9 Определение паропроизводительности парогенератора
Парогенератор с естественной циркуляцией.
Уравнение теплового баланса для парогенератора с естественной циркуляцией:
Qпг = D(ix – iпв)=Gт(iтвых - iтвх) ηппу
ix =i'' – (1 – χ)r
где ix = f (Р)=2771,4 кДж/кг - энтальпия сухого насыщенного пара; r = f (Pn) =1503,7 кДж/кг - скрытая теплота парообразования; (1-х) -влажность пара о парогенераторе с естественной циркуляцией принимаем 0,02, т.е. 2%.
iХ = 277 1,4 - 0,002 · 1 503,7 = 2768,4 кДж/кг.
Паропроизводительность парогенератора
D = (GТ(iТвых - iтвх) ηппу )/ iX - iпв, кг/с
где iтвх = 1284,3 кДж/кг - энтальпия теплоносителя на входе; iтвых = 1423,35 кДж/кг - энтальпия теплоносителя на выходе; iПВ = 991,2 кДж/кг- энтальпия питательной воды; принимаем ηппу = 0,99 коэффициент полезного действия ЯППУ.
D = (3670 · (1423,35 - 1284,3) 0,99)/(2768,4 - 991,2) = 284,3 кг/с.
Тепловая мощность парогенератора
Q пг = D(ix – iпв)= 284,3 (2768,4 - 991,2) = 505258 кВт.
Описание конструкции яппу и ее отдельных элементов (реактора парогенератора, гцнпк)
Ядерная паропроизводящая установка является сложным комплексом оборудования и систем, который обеспечивает не только бесперебойную передачу тепла из активной зоны в парогенераторы, но и безопасность установки как в нормальных, так и в аварийных условиях работы.
Как правило, ЯППУ включает в себя следующие основные системы: циркуляции теплоносителя в первом контуре; компенсации температурных изменений объема теплоносителя, создания и поддержания давления в первом контуре; управления, защиты и контроля реактора; очистки теплоносителя; подпитки теплоносителем первого контура; расхолаживания первого контура; взятия проб и контроля за активностью теплоносителя в первом контуре; воздухоудаления, дренажа, хранения и выдачи радиоактивных вод первого контура; специальной системы вентиляции помещений ЯППУ.
Для обеспечения безопасности ЯППУ должна иметь специальные системы безопасности: аварийного охлаждения активной зоны, предотвращения повышения давление в первом контуре, отсечения защитной оболочки от внешней среды, снижения давления защитной оболочке.
Упрощенная схема двухконтурной ЯППУ показана на рис. 2.1. В систему циркуляции в первом контуре входят реактор 3, парогенератор 5 и циркуляционный насос первого контура (ЦНПК) 14. Циркуляционный контур должен быть абсолютно герметичным и полностью заполненным теплоносителем при любых температурах. Поэтому при его разогреве часть теплоносителя должна из контура удаляться, а при снижении температуры - поступать в контур. Для этих целей служит компенсатор давления (КД) 4.
Давление в первом контуре ЯППУ с ВВРД 16 МПа. Это давление создается в КД с помощью газовой подушки (верхняя часть КД и газовые баллоны заполнены азотом). Для предотвращения повышения давления в первом контуре свыше допустимого на КД должно устанавливаться не менее двух предохранительных клапанов. Сброс теплоносителя от этих клапанов должен осуществляться в специальные емкости, которые выполняются, как правило, в виде барботеров, где осуществляются конденсация и охлаждение сброшенного теплоносителя. При циркуляции теплоносителя по контуру в результате процессов коррозии и эрозии в него поступают примеси, которые при прохождении через активную зону становятся радиоактивными. Такие примеси могут попадать в первый контур с подпиточной водой, это может произойти также в результате выхода радиоактивных продуктов веления ядерного топлива из-под оболочек ТВЭЛоб (тепловыделяющих элементов), если в некоторой части ТВЭЛов будет нарушена герметичность оболочек. Эти процессы приводят к росту радиоактивности теплоносителя в первом контуре выше допустимых пределов. Поэтому первый контур должен быть снабжен системой очистки теплоносителя.
Большая часть примесей в теплоносителе существует в ионной форме, для их удаления используются ионообменные фильтры. Ионообменные смолы не могут рабо-
тать при температуре воды более 70-80 °С, поэтому перед фильтром вода охлаждается в холодильнике фильтра. Охлаждение холодильников осуществляется водой промежуточного контура охлаждения.
