Деев Основы расчета судовых ЯЕУ 2012

тракте между подогревателем низкого давления и деаэратором. В смесителе происходит смешение воды конденсатного тракта, подогретой в ПНД, и подаваемого дренажным насосом конденсата греющего пара этого подогревателя. К деаэраторной колонке, кроме того, подсоединены дренажные трубопроводы, по которым осуществляется каскадный слив в деаэратор конденсата из подогревателя высокого давления и сетевого подогревателя, а также слив влаги, отделенной от пара в сепараторе (С). В деаэраторе поддерживается постоянное давление, для подогрева воды в деаэраторном баке используется пар из регулируемого теплофикационного отбора турбины.

Система уравнений материального и теплового баланса. В

расчетах регенеративного подогрева воды используются уравнения материального и теплового баланса, которые составляются для каждого из элементов тепловой схемы ПТУ. Применительно к рассматриваемой здесь схеме паротурбинной установки ПАТЭС (см. рис. 2.10) эти уравнения можно записать в следующем виде.

Уравнения материального баланса, выражающие распределение расходов пара:

41

Уравнения теплового баланса, выражающие количества тепла, которые передаются в поверхностных теплообменниках:

для регенеративного подогревателя высокого давления (ПВД)

для регенеративного подогревателя низкого давления (ПНД)

для сетевого подогревателя (СП)

для пикового подогревателя (ПИК)

Уравнения смешения потоков в аппаратах смесительного типа:

в смесителе (СМ) перед входом конденсата в деаэратор

в деаэраторе (Д)

(G1 Gпик )iвых.пвд Gспi2 Gдi2 Gсi2 (G3 Gк )iсм2

Уравнение, выражающее работу, которая совершается паром при его расширении в турбине (внутренняя работа в единицу времени),

Электрическая мощность турбогенератора

где м – механический КПД турбины, эг – КПД электрогенератора,пр – коэффициент потерь мощности, связанных с протечками в уплотнениях и отсосом пара эжекторами.

Введем доли расходов рабочего тела от полного расхода пара на входе в турбину G0 как gi = Gi/G0. Тогда, используя (2.3) и (2.4), из уравнения (2.2) получим

Из уравнения (2.6) для ПВД следует

(i1 iвых.пвд ) g1 (i1 iвых.пвд ) gпик (iп.в iд)(1 gпик) . (2.15)

На основании уравнения (2.7)

Отношение мощностей (2.9) и (2.8) пикового и сетевого подогревателей воды теплофикационного контура дает

Подставив найденное из (2.10) значение iсм2 в уравнение (2.11), получим с учетом (2.4) и (2.5)

Поделив левую и правую части выражения (2.12) на суммарную мощность теплофикационного контура Qсп + Qпик, после несложных преобразований с учетом (2.8), (2.9) и (2.13) найдем

При расчетах обычно известны или задаются следующие величины:

электрическая мощность турбогенератора Wэ, значения коэффициентов полезного действия м и эг, внутреннего относительного КПД турбины 0i и коэффициента потерь мощности с протечками и отсосом пара пр;

тепловая мощность теплофикационного контура, Qсп и Qпик; давление нагреваемой в нем воды, а также значения температур на входе и выходе сетевого подогревателя, tвх.сп и tвых.сп;

начальные параметры пара p0, t0; давления в отборах турбины p1, p2, p3; степень сухости пара за сепаратором x2с; давление в деаэраторе pд; давление в конденсаторе pк; давление и температура питательной воды pпв и tпв на входе в парогенератор;

температура воды на выходе охладителя конденсата регенеративного подогревателя высокого давления tвых.пвл; температура воды

44

на входе в смеситель дренажа ПНД с водой конденсатного тракта паротурбинной установки tсм1.

Используя известные данные, строят i – s диаграмму, на которой последовательно изображается процесс расширения пара в ступенях турбины и его осушки в сепараторе. Необходимые при построении диаграммы параметры рабочего тела находят по таблицам свойств воды и водяного пара. После того как все нужные для дальнейших расчетов величины определены, решают систему уравнений (2.14) – (2.19) относительно неизвестных g1, g3, gк, gд, gсп, gпик. После этого можно определить все остальные доли расхода рабочего тела (g2, gс, gс1, gс2). Затем, используя уравнение (2.8), можно найти расход пара на турбину G0, а после этого значения G1,

G2, G3, Gк, Gд, Gс, Gс1, Gс2, Gсп, Gпик и iсм2. Значения Gт.к и tвых.пик сра-

зу определяются по уравнениям (2.20) и (2.21).

