тепловых балансов контуров (первого, промежуточного — в зависимости от типа АЭС) паропроизводительной установки. На основе уравнений теплового баланса элементов оборудования ППУ и известных параметров теплоносителей рассчитываются их расходы.

Контрольные вопросы и задания

1.Что такое паропроизводительная установка?

2.Назовите основные особенности водо-водяного энергетического реактора.

3.Перечислите основные управляемые параметры ППУ с реактором типа

ВВЭР.

4.Проследите по табл. 10.1, каким образом от проекта к проекту изменя-

лись температурные запасы до кипения и до кризиса кипения (с учетом измене-

ния тепловых потоков в активной зоне).

5.На какие характеристики ППУ влияет изменение разности температур

однофазного теплоносителя на выходе из реактора и на входе в него?

6.На какие характеристики парогенератора влияет изменение минималь-

ного температурного напора в испарительной его части?

7.Назовите положительные последствия перехода на сверхкритическое дав-

ление в водо-водяном реакторе.

8.Что такое ступенчатое испарение применительно к парогенераторной

установке?

9.Известно, что парогенераторная установка АЭС с ВВЭР-440 состоит из

шести парогенераторов. Определите относительное содержание примеси в воде

парогенераторов (S /S ) при параллельной их работе и при двухступенчатой

в i п.в

схеме испарения с выделением одного парогенератора во вторую ступень. При-

нять: тепловые мощности всех ПГ одинаковы; питательная вода подается только

в первую ступень; относительная величина продувки ПГУ равна 1 %, влажность

пара — 0,5 %; распределение примеси в воде парогенераторов — равномерное;

растворимость примеси в паре пренебрежимо мала.

163

10.Какие вы можете назвать основные проблемы, требующие решения при

соединении парогенераторов АЭС с ВВЭР по двухступенчатой схеме испарения?

11.Назовите основные особенности водо-водяных корпусных кипящих

реакторов.

12.Чем определяется выбор давления в водографитовом канальном реакторе?

13.С какими трудностями связано производство перегретого пара в реакторе?

14.В предположении, что расчетом тепловой схемы ПТУ определена подво-

димая к ней тепловая мощность Q = 3100 МВт, найдите мощность реактора,

0

обеспечивающего теплотой ПТУ, если в первом случае его тип ВК и во втором —

ВВЭР. Значения необходимых для расчета тепловых коэффициентов принять.

15. Рассчитайте паропроизводительность парогенераторной установки блока

АЭС и подводимую к ней тепловую мощность, если известны: подводимая

к ПТУ тепловая мощность — 1460 МВт; энтальпия генерируемого пара —

2780 кДж/кг; энтальпия питательной воды — 940 кДж/кг. Значения остальных

необходимых для расчета исходных данных принять самостоятельно.

164

Глава 11

ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ И ОСНОВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ

ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК

С РЕАКТОРОМ ТИПА БН

Воспроизводство ядерного горючего (делящихся ядер) является важной особенностью ядерной энергетики и ее принципиальным отличием от энергетики традиционной. Сжигая 1 кг загруженного в реактор делящегося материала, получают КВ кг нового (КВ — коэффициент воспроизводства).

В реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1: в тяжеловодных — КВ ≤ 0,8, в ВВЭР и РБМК — КВ ≈ 0,5. В реакторах на быстрых нейтронах в плутоний-плутониевом (Pu-Pu) топливном цикле КВ может достигать 1,5—1,7. При КВ > 1 может использоваться практически

весь воспроизводящий материал — 238U, 232Th. В этом случае и при

использовании только 238U сырьевая база ядерной энергетики возрастает, по подсчетам специалистов, примерно в 140 раз. Вследствие воспроизводства ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах ядерная энергетика имеет в долгосрочной перспективе принципиально более широкие возможности по сравнению с традиционными источниками энергии.

Для расширенного воспроизводства ядерного горючего (КВ > 1) используются реакторы на быстрых нейтронах (БР), охлаждаемые жидкими щелочными металлами (Na, K), эвтектическим сплавом (Na-K) и

газами (Не, водяной пар, диссоциирующий газ N О ). Из металлических

2 4

теплоносителей для БР был выбран натрий как наиболее доступный, имеющий низкую замедляющую способность и обеспечивающий хорошую теплоотдачу с поверхности твэлов. По сравнению с другими щелочными металлами натрий обладает большой объемной теплоемкостью (выше только у лития), наибольшей теплопроводностью и сравнительно малой плотностью (см. [15] и табл. 7.1).