Отвод остаточных тепловыделений, т. е. расхолаживание реактора после остановки, при работающих ЦНПК можно сначала осуществлять через парогенератор (ПГ), подавая в них питательную воду из второго контура с помощью главных или резервных питательных насосов.
В аварийных ситуациях тойона питательной воды в ПГ может осуществляться от аварийных питательных насосов. Вырабатываемый при этом пар сначала сбрасывается на главные конденсаторы, затем сброс пара, пароводяной пульпы и воды переводится на стояночный конденсатор. Вторым каналом расхолаживания является холодильник фильтра, охлаждаемый третьим контуром. В этом случае клапан за фильтром закрывается, а за холодильником открывается и охлажденный теплоноситель поступает под активную зону. При остановленных ЦНПК или при вскрытой крышке реактора съем остаточных тепловыделений может осуществляться через холодильник фильтра, для чего организуется циркуляция теплоносителя с помощью насоса ремонтного расхолаживания (ЦНР).
Контроль за радиоактивностью теплоносителя обычно осуществляется с помощью датчиков, установленных за фильтром и за ЦНР, а также нейтронных датчиков, установленных перед ПГ и холодильником фильтра. Для контроля выхода продуктов деления при разгерметизации оболочек ТВЭЛоВ обычно используется спектрометрический датчик за фильтром. Кроме того, путем периодического отбора проб перед фильтром и за ним осуществляются радиохимический контроль теплоносителя и контроль за эффективностью работы фильтра.
Восполнение потерь теплоносителя из-за взятия проб осуществляется с помощью подпиточных насосов. Подпиточные насосы используются также для восполнения потерь теплоносителя при малых течах из первого контура, когда в контуре поддерживается высокое давление. Подпитка осуществляется водой высокой чистоты, которая хранится в специальной цистерне под азотной подушкой. При больших течах, когда давление в первом контуре падает ниже установленного предела, аварийное охлаждение активной зоны осуществляется с помощью специальных насосов аварийной поливки.
В эксплуатации не исключается возможность образования течи в трубке ПГ. Это будет приводить к выходу радиоактивного теплоносителя во второй контур, что недопустимо. Поэтому всегда предусматриваются контроль за радиоактивностью пара и возможность отключения аварийного ПГ.
Основным элементом ЯППУ является ядерный водо-водяной реактор. Реактор состоит из следующих основных узлов: корпуса, корзины активной зоны и тепловых экранов, активной зоны, блока защитных труб крышки (верхнего блока), конструкция которых была описана выше. Парогенератор - теплообменный аппарат, в котором осуществляется передача тепловой энергии от теплоносителя к рабочему телу. Парогенератор размещается в необитаемом отсеке, который окружен вторичной биологической защитой. В состав рассматриваемой ЯППУ входит горизонтальный парогенератор. Он прост в установке и изготовлении, надежен в работе в отношении организации гидродинамики потоков, имеет малые гидравлические сопротивления па первому и второму контурам, но обладает большими массой и габаритами, что обусловлено высокой плотностью теплового потока 176328 Вт/м2 и большой разбитостью сепарационных устройств, а также высокой паропроизводительностью 1469 т/ч. В отличие от вертикальных ПГ, горизонтальные не подвержены подшламовой коррозии.
Число циркуляционных петель - четыре. Теплоноситель поступает внутрь трубок, а рабочее тело - вода - омывает трубки снаружи. По высоте парогенератор делится на две части. Верхняя предназначена для сепарации пара, а нижняя для размещения поверхности теплообмена. Входные и выходные концы труб завальцованы с подваркой в вертикальном коллекторе. Питательная вода вводится в ПГ выше уровня одной трубой во входной зоне и имеет место больший температурный напор, поэтому в ней производится большее количество пара. На правление холодной питательной воды (по четырем перфорированным отводам во входную зону поверхности теплообмена) приводит к уменьшению паросодержания по сечению водяного объема, что приводит к примерно равным скоростям пара но входе в паровое пространство. В паровом пространстве для повышения степени сушки установлен жалюзийный сепаратор. Непрерывная продувка проводится для поддержания в воде допустимых концентраций растворов твердых включений. Периодическая продувка предусмотрена из самых низких точек корпуса и служит для кратковременного сброса относительно больших количеств воды со значительным содержанием твердых частиц.
ЦНПК должны перекачивать радиоактивный теплоноситель и располагаться в биологической защите, поэтому ЦНПК для непосредственного обслуживания недоступны, в ВВЭР теплоноситель имеет давление 16МПа при температуре 250-320 °С и недогрев до кипения иногда только на 10-30 °С.