КПД АППУ и тепловая мощность ядерного реактора. При определении КПД (брутто) АППУ в случае АТЭС целесообразно рассматривать два значения коэффициента полезного действия: КПД по отпуску электрической энергии э.АТЭС и КПД по отпуску тепловой энергии т.АТЭС. При этом следует учитывать потери теплоты, вызванные теплообменом оборудования и трубопроводов с окружающей средой, утечками рабочего тела, продувками и рядом других причин. Эти потери для разных установок неодинаковы и на практике определяются на основе опыта эксплуатации. В приближенных расчетах общие потери мощности АТЭС можно характеризовать как потери в окружающую среду, которые согласно разным оценкам в итоге могут составить коэффициент общих потерь ок.ср порядка 0,94 – 0,97.

Электрический КПД турбоустановки по производству электроэнергии в условиях АТЭС определяется с учетом количества теплоты, отведенного потребителю тепла с горячей водой, таким обра-

зом [12]

тогда КПД АТЭС по отпуску электрической энергии

45

где коэффициент ок.ср учитывает суммарные потери тепла в окружающую среду от всего оборудования АППУ.

При транспорте горячей воды от АТЭС к потребителю тепловой энергии, кроме потерь тепла в самой АППУ, возникают дополнительные потери. Поэтому КПД АТЭС по отпуску тепловой энергии

где коэффициент тсн учитывает потери тепла в оборудовании и трубопроводах системы теплоснабжения.

В результате необходимая тепловая мощность ядерного реактора определяется как

где Qтсн = тсн(Qсп + Qпик) – количество отведенной от АППУ теплоты, которое может использовать тепловой потребитель для удовлетворения своих потребностей.

Конкретный пример расчета регенеративной тепловой схемы паротурбинной установки и КПД плавучего энергоблока АТЭС с реактором типа КЛТ-40 приведен в заключительной части пособия (см. п. П.1 – П.3 приложения).

46

3. КОНСТРУКЦИЯ СУДОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

3.1. Особенности конструкции судовых ядерных реакторов

Общая характеристика конструкции корпусных водо-

водяных реакторов. Основной тип реакторов, который в настоящее время используется в морских ядерных энергетических установках, – корпусной ядерный реактор с водой под давлением.1 Как уже отмечалось, этот тип реакторов в наибольшей степени соответствует требованиям, предъявляемым к установкам, используемым на транспорте. Конструкции водо-водяных реакторов компактны и имеют малые габариты, технологически хорошо отработаны. Такие реакторы просты в управлении, обладают свойствами саморегулирования за счет отрицательного температурного коэффициента реактивности, они надежны и достаточно безопасны в эксплуатации. Хорошие замедляющие и теплопередающие свойства воды позволяют использовать ее одновременно в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя. Однако довольно сильное поглощение нейтронов обычной водой требует применения в этих реакторах ядерного топлива, обогащенного ураном-235.

Конструкция рассматриваемого типа реакторов обязательно включает толстостенный корпус, способный выдержать высокое (порядка 14 – 20 МПа) давление воды. Корпус изготавливается из высокопрочной радиационно-стойкой стали с хорошими технологическими свойствами и относительно невысокой стоимостью. Вся внутренняя поверхность корпуса имеет плакировку из коррозион- но-стойкой нержавеющей стали аустенитного класса типа 0Х18Н10Т. К верхней части цилиндрической обечайки корпуса присоединяется массивная крышка, уплотнение крышки с обечайкой осуществляется самоуплотняющейся металлической прокладкой с помощью нажимного фланца, шпилек и гаек. На крышке располагаются приводы механизмов и устройств, необходимых для управления работой ядерного реактора и его защиты.

1 Ядерные реакторы с жидкометаллическим теплоносителем (сплав свинца и висмута), которые применялись на некоторых отечественных подводных лодках, здесь не рассматриваются.

47

По сравнению с другими типами реакторов водо-водяной реактор имеет небольшие размеры. В его корпусе удается компактно разместить активную зону с тепловыделяющими элементами, органами регулирования цепной ядерной реакции, компенсации избыточной реактивности и средствами, обеспечивающими контроль рабочих параметров и аварийную защиту реактора. Крепление и дистанционирование отдельных элементов и узлов конструкции, расположенных в корпусе реактора, а также организация потоков теплоносителя в нужном направлении достигаются с помощью разнообразных внутрикорпусных устройств (корзина активной зоны, перфорированные плиты, решетки, обечайки, перегородки, защитные трубы и др.). Важной составной частью внутрикорпусных устройств является система тепловых экранов, значительно ослабляющая потоки нейтронов и гамма-квантов из активной зоны реактора на стенки корпуса. Набор стальных экранов и водяных прослоек между ними одновременно служит боковым отражателем нейтронов, роль торцовых отражателей играет находящаяся снизу и сверху активной зоны вода со стальными конструктивными элементами.

