ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В ЯДЕРНОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ

ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В ЯДЕРНОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ

ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ Тема № 11 Процессы гидродинамики и теплообмена в ядерных реакторах при различных режимах работы

ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ Тема № 12 Особенности процессов гидродинамики и теплообмена в активных зонах реакторов

Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)

Реакторная установка ВВЭР-1200 (АЭС-2006)

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СТЕРЖНЕВАЯ СБОРКА (ПРОДОЛЬНЫЙ РАЗРЕЗ)

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СТЕРЖНЕВАЯ СБОРКА (ПОПЕРЕЧНЫЙ РАЗРЕЗ)

ТВС реактора ВВЭР 440: 1 – верхняя головка; 2 – концевые дистанционирующие решетки; 3 – пучок твэлов; 4 – корпус ТВС; 5 – дистанционирующие устройства; 6 – хвостовик

ТВС реактора ВВЭР 1000: 1 – перфорированный шестигранный корпус; 2 – пучок твэлов; 3 – направляющие каналы поглощающих элементов (кластеров); 4 – верхняя решетка; 5 – подпружиненные упоры верхней головки; 6 – плавающая головка пучка поглощающих стержней; 7 – два пальца для закрепления головки кассеты с захватом; 8 – дистанционирующие решетки; 9 – нижняя решетка; 10 – фиксирующий штырь хвостовика для ориентации кассеты в реакторе.

Мощность выделяемая в единице объёма в рассматриваемом месте активной зоны: (1)

Тепловыделение в твэлах пропорционально плотности нейтронного потока и макроскопическому сечению деления. В связи с тем, что распределение плотности нейтронного потока неравномерно по объему активной зоны, а в некоторых случаях и макроскопическое сечение деления в разных частях активной зоны различно, тепловыделение в твэлах обычно существенно изменяется как по высоте, так и по радиусу активной зоны.

Распределение плотности нейтронного потока определяется в результате физического расчёта реактора, который, как правило, предшествует тепловому расчёту. Не останавливаясь подробно на физических аспектах рассматриваемой проблемы, напомним кратко основные сведения, касающиеся распределения плотности нейтронного потока в активной зоне реактора. Оно зависит от того, каким образом распределены по объему активной зоны топливо, замедлитель, поглощающие материалы. Наиболее просто рассчитывается распределение плотности нейтронного потока в идеализированной гомогенной активной зоне, в которой топливо, замедлитель и поглощающие материалы равномерно перемешаны по объему активной зоны. В действительности активные зоны не являются гомогенными, так как в реальных реакторах в активной зоне имеются различ ные конструктивные элементы, охлаждающие каналы, по которым течет теплоноситель, регулирующие органы и т. д. Поэтому все активные зоны являются гетерогенными.

Так как длина свободного пробега тепловых нейтронов составляет несколько сантиметров, что существенно превышает размеры основных «неоднородностей» активной зоны, то в первом приближении активную зону реакторов на тепловых нейтронах можно считать гомогенной и распределение плотности нейтронного потока в ней рассчитывать по соотношению для гомогенных активных зон. Распределение плотности нейтронного потока в гомогенной среде описывается уравнением диффузии. В бесконечном однородном массиве стационарное распределение было бы равномерным и плотность нейтронного потока определялась бы условием равновесия между процессами выделения и поглощения нейтронов. В любом конечном объеме вследствие утечки нейтронов через его поверхность плотность нейтронного потока убывает по направлению к периферии. Если провести линейную экстраполяцию профиля нейтронного потока за пределы активной зоны, то нейтронный поток обратится в нуль на определенном расстоянии от поверхности δ, называемом эффективной добавкой.

