Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
цсд
цсд
цсд
цсд
квыхцнд
DDD
DD
DDD
DD
iiDDiiDiiD
0106.00257.0
))230335)(0212.0042.0
0185.00443.0()2302713((98,0
)148252)(2879.06882.0(
))'')(()'(()(
08
0
07
0
12761881
−=
−−+
−+−=
=−−
−
+
+−η=−
Для определения неизвестной величины D
цнд
рассмотрим уравнение материального
баланса после ПНД-3:
0
0000
876
598.0
0106.0
0257.00212.0042.00185.00443.02879.06882.0
DD
D
DDDDDDDD
DDDDD
цсд
цсд
цсдцсдцсдцсд
цсдцнд
=
+
−+−+−=−
−−−=
Подставим значение D
цсд
в ранее определенные уравнения:
04
03
02
01
02
01
036.0
049.0
074.0
087.0
145.0
071.0
DD
DD
DD
DD
DD
DD
ПП
ПП
=
=
=
=
=
=
08
07
06
05
0
019.0
029.0
033.0
005.0
025.0
DD
DD
DD
DD
DD
c
=
=
=
=
=
Таблица 1.
Сравнение долей расхода в элементах тепловой схемы контура.
№ отбора Уточненный расчет Расчет Долгова В.В.
I 0.087 0.087
II 0.074 0.053
III 0.049 0.052
IV 0.036 0.04
V 0.005 0.014
VI 0.033 0.026
VII 0.029 0.034
VIII 0.019 0.02
С 0.025 0.028
ПП1 0.071 0.072
ПП2 0.145 0.126
Результаты расчета практически подтвердили значения относительных расходов в
элементах тепловой схемы, рассчитанные Долговым В.В., за исключением отбора V в
деаэратор. Это расхождение связанно с тем, что ранее были выбраны заниженные
значения параметров в деаэраторе, в частности температура 158
о
С. В расчете,
проведенном в рамках дипломного проекта, принималась. стандартная температура в
деаэраторе, которая равна 165 °С.
167
3. СРАВНИТЕЛЬНЫЙ РАСЧЕТ ПОВЕРХНОСТИ
СЕПАРАТОРА ПАРОПЕРЕГРЕВАТЕЛЯ
Для оценки поверхности сепаратора-пароперегревателя были рассмотрены три
возможные тепловые схемы реакторной установки на сверхкритический параметрах, а
именно:
Схема А – схема реакторной установки SCWR, разработанная в Массачусетском
Технологическом институте (США) и представленная авторами Middleton B.D. и
Buongiorno J. в отчете «Supercritical Water Reactor Cycle for Medium Power Applications».
MIT-ANP-TR-110 (June 2006). Схема ориентирована на оборудование для водо-водяных
реакторов, изготавливаемое в США (Рис. 3 ).
Схема В – прямоточная схема АЭС с реактором на сверхкритических параметрах
(Россия) (Рис.4 ).
Схема С, которая представляет собой гибридную схему с ядерным реактором и
перегревом пара котлом на органическом топливе (ВВЭР-ТЭС) (Рис.5 )
Рис. 3. Тепловая схема реактора SCWR, разработанная в Массачусетском Технологическом
институте (США) [20]
При расчете поверхности сепаратора-пароперегревателя учитывались следующие
механизмы теплообмена: продольное обтекание пучка оребренных труб, теплообмен при
конденсации на 1 ступени, теплообмен при сверхкритических параметрах на 2 ступени.
168
Рис. 4. Тепловая схема реактора на СКП, разработанная в ГНЦ РФ ФЭИ (Россия) [5]
При расчете поверхности сепаратора-пароперегревателя учитывались следующие
механизмы теплообмена: продольное обтекание пучка оребренных труб, теплообмен при
конденсации на 1 ступени, теплообмен при сверхкритических параметрах на 2 ступени.
Рис. 5. Тепловая схема гибридной установки, включающей реакторную установку и тепловую
схему ТЭС
При расчете поверхности сепаратора-пароперегревателя учитывались следующие
механизмы теплообмена: процесс конвективного теплообмена и излучения в
поглощающей газовой среде
169
170
Таблица 2
Параметры сепараторов-пароперегревателей в различных схемах
Мощность
СПП
Q, МВт
Поверхн.
F, *10
3
м
2
Общая
длина
L, м
Число
трубок
n
тр.
Схема
1 ст. 2 ст. 1 ст. 2 ст. 1 ст. 2 ст. 1 ст. 2 ст.
Эл.
мощность
установки
N, МВт
Удельная
поверхность
на МВт э.
f, м
2
/МВт
СхемаА
SCWR
232.2 238.7 1.73 1.5 7.56 4.46 4552 6714 1600 2.02
Схема В
ВВЭР-
СКД
230.8 434 4.8 1.58 18.67 5.94 5116 5288 1600 3.99
Схема С
ТЭС-
ВВЭР
240 4.22 53.8 1563 1600 2.64
ВВЭР 103 103 0.71 0.9 4.75 4.75 2960 3811 1000 1.61
РБМК 88 88 3.82 9 8450 1000 3.82
Результаты расчетов представлены в таблице 2. Расчеты показали, что, несмотря на
то, что тепловая схема ВВЭР-СКД требует большего количества пароперегревателей по
сравнению со стандартной двухконтурной схемой ВВЭР, отсутствие парогенератора
позволяет уменьшить металлоемкость АЭС такого типа.
Следует отметить, что вес парогенератора для реактора ВВЭР-1000 составляет 1290
тонн, для реактора ВВЭР-1500 – 2820 тонн, соответственно. Вес сухого аппарата СПП-
1000 – 128 тонн.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В ходе данного исследования были выполнены следующие работы:
1.