Тепловыделяющие сборки активной зоны реактора с водой под давлением охлаждаются некипящим теплоносителем. Поверхностное кипение недогретой до температуры насыщения воды допускается только на части поверхности твэлов, находящихся в наиболее теплонапряженных сборках. Теплоноситель движется в активной зоне снизу вверх, что благоприятствует развитию естественной циркуляции. Воспринимая тепло активной зоны, вода нагревается. После выхода из реактора нагретая вода направляется в парогенератор, где она охлаждается, а затем снова поступает в реактор.

Специфические особенности конструкции судовых реакто-

ров. Эксплуатация ЯЭУ в морских условиях обуславливает ряд специфических особенностей конструкции судовых ядерных реакторов. К таким установкам предъявляются особенно жесткие требования по их надежности и безопасности, включая радиационную безопасность экипажа и окружающей среды, в том числе при стоянках судна.

Конструкция реактора должна в максимальной степени обеспечивать удобство обслуживания и простоту ремонта оборудования, быстроту и безопасность перегрузки ядерного топлива.

48

Корпус судового реактора должен иметь повышенные запасы прочности, так как в условиях плавания судна он подвергается качке на море, многочисленным дифферентам, воздействию вибрации и ударных нагрузок. При маневрах судна, когда требуется быстрое изменение мощности энергосиловой установки в широких пределах, в различных элементах конструкции реактора возникают дополнительные термические напряжения вследствие изменения температур теплоносителя. Поэтому подогрев воды в активной зоне реактора не должен быть слишком большим.

В связи с ограничениями по габаритам и водоизмещению судна размеры активной зоны и масса всего реактора должны быть по возможности минимальны. Стремление к тому, чтобы удовлетворить этому требованию, неизбежно приводит при заданной мощности установки к увеличению энергонапряженности единицы объема активной зоны и, следовательно, к необходимости выбора такой ее конструкции, которая обеспечивала бы высокую интенсивность теплосъема. Вместе с этим активная зона судового реактора должна иметь большой запас реактивности на начало кампании, что обуславливает повышенную загрузку топлива (большой энергозапас). Добиться этого можно, используя топливо более обогащенное, чем в стационарных реакторах, однако это не всегда допускается, поскольку существуют ограничения, связанные с требованиями нераспространения ядерных материалов (обогащение топлива ураном-235 должно быть менее 20 %). Для компенсации избыточной реактивности, а также выравнивания поля энерговыделения применяют различные выгорающие поглотители (бор, гадолиний), которые содержатся в специальных стержнях, помещаемых в активную зону, либо вводятся в конструкционные материалы или непосредственно в топливную композицию.

По сравнению со стационарными установками органы СУЗ судовых реакторов должны обладать повышенной надежностью и сохранять работоспособность в тяжелых эксплуатационных условиях.

Реактор атомного ледокола «Ленин». В конструкции первого ядерного реактора атомного ледокола «Ленин» (рис. 3.1) была применена двухходовая схема движения теплоносителя через активную зону, составленную из пучков стержневых твэлов, заключенных в трубы – технологические каналы.

49

Рис. 3.1. Первый реактор атомного ледокола «Ленин»: 1 – днище реактора; 2 – антикоррозионная рубашка; 3 – корпус; 4 –компенсирующая решетка; 5 – тяга компенсирующей решетки; 6 – автоматический регулятор; 7 – шпилька; 8 – гайка; 9 – нажимной фланец; 10 – крышка реактора; 11 – самоуплотняющаяся прокладка; 12 –верхняя дистанционирующая плита; 13 – кольцо для крепления верхней плиты; 14 – стержни аварийной защиты; 15 – выемные экраны; 16 – каналы; 17 – кольцевой экран (разъемный); 18 – кольцо для крепления нижней плиты; 19 – нижняя дистанционирующая плита

Холодная вода первого контура через напорный патрубок, расположенный на днище реактора, сначала поступала в центральные каналы с максимальными тепловыми нагрузками и одновременно через отверстия в нижней плите в межканальное пространство. Затем подогретая вода опускалась вниз между боковыми экранами, а после этого двигалась снова вверх по периферийным каналам, где тепловые нагрузки меньше. После смешения с межканальной водой

50