Величина эффективной добавки определяется длиной среднего свободного пробега нейтрона и может быть рассчитана заранее. Поэтому при решении уравнения диффузии удобно вместо действительной активной зоны рассматривать некоторую условную, линейные размеры которой, называемые обычно экстраполированными, отличаются от действительных размеров активной зоны на величину эффективной добавки. Нейтронный поток на поверхности условной зоны можно принять равным нулю. Для активных зон простейшей геометрии расчёт дает следующее распределение плотности нейтронного потока по объему активной зоны. Для активной зоны в форме прямоугольного параллелепипеда, экстраполированные размеры ребер которого равны а, b и с, (2)

Для цилиндрической активной зоны (3) Для сферической активной зоны (4)

Для выравнивания плотности нейтронного потока и тепловыделения по объёму активной зоны используются различные способы: установка отражателя, регулирование распределения потока нейтронов с помощью поглощающих присадок, применение переменной по сечению реактора степени обогащения топлива и др. Типичное распределение плотности нейтронного потока по радиусу цилиндрической активной зоны с отражателем показано кривой 2 на рисунке, приведенном на следующем слайде. Такой же характер имеет распределение плотности нейтронного потока и но высоте активной зоны при наличии торцевых отражателей. Отражатель уменьшает утечку нейтронов из активной зоны, вследствие этого повышается нейтронный поток как на поверхности активной зоны, так и по всему ее объёму. Наличие максимума нейтронного потока в отражателе вблизи границы с активной зоной объясняется торможением быстрых нейтронов, попадающих в отражатель, и их более слабым поглощением в нём.

Для большей простоты при тепловом расчёте активной зоны с отражателем пользуются также уравнениями (2)‒(4), рассматривая вместо действительной некоторую условную активную зону без отражателя. Распределение плотности нейтронного потока для такой активной зоны показано на рисунке штрихпунктиром (R 0=R+δ‘ ‒ экстраполированный радиус активной зоны с отражателем). Аналогичным образом вводится понятие экстраполированной высоты активной зоны с отражателем Н'.

Действительное распределение плотности нейтронного потока в активной зоне гетерогенных реакторов значительно сложнее. Если распределение плотности нейтронного потока в целом по активной зоне незначительно отличается от распределения в гомогенной активной зоне, то распределение нейтронного потока по поперечному сечению отдельной кассеты существенно неравномерно. Дело в том, что топливо поглощает нейтроны значительно сильнее, чем замедлитель, поэтому плотность нейтронного потока в твэле ниже, чем в окружающем его замедлителе. Характер распределения плотности нейтронного потока по сечению топливной кассеты показан на рисунке, приведенном на следующем слайде.

По сравнению с абсолютными значениями нейтронного потока эти местные изменения Ф невелики, поэтому в расчете тепловой мощности реактора ими, как правило, пренебрегают. При расчёте отдельных твэлов в кассете необходимо учитывать неравномерность Ф, а следовательно, и qv и вводить коэффициент неравномерности тепловыделения по кассете kк. Наличие конструкционных материалов, теплоносителя, регулирующих и аварийных стержней еще более искажает распределение плотности нейтронного потока в активной зоне. Все эти особенности реактора учитываются в процессе физического расчёта.

Для цилиндрической активной зоны

В тех случаях, когда принимаются специальные меры по выравниванию тепловыделения в активной зоне или когда регулирующие стержни искажают распределение плотности нейтронного потока, расчёт распределения тепловыделения в активной зоне более сложен. Не вся энергия распада выделяется в виде тепла в твэлах; заметная доля тепла выделяется в таких элементах ядерного реактора, как замедлитель, отражатель, биологическая защита, а также в теплоносителе и конструкционных материалах. Точный расчёт тепловыделения в этих элементах весьма сложен. Однако с достаточной для практики точностью при расчёте систем охлаждения можно ограничиться приближенными оценками. Выделение тепла в замедлителе связано главным образом с замедлением нейтронов и поглощением некоторой части γ излучения и составляет примерно 5% общей мощности реактора. Тепловыделение в отражателе и биологической защите в основном обусловлено поглощением γ излучения, причем в отражателе выделяется примерно 2÷ 3%, в защитной оболочке 1÷ 2% общей мощности реактора.

