Парогенератор АЭС реактора БН-600

Энергетика
Атомная энергетика
Опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах
Принципы энергетической безопасности
Резервы урана
Программа развития ядерной энергетики
Программа развития АЭС до 2050 г
Гидроэлектростанции
Эволюция ядерных арсеналов
Ядерная индустрия
Реакторы на тепловых нейтрона
Крупные аварии на АЭС
Ядерно-энергетические комплексы
Атомная энергетика в мире
Перспективы развития атомной энергетики
Энергетическая  безопасность
Физические основы ядерной индустрии
Радиоактивность
Бета-излучение
Фотонное излучение
Гамма-излучение
Радиация проникающая
Принцип работы атомных электрических станций
Описание атомной станции малой мощности
Описание систем реакторной установки
Реакторы типа РБМК-1000
Реакторы типа ВВЭР
АЭС c реактором БН-600
Гидроэлектрические станции
 

Применение на АЭС жидкометаллических теплоносителей в настоящее время обуславливается необходимостью внедрения в ядерную энергетику реакторов на быстрых нейтронах, требующих высоких удельных теплосъемов в активной зоне.

Одновременно обеспечиваются любые параметры паросилового цикла с использованием серийных турбин. Жидкие металлы в отличие от других жидкостей имеют простую атомную структуру, практически не разлагаются под действием излучения и нагрева в активной зоне реактора. Их высокая температура кипения и низкое давление насыщенных паров не ограничивают температуру нагрева при самых малых давлениях в контуре.

Жидкие металлы обладают весьма ценными физическими свойствами. В первую очередь это относится к теплопроводности, которая выше, чем у воды в 10-100 раз. Поэтому интенсивность теплообмена для всех жидких металлов, намного выше, чем для воды. Теплоемкость жидких металлов невысока. Однако это не приводит к увеличению расхода теплоносителя, так как высокая интенсивность теплообмена позволяет получать значительную разность температур теплоносителя на входе в реактор и на выходе из него. Несмотря на существенные недостатки, такая как, высокая химическая активность по отношению к воде и воздуху и активация в реакторе, наиболее эффективным жидкометаллическим теплоносителем все же является натрий (Na). Na обладает самой высокой из всех теплопроводностью, его плотность и вязкость такие же как у воды, а теплоемкость выше, чем у других жидких металлов (кроме лития). В связи с этим для всех осуществленных и строящихся АЭС в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран Na. Среди четырех схем реакторов с натриевым теплоносителем, находящимся в эксплуатации с интегральной по одному в России (БН-600), в Англии и Франции: один реактор с контурной компоновкой в России (БН-350). Дальнейшее развитие АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем предполагает рост высоких температур теплоносителя для повышения температуры нагрева и соответственно тепловой экономичности блоков конструкции ПГ на жидком металле развились от U-образной компоновки типа БН-600. Здесь движение натрия и пара происходит по противоточной схеме. Натрий движется в межтрубном пространстве, продольно омывая пучок труб. Трубы в ширине расположены по треугольной решетке. Для уплотнения углов крепления предусмотрены трубные доски.

Надежность ПГ может быть повышена при осуществлении промежуточного перегрева пара не в парогенераторе, а в теплообменнике, а в теплообменнике за счет теплоты свежего пара. Основные требования, которыми следует руководствоваться при выборе типа ПГ, является высокая надежность, экономичность, безопасность ПГ и всей АЭС при контакте Na с водой.

В настоящее время на АЭС в качестве жидкометаллического теплоносителя применяется только натрий. Из-за его сильной  активации в реакторе и химической активности по отношению к воде и воздуху схема АЭС с реакторами, охлаж­даемыми жидким натрием, должна состоять из трех контуров (рис. 1). В трехконтурной схеме для передачи тепла от реак­тора рабочему телу имеется два теплообменных аппарата. Один из них отделяет контур теплоносителя с высокой радиоактивно­стью от контура теплоносителя без радиоактивности. Он называется промежуточным теплообменником. На этот теплообменник возложена также задача локализации последствий возможной аварии при случайном контакте Na с водой в ПГ. В нем происхо­дит передача тепла от нагреваемого в реакторе теплоносителя другому, циркулирующему в системе промежуточного теплообмен­ника ПГ. Эта система называется промежуточным контуром. Теп­лоносителями промежуточного контура могут быть Na или сплав Na—К. Более целесообразно применение Na не только из-за его лучших теплофизических свойств, но и вследствие нецелесообраз­ности увеличения числа веществ, используемых на АЭС.

