РАСЧЕТ ПАРОПЕРЕГРЕВАТЕЛЯ В ПРЯМОТОЧНОЙ СХЕМЕ АЭС С РЕАКТОРОМ СВЕРХКРИТИЧЕСКОГО ДАВЛЕНИЯ

В.М.Абдулкадыров, Г.П. Богословская

Обнинский Технический Университет Атомной Энергетики, г. Обнинск

ВВЕДЕНИЕ

Строительство АЭС отличается высокой долей капитальных затрат, причем ~70% от стоимости оборудования энергоблоков составляет оборудование паропроизводящей установки. При сложной тепловой схеме и низких параметрах теплоносителя КПД в современных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами составляет ~ 33 ÷ 35%, в то время как на современных тепловых электростанциях КПД приближается к 50%.

Стремление улучшить экономические показатели АЭС привело к использованию ядерного перегрева пара, внедрение которого на 1 и 2 блоках БАЭС при параметрах пара ~ 10 МПа и Т ≈ 540°С привело к увеличению КПД до 37 – 38 %. Для дальнейшего повышения этих показателей предлагалось использовать в качестве теплоносителя воду при сверхкритических параметрах (СКП) [1].

Внастоящее время ведутся разработки концепций реакторов на воде сверхкритических параметров SCWR (Super Critical Water Reactor) с тепловым и быстрым спектром нейтронов. В публикациях (Transactions ANS) и конференциях (GLOBAL, ICONE-13), проводимых в 2004 и 2005 годах, отмечается, что над этими концепциями работают 24 организации в 12 странах и эти реакторы рассматриваются как магистральная линия развития водоохлаждаемых реакторов.

Втечение следующих 15-ти лет планируется построить демонстрационную установку, а коммерческое развертывание ЯЭУ с СКД предполагается к 2030 году. При оценке стоимости предполагается, что демонстрационная установка будет стоить ~ 1000 $/кВт, а коммерческие установки существенно ниже этой суммы.

ВГНЦ РФ-ФЭИ (г. Обнинск) выполнены предпроектные проработки вариантов одноконтурной реакторной установки с быстрым или быстро-резонансным спектром нейтронов с водяным теплоносителем СКД и МОХ топливом на основе оружейного плутония. В рамках этой работы проводились оценочные расчеты принципиальной тепловой схемы реакторной установки. Некоторые результаты были опубликованы [2].

Цель настоящей работы – провести сравнительные расчеты мощности и поверхности сепаратора-пароперегревателя в схемах одноконтурного ВВЭР СКД, предлагаемых в отечественной и зарубежной литературе. В частности ставились следующие задачи:

1.Повторить расчет принципиальной тепловой схемы, проведенный в ГНЦ РФ ФЭИ В.В.Долговым.

2.Провести сравнительный расчет мощности и поверхности сепараторапароперегревателя в отечественной и зарубежных схемах одноконтурного ВВЭР СКД.

3.Провести сравнение различных схем для последующего выявления направлений оптимизации конструкции пароперегревателя.

1. РАСЧЕТ МАТЕРИАЛЬНОГО БАЛАНСА СХЕМЫ АЭС С РЕАКТОРОМ СКД (НА ОСНОВЕ РАБОТЫ [5])

Система промежуточной сепарации и перегрева пара предназначена для обеспечения допустимой влажности пара в конце процесса расширения в турбине, чем обеспечивается надежность работы лопаток последних ступеней ЦНД.

161

Кроме того, применение сепарации и перегрева пара повышает внутренний относительный КПД турбины.

В процессе расширения пара в турбинах насыщенного пара, если не принимать никаких мер по удалению влаги, влажность в последних ступенях настолько велика, что ηoi (внутренний относительный КПД) оказывается существенно ниже, чем при работе перегретым паром, а эрозия лопаток при этом становится недопустимо большой.

В турбинах АЭС с ВВЭР применяют промежуточную сепарацию влаги из пара, промежуточный перегрев пара либо сепарацию с последующим перегревом отсепарированного пара. Промежуточная сепарация влаги разделяется на внешнюю (когда удаление влаги происходит в сепараторах, установленных вне турбины), и внутриканальную сепарацию влаги в проточной части турбины.

Внешняя сепарация влаги связана с выводом из турбины всего потока пара в специальные устройства-сепараторы и последующим возвращением его в турбину. Наиболее просто это можно осуществить в местах деления турбины на части. Вместе с тем, наибольший эффект от внешней сепарации получается при определенных параметрах пара. Давление, при котором происходит сепарация или сепарация и промежуточный перегрев пара, называется разделительным. Оно существенно влияет на показатели экономичности турбоустановки и параметры сепаратора.

Рис. 1. H-S диаграмма для тепловой схемы (на основе работы [5])

Для промежуточного перегрева пара используется свежий пар, чем и определяется максимальная температура перегрева (на 15-40 0С).

Перегрев свежим паром снижает термический КПД цикла. Положительное влияние такого перегрева пара сказывается только на существенном понижении потерь от влажности в последующих ступенях, повышение внутреннего относительного КПД и надежности турбины. Паровой перегрев используют в том случае, когда путем сепарации нельзя достигнуть допустимого уровня влажности пара в конце расширения.

162

Dцнд(iвых1 −iк ) = η(D8 (i8 −i'1 ) + (D6 + D7 )(i'2 −i'1 )) (0.6882D0 −0.2879Dцсд)(252 −148) =

= 0,98(D7 (2713 − 230) + (0.0443D0 −0.0185Dцсд + 0.042D0 −0.0212Dцсд)(335 − 230))

D8 = 0.0257D0 −0.0106Dцсд

Для определения неизвестной величины Dцнд рассмотрим уравнение материального баланса после ПНД-3:

Dцнд = Dцсд − D6 − D7 − D8

0.6882D0 −0.2879Dцсд = Dцсд −0.0443D0 + 0.0185Dцсд −0.042D0 + 0.0212Dцсд −0.0257D0 + 0.0106Dцсд

Dцсд = 0.598D0

Подставим значение Dцсд в ранее определенные уравнения:

Таблица 1.

Сравнение долей расхода в элементах тепловой схемы контура.

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 оС. 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