Выделяющееся в ядерном реакторе тепло отводится из него теплоносителем. Расход теплоносителя, скорости его движения по различным охлаждающим каналам реактора должны быть выбраны таким образом, чтобы обеспечить нормальную безаварийную работу всех элементов реактора. Применительно к твэлам это прежде всего означает, что максимальная температура оболочки твэлов и топлива ни в одном канале активной зоны не должна превышать предельно допустимые значения. Несмотря на принимаемые меры по выравниванию тепловыделения по сечению активной зоны, выделяемая в различных рабочих каналах мощность не одинакова. Поэтому для обеспечения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из всех рабочих каналов необходимо распределять расходы теплоносителя пропорционально выделяемым в рабочих каналах тепловым мощностям.

Среднемассовая температура теплоносителя (распределение по длине):

Температура наружной поверхности твэльной трубки (распределение по длине):

Среднемассовая температура теплоносителя (распределение по длине):

Распределение по высоте рабочего канала мощности qv, среднемассовой температуры теплоносителя t, температуры наружной поверхности оболочки tc и температуры топлива на оси твэла t 0. тепловыделения

Распределение температуры вдоль твэла реактора ВВЭР-440: 1 – теплоноситель; 2 – наружная поверхность твэльной трубки; 3 – внутренняя поверхность твэльной трубки; 4 – наружная поверхность топливной таблетки; 5 – внутренняя поверхность топливной таблетки.

Распределение температуры вдоль твэла реактора БН-600: 1 – теплоноситель; 2 – наружная поверхность твэльной трубки; 3 – внутренняя поверхность твэльной трубки; 4 – наружная поверхность топливной таблетки; 5 – внутренняя поверхность топливной таблетки.

Распределение безразмерной температуры в тепловыделяющем массиве: а ‒ шахматное (α=π/3); б ‒ квадратное (α=π/4) расположение труб.

Состав множества компьютерных кодов, необходимых для анализа сценариев нештатных переходных и аварийных режимов работы ЯЭУ КЛАССЫ КОМПЬЮТЕРНЫХ КОДОВ физики реакторов исследования процессов в топливе термогидродинамические моделирования распространения радиоактивных выбросов в атмосфере исследования процессов в контайменте моделирования работы отдельных устройств ЯЭУ

ТИПЫ ТЕРМОГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ КОДОВ системные реалистические субканальные “приближение пористого тела” CFD-коды

ОСОБЕННОСТИ ПРОЦЕССОВ ТЕПЛООБМЕНА В РАЗЛИЧНЫХ РЕЖИМАХ РАБОТЫ РЕАКТОРА ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В РАЗЛИЧНЫХ РЕЖИМАХ В переходных режимах и в различные моменты кампании реактора изменяется энерговыделение по высоте активной зоны. Перемещение регулирующих стержней изменяет профиль тепловыделения как это качественно показано на рисунке 1. Введение регулирующего стержня в активную зону уменьшает поток нейтронов и, следовательно, тепловыделение.

Рисунок 1 – Распределение энерговыделения в начале (а) и в конце (б) кампании

В переходных процессах наибольшие деформации поля энерговыделения возникают при умеренном снижении мощности (40 -50%) и последующем восстановлении до номинальной. Пример такого распределения для ВВЭР 1000 показан на рисунке 2. Это довольно медленные процессы, в которых тепловые характеристики следуют за физическими параметрами реактора.

Рисунок 2 – Изменение распределения энерговыделения в реакторе ВВЭР 1000 в режимах разной мощности: 1 – 100%; 2 – 0 ч, 50%; 3 – 4, 62 ч, 50%; работа 5, 3 ч на 50% мощности; 4 – 5, 3 ч, 100%; 5 – 10, 6 ч, 100%; 6 – 15, 8 ч, 100%. ζ = Z/Н, F(ζ) = q(ζ)/q.

При быстрых процессах принципиальным моментом является тот факт, что тепловые характеристики активной зоны изменяются медленнее, чем физические. Так, при выбросе из активной зоны одной ТВС мощность ВВЭР 440 возрастает в 15 раз за время 0, 1 с, а тепловой поток увеличивается всего в 1, 34 раза (рисунок 3).