Поверхность теплообмена промежуточного теплообменника омывается однофазными средами. Поэтому подход к выбору его конструкционной схемы такой же, как для экономайзера ПГ, обогреваемого водой. В проектах первых установок конструкция промежуточного теплообменника усложнялась и выполнялась с двумя самостоятельными поверхностями теплообмена (как это по­казано на рис.1, поз. 7): одна — для первичного теплоносителя, вторая — для промежуточного. Пространство между поверхностя­ми заполнялось теплопроводной жидкостью Na, Na—К или твер­дыми прослойками (например, трубки в матрицах из металла, как на установке «Даунри», Великобритания). При наличии трех контуров и хорошо отработанной предохранительной системы вы­полнение теплообменника с двумя поверхностями теплообмена нецелесообразно. Для того чтобы при нарушении плотности теп­лообменника радиоактивный Na не попадал во второй контур, давление в нем поддерживается несколько большим, чем в первом контуре.

Схема производства пара на трехконтурной АЭС с реактором, обо­греваемым жидким калием

Рис.1. Схема производства пара на трехконтурной АЭС с реактором, обо­греваемым жидким калием:

1 — реактор; 2 — компенсаторы объема; 3 — биологическая защита реактора; 4 — биологическая защита промежуточного контура; 5 — ПГ; 6 — насос промежуточного контура; 7 — промежуточный теплообменник; 8 — насос первого контура

В качестве примера ПГ трехконтурных АЭС рассмотрим конструкцию ПГ АЭС с реактором БН-600.

В каждом циркуляционной петле реактора установлено по одному ПГ, состоящему из восьми секций (рис.2.), соединенных параллельно по теплоносителю и рабочему телу. 

Секция ПГ установки БН-600

Рис. 2. Секция ПГ установки БН-600:

А - модуль промежуточного пароперегревателя; Б - модуль испарителя; В — модуль основного пароперегревателя; а - вход калия в ПГ; б - выход калия из ПГ; в - вход питательной воды в испаритель; г - выход пара из испарителя; д - вход пара в пароперегреватель; е — выход пара из пароперегревателя; ж - вход пара в промежуточный пароперегреватель; з - выход пара из промежуточного па­роперегревателя; 1 - выходная камера пара промежуточного пароперегревателя; 2 — корпус модуля промежуточного пароперегревателя; 3 - входная камера пара промежуточного пароперегревателя; 4 - выходная камера пара испарителя; 5 -трубки теплопередающей поверхности испарителя; 6 - корпус модуля испарителя; 7 — входная камера питательной воды; 8 - дроссельное устройство; 9 - раздающая камера калия испарителя; 10 - тепловая изоляция; 11 - трубная доска; 12 -входная камера пара пароперегревателя; 13 - корпус модуля пароперегревателя; 14 — выходная камера пара пароперегревателя

1. ВЫБОР И ОБОСНОВАНИЕ КОНСТРУКТИВНОЙ СХЕМЫ ПГ

При выборе схемы учитывались температурные и физико-химические условия работы теплопередающей поверхности парогенератора, а так же конструкционные факторы.

Так как в пароперегревателе температурные и физико-химические условия требуют использования аустенитной стали, а в испарители – стали перлитного класса, то целесообразно расположить эти два элемента в отдельных модулях. Для того чтобы не допустить попадания капелек влаги из испарителя в пароперегреватель, следует осуществить небольшой начальный перегрев пара в испарителе.

 Целесообразно, объединить в одном модуле подогрев воды до состояния насыщения, испарение и начальный перегрев пара.

Основной и промежуточный пароперегреватели соединены по теплоносителю параллельно. Последовательное их включение невозможно из-за небольшого температурного напора. Чтобы не усложнять конструкцию, целесообразно эти два элемента ПГ

Особенности ядерных реакторов Ядерный реактор - устройство для осуществления управляемой реакции деления и преобразования выделившейся при делении энергии в тепловую для дальнейшего использования.

Основные этапы ядерного топливного цикла Для того, чтобы освоить практическое исполь­зование ядерной энергетики, разрабо­тать и построить эф­фективные, надёжные и безопас­ные ядер­ные реакторы, людям потребовалось глубоко изучить теорию атомно-го ядра, на-учиться создавать и поддерживать условия, при которых протекает управляемая цепная реакция деления ядер, исследовать физические и химические свойства ядерного горючего, найти и создать необходимые конструкционные материалы, реализовать очень сложные технологии обогащения урана и обращения с радиоактивным облучённым топливом

Топливо ядерных реакторов

РАСЧЕТ И ПОСТРОЕНИЕ ТЕПЛОВОЙ ДИАГРАММЫ Задача: найти расход теплоносителя, тепловую мощность парогенератора и построить диаграмму.

ТЕПЛОВОЙ РАСЧЕТ ПОВЕРХНОСТИ НАГРЕВА Задача: рассчитать толщину стенок труб теплопередающей поверхности, число труб теплопередающей поверхности, найти коэффициент теплопередачи экономайзерного, испарительного и пароперегревательного участков, площади теплопередающей поверхности пароперегревателя и общую длину труб теплопередающей поверхности парогенератора.

Расчет площади теплопередающей поверхности основного пароперегревателя

Атомная энергетика