установка двухцелевого назначения (выработка электроэнергии и опреснение морской воды) с реактором БН-350 была введена в эксплуатацию в 1973 г. в Казахстане. Современный этап характеризуется накоплением опыта эксплуатации крупного промышленного

165

блока БН-600 (третий блок Белоярской АЭС). Ведется строительство четвертого блока той же АЭС с БН-800.

Повышенное воспроизводство ядерного горючего предполагает высокую долю топлива в активной зоне, что обусловливает большие тепловые нагрузки и малый шаг размещения твэлов. При этом неравномерность тепловыделения сравнительно велика (максимальное тепловыделение превышает среднее в 1,5—2 раза). Отсюда вытекают следующие теплогидравлические особенности реактора:

1)необходимость интенсивного теплоотвода требует высоких скоростей натрия, что предопределяет значительное гидравлическое сопротивление активной зоны, относительно большие давления (напоры), мощности и стоимости циркуляционных насосов;

2)стремление увеличить объемную долю топлива (и соответственно снизить объемную долю натрия) имеет следствием сравнительно высокий подогрев теплоносителя в активной зоне;

3)неравномерность тепловыделения требует эффективного профилирования расхода теплоносителя в активной зоне.

Конструирование реактора с учетом этих особенностей приводит к тому, что активная зона имеет форму уплощенного цилиндра с отношением диаметра к высоте D/Н 3 или несколько меньше.

Целесообразный подогрев натрия в активной зоне t (об этом см.

р

с. 166) требует, чтобы ее высота была Н ≈ 1 м; при этом диаметр определяется мощностью. Избыточное давление натрия в корпусе реактора, как правило, невелико, и при диаметре активной зоны реактора 1,5—2,5 м толщина стенки металлического корпуса 30—50 мм (см. табл. II.1), т.е. металлоемкость реактора сравнительно небольшая.

Недостатком натрия как теплоносителя является его способность к бурной реакции с водой в случае нарушения плотности теплопередающей поверхности. Это может привести к ухудшению охлаждения активной зоны при прохождении через нее водяных паров, образующихся в результате повышения температуры в зоне реакции. Возможны также коррозионное воздействие продуктов реакции на конструкционные материалы и разгон реактора из-за смягчения спектра нейтронов. Следует иметь в виду и то, что натрий хорошо активиру-

ется под воздействием нейтронного потока, образуя нуклид 24Na с периодом полураспада 15 ч. Стремление исключить возможность взаимодействия радиоактивного натрия с водой приводит к трехконтурной схеме АЭС.

Попытки отказаться от трехконтурной схемы путем создания поверхности нагрева парогенератора с двойными стенками оказались неудачными из-за усложнения конструкции и снижения ее надежности.

166

Особенностями реактора БН обусловливаются параметры теплоносителя и рабочего тела паропроизводительной установки.

Определяющей температуру натрия в активной зоне является (как и воды в ВВЭР) допустимая температура оболочки твэлов и других внутриреакторных конструкций, поэтому температура натрия оказывается значительно ниже температуры насыщения.

Наиболее жаропрочные из освоенных конструкционных материалов активной зоны — нержавеющие аустенитные стали. По характеристикам длительной прочности и пластичности они могут работать при температуре 650 °С или даже несколько выше. Для оболочек твэлов из стали 09Х16Н15М3Б предельной температурой можно считать 650 °С.

Температура натрия на выходе из реактора принимается заметно

ниже: t ′ = 550 °С. Это объясняется следующим.

1

1.Тепловой режим тепловыделяющих сборок (ТВС) неоднороден, и на выходе некоторых из них температура натрия может быть существенно выше по сравнению с другими. Причины этого — значительная неравномерность тепловыделения по радиусу активной зоны и степень соответствия расходов натрия в ТВС тепловыделению в них, достигнутая при конструировании реактора (профилированием расхода теплоносителя).

2.В реакторе имеются протечки относительно холодного натрия помимо активной зоны, которые, смешиваясь с потоком после ТВС, снижают температуру теплоносителя (эффект разбавления).

3.Неоднородность температуры натрия на выходе из активной зоны создает термомеханические напряжения в элементах конструкции реактора, которые могут изменяться во времени. Термоциклические нагрузки отрицательно сказываются на ресурсе работы узлов реактора и могут быть уменьшены снижением температуры натрия.

Из приведенного, в частности, следуют задачи, решаемые при конструировании реактора: сокращение протечек натрия помимо активной зоны, эффективное профилирование расхода теплоносителя, уменьшение термоциклических нагрузок.

Температура натрия на входе в реактор t ″ зависит от его подо-

1

грева в реакторе t , который, в свою очередь, определяет:

р

• расход теплоносителя G ;

1

•температурный режим активной зоны и другого реакторного оборудования;

•площади теплообменной поверхности в промежуточном теплообменнике и парогенераторе;

•параметры производимого пара.