Рисунок 3 – Изменение потока нейронов (Ф) и плотности теплового потока (q) в ВВЭР 440 при удалении одной ТВС за время 0, 1 с

При любой остановке реактора тепловая мощность спадает медленнее плотности нейтронного потока (рисунок 4) за счет значительных количеств аккумулированного в АЗ тепла и остаточного энерговыделения в топливе при радиоактивном распаде продуктов деления.

Рисунок 4. Характерные кривые спада нейтронной мощности (1) и теплового потока (2) после отключения реактора

● Высокая температура, ● низкая теплопроводность и ● достаточно высокая теплоемкость диоксида урана приводят к тому, что в топливе аккумулируется большое количество тепла. При аварийных отключениях реактора, связанных с ухудшением теплоотвода, это тепло может повысить температуру оболочки твэла до недопустимого значения. При использовании металлического урана или керметного топлива, обладающих более высокой теплопроводностью, чем диоксид урана, количество тепла, запасенное в твэле, значительно меньше, и температура оболочки твэла при отключении реактора оказывается в пределах допустимой.

Остаточное тепловыделение в реакторе после его остановки связано с двумя процессами. ● В начальные моменты времени (до 100 с) после остановки продолжаются процессы деления на запаздывающих нейтронах. ● В дальнейшем основной вклад вносит тепловыделение от распадающихся радиоактивных осколков деления. Периоды полураспада осколков составляют от нескольких секунд до тысяч лет, поэтому в остановленном реакторе и в отработавшем топливе после прекращения деления ядер будет выделяться энергия распада осколков. Это вызывает необходимость постоянного охлаждения реактора после остановки, а также охлаждения отработавшего топлива в хранилищах.

Если реактор до выключения работал в течение времени на мощности , то мощность остаточного тепловыделения уменьшается по закону Если , то Таблица 1 показывает, как мощность тепловыделения спадает со временем. остаточного

Таблица 1 – Мощность остаточного тепловыделения после остановки реактора ВВЭР

Хотя эти мощности малы по сравнению со стационарными значениями, но значительны в абсолютных величинах. Так, в реакторе с электрической мощностью 1000 МВт, который долго работал на полной мощности, мощность остаточного тепловыделения через час после остановки составит 48 МВт, через сутки около 15 МВт, через год около 0, 8 МВт. Отсюда следует необходимость постоянного охлаждения остановленного реактора.

ИЗМЕНЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ В ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССАХ Под термином "переходные процессы" подразумеваются процессы перехода элементов реактора с одного температурного уровня на другой. Расчёт (оценочный) большинства таких процессов, например, с уменьшением расхода, может быть выполнен на основе квазистационарных подходов. Для таких расчётов необходимо знать тепловой поток и расход в каждый момент времени. Коэффициенты теплообмена рассчитываются по зависимостям для соответствующего стационарного режима, что не приводит к большим ошибкам, так как изменения коэффициентов теплообмена обычно относительно невелики. Далее приведены выражения для оценки основных параметров таких процессов. Большинство твэлов ядерных реакторов имеют вид цилиндрических стержней. Распределение температуры в цилиндре с плотностью объемных источников тепла , имеет вид

(1) Плотность теплового потока на поверхности: Средняя по объёму температура цилиндра: (2)

Подставив (1) в (2), получим: (3) Среднее термическое сопротивление цилиндрического твэла без оболочки: (4) Уравнение теплового баланса для элемента с внутренним тепловыделением (для нестационарного процесса), усредненное по объему, запишем в виде: (5)

Рассмотрим упрощён ную задачу (рис. 5). Пусть цилиндрический твэл радиуса R без оболочки с плотностью тепловыделения, описываемого законом омывается теплоносителем с переменной температурой и постоянным коэф фициентом теплообмена α. Тогда Рисунок 5 – Распределение темпе ратуры в твэле без оболочки

С другой стороны, плотность теплового потока на поверхности цилиндрического твэла без оболочки можно выразить через термическое сопротивление: Сопоставив эти два уравнения, получим (6) Подставив (6) в (5), получим (7)

(8) Можем записать – постоянная времени, определяющая динамические характеристики цилиндрического твэла. , где стоящие в правой части слагаемые это, соответственно, постоянные времени для процессов внутри твэла и процессов теплообмена с теплоносителем ( «наружных процессов» ): (9)

Критериальное число Био – критерий краевого подобия, характеризующий связь между полем температур в твёрдом теле и условиями теплоотдачи на его поверхности, являясь мерой внутреннего и внешнего термического сопротивления (термического сопротивления стенки и термического сопротивления на границе стенки с потоком): где – характерный размер.