Указанные условия работы предопределяют следующие основные требования к ЦНПК: высокую надежность как насоса, так и его привода; возможность достаточно простой и быстрой замены насоса в случае его выхода из строя; полное отсутствие утечки радиоактивного теплоносителя или минимальный контролируемый уровень утечки в специальную систему; как можно большее время выбега или такое резервирование по электропитанию, при котором практически невозможна внезапная полная остановка насосов; исключение кавитационных явлений в насосе.
В стационарной ЯППУ с ВВРД нашел применение насос с ограниченной контролируемой утечкой (рис. 10.1)
Насосы с контролируемой утечкой и раздельным приводом имеют высокий КПД и малое время выбега. В этом случае вал насоса имеет систему буферного уплотнения. Над подшипником расположено многоступенчатое уплотнение. В первую камеру подается подпиточным насосом вода из системы очистки давлением, превышающим давление за насосом, что исключает выход радиоактивного теплоносителя в уплотнение и далее. За первым уплотнением устанавливается второе, например торцевого типа. В камеру этого уплотнения подается холодная чистая вода низкого давления. Использование обычных открытых электродвигателей и маховика позволяет существенно повысить КПД насоса (до 77-83%) и увеличить время выбега до минуты и более. Последнее обстоятельство существенно повышает надежность и безопасность реактора или позволяет снизить в активной зоне запас до кризиса теплообмена и тем самым повысить ее мощность. Кроме того, в этом случае возможно заметное упрощение состава электростанции, так как требования по бесперебойности подачи электропитания становятся менее строгими. Именно по этим причинам в реакторе ВВЗР-1000, использован такой ЦНПК, в котором через 30 с после отключения двигателя расход падает не более чем в 2,7 раза.
Рис. 10.1. Схема ЦНПК с контролируемой утечкой
1 - крыльчатка насоса; 2 - выходной диффузор; 3 – гидрокамера; 4 - радиальный подшипник; 5 - подача воды на уплотнения; 6 - отвод воды из камер уплотнения; 7 - торцевое уплотнение; 8 – радиальный подшипник; 9 - маховик; 10 - электромотор
ЦНПК с контролируемой утечкой и опальным двигателем позволяют использовать в качестве привода турбину, которая обеспечивает возможность плавного изменения производительности насоса. Конструкция ЦНПК обычно такова, что собственно насос, направляющий выходной диффузор и электродвигатель представляют единый блок, который через раз личные типы уплотнительных устройств крепится к гидрокамере, являющейся частью корпуса блока. Это позволяет достаточно просто заменять насос в случае его выхода из строя.
Вывод из действия ЯППУ, осуществляемый в соответствии с графиком работы судна, может быть двух видов: вывод из действия на длительный период и кратковременный вывод из действия инженера-механика в соответствии с инструкцией по управлению ядерной энергетической установкой.
При выводе ЯППУ из действия необходимо обеспечить подачу электроэнергии от двух независимых источников, кроме аварийных.
Перед выводом ЯППУ из действия должны быть пополнены запасы бидистиллята.
Расхолаживание ЯППУ производится в соответствии с инструкцией по ее обслуживанию.
В процессе расхолаживания ЯППУ производится промывка парогенераторов по второму контуру по специальной методике с последующей постановкой на мокрое хранение.
Скорость расхолаживания (снижения температуры и давления в первом контуре) не должна превышать величин, указанных в инструкции по обслуживанию ЯППУ или специальном распоряжении судовладельца.
Во время расхолаживания ЯППУ должен осуществляться контроль:
- нейтронной мощности и реактивности;
- давления и температуры теплоносителя первого контура;
- уровня в компенсаторе объема;
- радиационной обстановки.
После опускания органов управления на нижние концевики питание с их приводов должно быть снято, и автоматы опломбированы в отключенном состоянии.
При расхоложенном реакторе ЯППУ должен быть обеспечен контроль:
- давления и температуры теплоносителя первого контура;
- уровня в компенсаторе объема;
- температуры и расхода теплоносителя через насос расхолаживания;
- температуры воды в третьем контуре;
- разрежения в помещениях ЯППУ.
Отвод остаточных тепловыделений должен осуществляться через холодильник фильтра путем периодического пуска циркуляционного насоса расхолаживания.
При необходимости должна производиться очистка теплоносителя по специальной методике. При длительном хранении ЯППУ температура воздуха в аппаратном и реакторном помещении должна быть не ниже 5 ºС.