167

ГЦН, снижается объемная доля топлива в активной зоне. Увеличение

t приводит к большей неравномерности температур натрия на

р

выходе из активной зоны, повышению перепадов температур в твэ-

лах. Снижение t ″ при выбранной t ′ может привести к большим теп-

1 1

ловым потокам в испарителе, опасным с точки зрения наступления

кризиса кипения первого рода. При малом t , что может быть объ-

р

яснено стремлением увеличить давление производимого пара, растет металлоемкость паропроводов, оборудования питательного тракта, парогенератора, и увеличение их стоимости может не компенсироваться повышением КПД преобразования энергии, замедляющимся

с ростом давления. Таким образом, выбор t — технико-экономи-

р

ческая задача, результаты решения которой в зависимости от t ′ ,

1

приводимые в [15], следующие:

200 °С ввиду уже изложенного (снижение параметров пара, ухудшение термомеханических условий работы узлов реактора и др.). Таким образом, целесообразное значение подогрева натрия в реакторе

ние в первом контуре задается давлением газа (аргона), подаваемого над уровнем натрия в корпусе реактора. Максимальное давление в быстрых реакторах, охлаждаемых жидкометаллическим теплоносителем, определяется гидравлическим сопротивлением активной зоны и, как правило, не превышает 1 МПа.

Технико-экономической задачей является и выбор температурного напора в промежуточном натрий-натриевом теплообменнике. Его уменьшение увеличивает поверхность нагрева теплообменника, но повышает параметры пара, генерируемого в парогенераторе, или уменьшает его поверхность нагрева. При изготовлении поверхности нагрева теплообменника из нержавеющей стали средний темпера-

турный напор в нем δt ≤ 40 °С. Как правило, на горячей стороне

п.т

теплообменника значение температурного напора меньше среднего,

что позволяет получить большую температуру пара t , направляе-

п

мого в ПТУ. В этих условиях разность температур натрия в проме-

жуточном контуре t = 180 …200 °С. Давление в промежуточном

п.к

168

контуре поддерживают более высоким, чем в первом, чтобы исключить возможность попадания в него радиоактивного натрия.

При выбранных температурах натрия промежуточного контура параметры вырабатываемого в парогенераторе пара определяются

минимальными температурными напорами в испарителе δt и паропе-

и

регревателе δt , значения которых также определяются решением тех-

п

нико-экономической задачи. Рекомендации по их выбору практически те же, что для парогенератора ППУ с ВВЭР: δt = 8…15 °С, δt =

= 15…25 °С. При этом стремятся, чтобы давление пара перед турбиной равнялось одному из ряда значений, принятых для отечественных ППУ (8,8; 12,8; 16,6; 23,5 МПа). Давление в парогенераторе оказывается бóльшим на значение гидравлического сопротивления паропровода.

На рис. 11.1 представлена t, Q-диаграмма ППУ энергоблока с реактором БН-600, по которой можно установить конкретные значения управляемых параметров и сопоставить их со сформулированными ранее рекомендациями. Характеристики паропроизводительных установок с различными реакторами БН даны в табл. 11.1. Электрический КПД энергоблока с БН-600 равен 40,6 (брутто) и 37,9 % (нетто).

Энергоблок с БН-600, введенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., и поныне остается единственным в мире крупным блоком

Рис. 11.1. t, Q-диаграмма паропроизводительной установки с БН-600:

1 — изменение температуры теплоносителя первого контура; 2 — то же теплоносителя промежуточного контура; 3 — подогрев воды в экономайзере; 4 — испарение воды; 5 — перегрев свежего пара; 6 — промежуточный перегрев пара турбины

169

Таблица 11.1

Основные характеристики ППУ с натриевым теплоносителем

ных и инженеров, создававших энергоблок и доводивших его уже в процессе эксплуатации. Работой энергоблока практически доказаны возможность и целесообразность решения проблемы ядерного топлива посредством использования в быстрых реакторах всего добываемого урана.

О структуре паропроизводительной установки с БН-600 и числе установленного основного оборудования можно судить по рис. 11.2, на котором показана технологическая (тепловая) схема АЭС.

Все оборудование первого контура скомпоновано в металлическом корпусе (интегральная компоновка), размещенном, в свою очередь, в бетонной шахте. Основная цель такой компоновки — сократить коммуникации и уменьшить вероятность утечек радиоактивного натрия.

Число петель отвода теплоты от теплоносителя первого контура — три, по числу турбоагрегатов в энергоблоке. Здесь немаловажную роль играют технологические возможности промышленного производства оборудования и его массогабаритные характеристики.

170