(7)

Рисунок 6 – Изменение средней температуры цилиндрического твэла без оболочки при линейном изменении температуры теплоносителя

Постоянную времени для тел любой формы можно записать в общем виде (10) где V и F — объём и площадь поверхности теплообмена тела, RТ — суммарное термическое сопротивление переносу тепла от тела к теплоносителю, включающее среднее значение внутреннего термического сопротивления тела. Постоянная времени реального цилиндрического твэла, имеющего оболочку и газовый зазор между топливом и оболочкой, учитывает их термические сопротивления.

Рисунок 7 – Распределение температуры в твэле с газовым зазором между топливом и оболочкой

Приближенное выражение имеет вид: (11)

Рассмотрим теперь задачу охлаждения разогретой активной зоны АЗ без учёта ее внутреннего тепловыделения. Пусть АЗ охлаждается жидкостью с расходом M и постоянной температурой t. Начальная температура топлива t 0 , теплоёмкость топлива (12) (13)

ТЕПЛОВЫЕ УДАРЫ И ПЕРИОДИЧЕСКИЕ КОЛЕБАНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ В переходных режимах температура в разных частях конструкционных элементов изменяется с разной скоростью. Резкие изменения температуры теплоносителя приводят к изменениям перепадов температуры в конструкциях, что вызывает возникновение термических напряжений, которые называют тепловыми ударами. Величина напряжений зависит от многих факторов: скорости изменения температуры теплоносителя, коэффициентов теплообмена, теплофизических свойств материала конструкции, толщины стенок и др.

Рассмотрим стенку изолированного трубопровода, имеющего начальную температуру t 0. Рисунок 8 – Распределение температуры и термические напряжения по сечению стенки трубы

При быстром снижении температуры теплоносителя внутренние слои трубы охлаждаются быстрее, чем наружные. Распределение температуры приобретает вид, показанный на рис. 8. Если средняя температура стенки , то слои, имеющие температуру выше средней, оказываются сжатыми, а ниже средней растянутыми. Значение напряжений оценивается по формуле (14) где а — коэффициент линейного расширения; Е — модуль упругости; μ — коэффициент Пуассона; стенки: — средняя температура

(15) Максимальные напряжения возникают на поверхностях конструкционных элементов.

Под термином "тепловой удар" понимается однократное изменение температуры поверхности. Однако в потоке теплоносителя существуют колебания температуры, которые необходимо учитывать, особенно при больших тепловых потоках. Колебания температуры (пульсации) оказывают влияние на коррозионные процессы, поскольку приводят к разрушению защитных пленок на поверхности и могут вызвать усталостные напряжения. Причинами пульсаций температуры могут быть: ●колебания мощности; ●турбулентные пульсации, которые определяются внутренней структурой потока; ●неустановившиеся конвективные течения, особенно в патрубках, тройниках и т. д. при наличии значительных градиентов температуры; ●смена режимов кипения (в месте кризиса, при переходе к пленочному кипению).

Для определения температурных напряжений необходимо найти распределение температуры в стенке толщиной h, на одной из поверхностей которой задают пульсации температуры, на другой – теплообмен с греющим теплоносителем при постоянном коэффициенте теплообмена. Термоупругие нестационарные напряжения на поверхности можно определить по известным соотношениям из теории упругости.

