Парогенераторы ЯЭУ с жидкометаллическим охлаждением - Условия работы парогенераторов

Глава 1
УСЛОВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ, ТРЕБОВАНИЯ К КОНСТРУКЦИИ
УСЛОВИЯ РАБОТЫ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ
Одной из актуальных задач в развитии ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах (РБН), охлаждаемых натрием, является создание надежного и достаточно экономичного парогенераторного оборудования. Опасность взаимодействия натрия с водой является главной проблемой, связанной с безаварийностью и эксплуатационной пригодностью паропроизводительных установок. Парогенераторы (ПГ), обогреваемые жидкометаллическим теплоносителем, являются уникальным видом теплообменного оборудования как по рабочим условиям и параметрам пара, так и по требованиям к эксплуатационной надежности и безопасности. В них производится пар высоких и сверхвысоких параметров с давлением до 19 МПа, температурой до 510° С. Поверхности нагрева работают при больших перепадах температур, значительных тепловых потоках, высоких скоростях движения теплоносителя и рабочего тела. Тонкие стенки труб, являясь границей раздела химически несовместимых сред— натрия и воды, должны обеспечивать абсолютную межконтурную плотность в течение всего срока службы. Любое нарушение плотности вызывает бурно протекающую химическую реакцию взаимодействия. Очевидно, что от успешного разрешения этой проблемы парогенератора, в существенной степени зависит проблема создания серийных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, охлаждаемых натрием [1].
Важной теплотехнической особенностью АЭС с натриевыми реакторами является применение трехконтурной схемы передачи тепла от реактора к паровой турбине.
Необходимость введения дополнительного (промежуточного) контура передачи тепла обусловлена недопустимостью попадания воды (пара) и продуктов ее взаимодействия с натрием в активную зону реактора. Решающую роль играют при этом соображения эксплуатационной безопасности, поскольку при современном состоянии техники нельзя полностью исключить возможность неплотности парогенератора. В настоящее время на перспективу прорабатывают двухконтурные схемы АЭС с натриевым теплоносителем, в которых уделяется особое внимание теплообменным устройствам натрий — вода, обеспечивающим высоконадежное разделение этих двух сред.
Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем является высокопотенциальным источником тепла, и на его основе реализуется паровой цикл с высокой тепловой экономичностью. Освоенный в современных РБН уровень температур теплоносителя позволяет получать перегретый пар высоких параметров, близких к параметрам установок современной теплоэнергетики.
Оптимум по давлению перегретого пара на АЭС с РБН лежит в диапазоне 14—18 МПа. В области давлений менее 13 МПа из-за снижения температуры насыщения тепловые нагрузки в испарителе возрастают настолько, что могут отрицательно сказаться на его ресурсе и надежности. Давление выше 18 МПа не приводит к существенному увеличению КПД цикла, сопряжено с техническими трудностями реализации, ростом металлоемкости и стоимости оборудования конденсатно-питательной части блока [2].
Повышение температуры питательной воды Тп.в на входе в испаритель, так же как температуры острого пара, увеличивает КПД теплосилового цикла. Для увеличения Тп.в требуется использование дополнительных регенеративных подогревателей высокого давления, что ведет к усложнению тепловой схемы и росту стоимости блока. Изменения Тп.в слабее, чем изменения температуры острого пара, влияют на общую экономичность АЭС, определяемую полными затратами на производство электроэнергии. Температура питательной воды при проектировании может изменяться в широких пределах и обычно составляет 210—240° С.
При использовании перегретого пара с начальной температурой около 500° С предельно допустимая конечная влажность в турбине достигается при начальном давлении Р0 около 8 МПа. Реализация цикла с более высокими значениями давления, характерными для АЭС с РБН, требует применения промежуточного перегрева пара. В первых АЭС с РБН (БН-600, «Феникс») промежуточный перегрев осуществляется до температуры острого пара по аналогии с решениями обычной электроэнергетики, что дало возможность использовать в составе блоков серийные турбоустановки и получать максимальный термический КПД цикла. Однако такой паросиловой цикл требует усложнения тепловой схемы АЭС, так как промежуточный (промперегрев) осуществляется горячим натрием в отдельной секции парогенератора. Во вновь сооружаемых АЭС с РБН предусматривается использование цилиндров низкого давления (ЦНД) серийных турбин большой мощности, выпускаемых для АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. В паросиловом цикле таких установок термодинамически целесообразен низкотемпературный промперегрев, осуществляемый паром из промежуточных отборов цилиндра высокого давления. В этом случае давление промперегрева выбирается исходя из характеристик ЦНД турбоустановки, а температура — из условия достижения приемлемой влажности пара на выходе из последней ступени. Унифицированные в нашей стране ЦНД мощных турбоустановок работают при начальном давлении 0,4—0,6 МПа и температуре 250—260° С.
В США в 1977 г. был разработан блок с РБН мощностью 1000 Мвт (эл.), рассчитанный на параметры насыщенного пара 6,9 МПа и 285° С, унифицированные с параметрами современных АЭС на тепловых нейтронах. По оценкам специалистов [2—3], стоимость такого блока несколько больше, чем блока той же мощности на перегретом паре высоких параметров. Заинтересованность в РБН с циклом низких параметров пара объясняется его потенциальными эксплуатационными преимуществами. К ним относятся: 1) упрощение пароводяной части тепловой схемы АЭС за счет исключения пароперегревателей и регенеративных подогревателей высокого давления, сокращения вспомогательного оборудования, что позволяет рассчитывать на увеличение коэффициента готовности блока; 2) улучшение термомеханических условий работы твэлов, внутриреакторных конструкций, промежуточных теплообменников, трубопроводов за счет снижения температуры натриевого теплоносителя (температура на выходе из реактора принята 470° С), считается, что это позволит увеличить ресурс указанных компонентов и перейти на более дешевые конструкционные материалы в первом и втором контурах; 3) более надежная и безопасная работа парогенератора насыщенного пара.
. Тем не менее недостатки цикла насыщенного пара в АЭС с РБН (высокая капитальная стоимость и стоимость топливного цикла, большие тепловые выбросы и возрастание в потребностях охлаждающей воды и т. п.) не дают основания рассматривать подобные проекты для реализации, даже как временные решения для качественной отработки и производства оборудования (в первую очередь парогенератора натрий — вода) [2].