Проведен поиск, а затем обзор отечественной и зарубежной литературы по развитию
концепций реакторов сверхкритического давления. Определены параметры тепловой
схемы, необходимые для проведения расчета мощности и поверхности сепаратора-
пароперегревателя.
2.
Проведен обзор отечественного и зарубежного теплообменного оборудования. В
качестве элементов тепловой схемы выбраны турбоустановка К-800-240-5 и сепаратор-
пароперегреватель СПП-1000. Определены конструкционные особенности
оборудования, необходимые для расчетов.
3. Проведен расчет принципиальной прямоточной тепловой схемы АЭС с реактором на
сверхкритических параметрах. В целом характеристики, полученные ранее в ГНЦ РФ
ФЭИ, подтверждены. Уточнен расход в отборе №V из цилиндра среднего давления
турбины в деаэратор путем выбора стандартной температуры в деаэраторе.
Скорректирован материальный баланс теплоносителя в контуре.
4.
Проведены расчеты мощности и конструкции сепараторов пароперегревателей для
следующих схем:
a.
Российская схема реактора ВВЭР-СКД, разработанная в ГНЦ РФ ФЭИ
b. Американская схема реактора SCWR, разработанная в МТИ
c.
Гибридная схема с ядерным реактором и перегревом пара котлом на
органическом топливе (ВВЭР-ТЭС)
171
5.
Результаты расчетов показывают, что, несмотря на необходимость большего
количества пароперегревателей в схеме ВВЭР-СКД по сравнению со стандартной
двухконтурной схемой ВВЭР, отсутствие парогенератора позволяет уменьшить
металлоемкость АЭС такого типа.
Результаты проведенных расчетов позволяют в дальнейшем определить направления
оптимизации конструкций и тепловой схемы в целом.
Список литературы
1. Доллежаль Н.А. и др. Развитие энергетических реакторов типа Белоярской АЭС с
ядерным перегревом пара. III Международная конференция ООН по использованию
атомной энергии в мирных целях. Доклад № 309. 1964г.
2.
A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Technology Road
Map Report, September 23, 2002.
3.
Yamada K., Oka Y. Research and Development of Supercritical Water-Cooled Reactor
(SCWR) in Japan. GLOBAL-2005, Paper#239. Okt. 9-13, 2005, Tsukuba, Japan.
4.
Oka Y. Review of Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concepts – The First
International Symposium on Supercritical Water-cooled Reactors, Design and Technology
[SCR-2000], Rep. № 104, November 6-9, 2000, The University of Tokyo, JAPAN.
5.
Долгов В.В. Принципиальная тепловая схема одноконтурной АЭС с реактором СКД.
Атомная энергия, 2002, т.92, №4, стр.277.
6.
Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты реактора, охлаждаемого
водой сверхкритического давления с быстро-резонансным спектром нейтронов.
Отчет ФЭИ и ИАТЭ, 2006г.
7.
Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным
теплоносителем и АЭС. Обзор. − Атомная техника за рубежом, 2001, № 6, с. 3−8.
8.
Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов,
охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения
теплоносителя, Атомная энергия, т.100, вып. 5, 2006, стр. 349-355.
9.
Oka Y. Design Concept of Once-through Cycle Supercritical Pressure Light Water
Reactors – The First International Symposium on Supercritical Water-cooled Reactors,
Design and Technology [SCR-2000], Rep 101,PP.-122.
10.
D. Squarer, D. Bittermann, Y. Oka, P. Dumaz, G. Rimpault, R. Kyrki-Rajamaki, K.
Ehrlich, N. Aksan, C. Maraczy, A. Souyri
High Performance light water reactor(HPLWR),
contract N° FIKI-CT-2000-00033, summary report of the HPLWR project, (HPLWR
Deliverable D 13 ).
11.
The Supercritical Water Cooled Reactor: (SCWR), ANS, Proceedings of Winter мeeting.
2002.
12. Установка реакторная ВВЭР СКД-И (500). Пояснительная записка. 393.100 ПЗ.
13. Разработка установки с быстрым энергетическим реактором, охлаждаемым
пароводяной смесью (БПВЭР). Реактор. Расчеты физические активной зоны с
окисным топливом и зоны воспроизводства, отчет ИАЭ инв. 32/470484 от 26.06.84.
14.
Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР
для атомных электростанций, - М: ИКЦ «Академкнига», 2004, 220с.
15.
Предварительная концепция активной зоны ВВЭР СКД (с определением
кандидатных конструкционных материалов). Отчет ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»,
2006.
16.
Филиппов Г. А. Поваров О. А. Сепарация влаги в турбинах АЭС. М. 1979. Энергия.
17. Теплообмен при конденсации движущегося пара внутри вертикальных труб. Обзор. -
Инженерно-физический журнал, т.77, №2, 2004, стр167-179.
172
18.
Паровые турбины сверхкритических параметров ЛМЗ. Под ред. Огурцова А.П. и
Рыжкова В.К., М., Энергоатомиздат, 1991.
19.
Грабежная В.А., Кириллов П.Л. О расчетах теплообмена в трубах и пучках стержней
при течении воды сверхкритического давления: Обзор ФЭИ- 0297,
Цнииатоминформ. 2003.
20.
Middleton B.D. and Buongiorno J. Supercritical Water Reactor Cycle for Medium Power
Applications. MIT-ANP-TR-110 (June 2006)
21.
Андреев П. А. и др. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок. Л.
1969. Судостроение.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)