ОСОБЕННОСТИ ТЕМПЕРАТУРНЫХ РЕЖИМОВ ПРИ РАССЛОЕНИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В переходных, а особенно в аварийных режимах практически всегда наблюдается расслоение (стратификация) теплоносителя по плотности в зависимости от температуры. Разные температуры вызывают появление термогравитационных сил, которые изменяют картину течения и температурный режим потока. Разница температуры между горячей и холодной областями в переходных режимах практически всегда равна изменению температуры в переходных режимах установки и может достигать сотен градусов.

Опасность стратифицированных течений — большой градиент температуры в узкой области, что может вызвать нежелательные термические напряжения в конструкциях. Расслоение теплоносителя может происходить в верхней камере у реакторов различного типа (ВВЭР, БН) в режимах с уменьшением энерговыделения. Нагретые слои оказываются в верхней части камеры, более холодные — в нижней. Устойчивая стратификация препятствует развитию естественной конвекции. Между горячей и холодной областями имеется тонкий горизонтальный слой, в котором реализуется весь перепад температуры между верхней и нижней практически изотермическими областями (рис. 9). Это обстоятельство необходимо учитывать при установке датчиков измерения температуры, иначе возможны грубые ошибки в оценке ее уровней в переходных режимах.

Рисунок 9 – Расслоение теплоносителя в верхней камере реактора: 1 – активная зона; 2 – уровень теплоносителя; 3 – граница горячей и холодной зон.

Тепло, передаваемое через поверхность раздела между горячей и холодной областями, быстро размывается турбулентными вихрями, и градиент температуры на поверхности раздела практически не меняется во времени. Числом подобия, определяющим устойчивость стратифицированных течений, в которых силы плавучести играют главную роль, является число Ричардсона: (16) При Ri>0, 5 граница раздела устойчива, при меньших Ri на поверхности раздела появляются колебания, амплитуда которых увеличивается с увеличением скорости.

Числами подобия, определяющими характер течений являются также числа Фруда и Рейнольдса: Другим примером расслоенных течений является режим подачи холодной воды в трубопровод одной из петли первого контура ВВЭР в аварийном режиме при утечке теплоносителя. Структура течения теплоносителя в этом случае состоит из двух встречных потоков (рис. 10). Горячая жидкость распространяется на длину l в одну сторону, холодная течет в другую.

Рисунок 10 – Характер течения горячей и холодной жидкости при подаче холодной жидкости в трубопровод: 1 – распределение скорости; 2 – распределение температур.

ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ Тема № 13 Процессы гидродинамики и теплообмена в парогенераторах

Основные требования к ПГ АЭС 1. Схема ПГ и конструкция его элементов должны обеспечить необходимую производительность и заданные параметры пара при любых режимах работы АЭС. Выполнение этого требовании предусматривает наиболее экономичную работу станции как при нормальной, так и при переменных нагрузках. 2. Единичная мощность ПГ должна быть максимально возможной при заданных условиях. Это требование связано с улучшением технико экономических показателей при укрупнении мощности единичного агрегата.

Основные требования к ПГ АЭС 3. Все элементы ПГ должны обладать безусловной надежностью и абсолютной безопасностью. Поверхность теплообмена в ПГ выполняется из большого числа труб малого диаметра, то есть в ней сосредоточивается большое число соединений труб первого радиоактивного контура. В связи с этим надежность работы АЭС в значительной степени определяется надежностью работы ПГ. Необходимо правильно решать вопросы радиационной защиты и обеспечивать прочность всех элементов конструкции.

Основные требования к ПГ АЭС 4. Соединения элементов и деталей ПГ должны обеспечивать плотность, исключающую возможность перетечек из одного контура в другой. Сколько нибудь существенное попадание теплоносителя в рабочее тело недопустимо, так как паротурбинный контур не имеет биологической защиты. Проникновение рабочего тела в первый контур приведет к повышению радиоактивности теплоносителя и отложению радиоактивных продуктов коррозии в первом контуре. Наиболее опасны отложения продуктов коррозии на твэлах. В этом случае может произойти резкое уменьшение теплоотвода.

Основные требования к ПГ АЭС 5. ПГ должен вырабатывать пар необходимой чистоты, что обеспечит надежность высокотемпературных пароперегревателей, а также надежную и экономичную работу турбины. 6. Конструкция элементов ПГ должна быть проста и компактна, должна обеспечивать удобство монтажа и эксплуатации, возможность обнаружения и ликвидации повреждений, возможность полного дренирования.

Основные требования к ПГ АЭС 7. Схема и конструкция ПГ должны обеспечить высокие технико экономические показатели. При проектировании ПГ бывают заданными вид и параметры теплоносителя и рабочего тела на входе и выходе. Поэтому особое значение для получения оптимальных технико экономических показателей ПГ имеет правильный выбор его конструкционной схемы, материалов, размеров элементов поверхностей теплообмена, скоростей теплоносителя и рабочего тела. Необходимо принимать меры для снижения потерь в окружающую среду.

Теплообменные аппараты по способу передачи тепла (принципу действия) делятся на 2 (две) группы: ♦ смешивающие ♦ поверхностные.

СМЕШИВАЮЩИЕ – передача тепла осуществляется при смешении теплоносителя и рабочего тела в одном объеме, без поверхности теплообмена. Очевидно, что такой теплообменник наиболее эффективен и прост. Однако принцип смешения противоречит основным требованиям к ПГ АЭС.

ПОВЕРХНОСТНЫЕ теплообменники разделяются на 2 (две) группы: ♦ регенеративные ♦ рекуперативные.

РЕГЕНЕРАТИВНЫЙ ТЕПЛООБМЕННИК – теплоноситель и рабочее тело попеременно проходят через теплопередающую поверхность. Во время движения горячего теплоносителя поверхность аккумулирует тепло, которое затем отдается рабочему телу во время его прохода через данную поверхность. Регенеративный тип теплообменника, очевидно, неприменим в ПГ, так как невозможно достичь абсолютной плотности контуров и предотвратить переток теплоносителя и рабочего тела из одного контура в другой.

РЕКУПЕРАТИВНЫЕ ТЕПЛООБМЕННИКИ – обе среды одновременно проходят через поверхность нагрева, а тепло от первичного теплоносителя передается рабочему телу через разделяющую их стенку. Такой принцип действия теплообменника дает возможность разработать теплообменный аппарат в соответствии со всеми требованиями, предъявляемыми к ПГ АЭС. Следует оговорить, что обоснование типа теплообменника проведено исходя из существующей в настоящее время технологической схемы производства рабочего пара на двухконтурных АЭС.

Конкретные конструкции теплообменников различаются ● конфигурацией поверхности теплообмена ● схемой омывания поверхности теплообмена теплоносителем ● схемой омывания поверхности теплообмена рабочим телом ● конструкцией корпуса ● типом камер ● и т. д.

Конструкционное оформление теплообменников – ПГ АЭС – во многом определяется параметрами и свойствами теплоносителей первого контура.

Схема поверхностного рекуперативного теплообменника: 1 – корпус теплообменники; 2 – поверхность теплообмена; 3 – камеры (подводящая и отводящая один из теплоносителей); 4 – трубные доски; 5 – патрубки.

(t, Q )-диаграмма ПГ

При достижении максимально возможных давлений насыщенного пара, вырабатываемого ПГ, перегрев его невелик (не более 30°С). Заметный перегрев при водном теплоносителе может быть получен при низких давлениях насыщенного пара. Известно, что перегрев пара целесообразен только тогда, когда исчерпаны возможности повышения давления насыщенного пара. Как было показано, максимально возможный перегрев пара в ПГ с водным теплоносителем может достигнуть 30°С (а реально, видимо, и того меньше). Такой малый перегрев не дает заметного повышения КПД цикла, но требует определенного усложнения конструкции ПГ. Поэтому действующие мощные АЭС с водным теплоносителем работают на насыщенном паре без перегрева. (t, Q) диаграмма для ПГ насыщенного пара в отличие от диаграммы на предыдущем рисунке не имеет участка, характерного для пароперегревателя.

Однако следует иметь в виду, что даже небольшой перегрев пара (20 °С) заметно изменит условия работы турбины, повысив ее надежность и КПД. В первую очередь это скажется на повышении надежности работы регулирующих органов, проточной части и особенно ее последних ступеней за счет снижения интенсивности коррозионно-эрозионных процессов. Такой перегрев окажет влияние и на экономические показатели турбины, так как можно будет более уверенно выбрать разделительное давление для установки сепаратора пароперегревателя (СПП) турбины и получить некоторое повышение КПД в ее ступенях. Возможность осуществления перегрева пара в ПГ на АЭС с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, в первую очередь зависит от выбранного давления в реакторе, принятой конструкционной схемы ПГ и наличия соответствующих надежных материалов для изготовления пароперегревателя.

На рисунке приведена (t, Q) диаграмма ПГ 1 го блока Белоярской АЭС, обогреваемого насыщенным водяным паром (Qн. эк и Qк. эк – соответственно тепло, переданное в некипящей и кипящей частях экономайзера). В таблице приведены параметры 1 го блока Белоярской АЭС и АЭС малой мощности во Франкфурте на Майне (ФРГ). Сравнение данных показывает, насколько насыщенный пар как теплоноситель эффективнее воды. Если для получения в ПГ, обогреваемом водой, насыщенного пара умеренного давления требуется иметь превышение Р 1 над Р 2 примерно в 2, 5 раза, то в первом случае Р 1 отличается от Р 2 несущественно.

(t, Q )-диаграмма ПГ, обогреваемого конденсирующимся насыщенным паром

ЭФФЕКТИВНОСТЬ ТЕПЛООБМЕННИКА Используемое в уравнении теплопередачи выражение для среднелогарифмического температурного напора может быть вычислено только в том случае, если известны температуры обоих теплоносителей на концах теплообменника. С введением понятия эффективности теплообменника расчёты возможно производить, зная лишь температуры теплоносителей на входе в теплообменник. Термодинамическая эффективность теплообменника есть отношение количества тепла, передаваемого в данном теплообменнике, к количеству тепла, передаваемого в теплообменнике с бесконечно большой поверхностью теплообмена с теми же параметрами на входе.

Теплообменники различаются по направлению потоков теплоносителей. В прямоточных — теплоносители текут в одном направлении. другу. Направление потоков может быть более сложным: смешанным (когда в одних частях теплообменника встречается прямоточное движение, в других — противоточное), перекрестным или комбинированным.

Распределение температуры в прямоточных и противоточных

Теплообменник со змеевиковыми поверхностями теплообмена с плоскими U-образными трубками

Теплообменник со змеевиковыми поверхностями теплообмена с плоскими змеевиками

Теплообменник со змеевиковыми поверхностями теплообмена с винтовыми змеевиками

Теплообменник с обратными элементами

Вертикальный прямоточный ПГ: 1 – дренаж; 2 – монтажные отверстия; 3 – дистанционирующие пластины; 4 – кожух; 5 – коллектор питательной воды; 6 – отверстия для прохода пара в опускной участок; 7 – воздушник; 8 – лаз; 9 – устройство для впрыска питательной воды; 10 – трубки; 11 – дистанционирующие решетки.

Теплообменник с U-образным корпусом

Теплообменник с П-образным корпусом

Парогенератор ПТВ 1000 Конструкция и основные решения парогенератора для РУ В 320 (ВВЭР-1000) аналогичны парогенератора других типов РУ: В 187, В 302 и В 338.

Парогенератор ПГВ 1000 М (поперечный разрез): 1 – корпус, 2 – теплообменные трубы, 3 – коллектор питательной воды, 4 – входной и выходной коллекторы, 5 – труба подачи питательной воды, 6 – пароприёмный потолочный лист.

Парогенератор ПГВ 1000 М с опорами

Парогенератор ПГВ 1000 М с опорами (вид на днище): 1 – парогенератор, 2 – гидроамортизатор, 3 – опора.

ДЗЯКУЙ ЗА ЎВАГУ СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ THANK FOR YOUR ATTENTION