Материал: Выбор номинальных параметров теплоносителя и рабочего тела

Рисунок 2 - Зависимость критической тепловой нагрузки qкр от давления pт при кипении воды в большом объеме

При кипении воды в каналах различной конфигурации кривая несколько деформируется - смещается положение и значение максимума, но характер кривой сохраняется. Например, для кольцевых каналов определенных параметров максимум кривой может быть при pт = (14...15)×106 Па.

При выборе давления теплоносителя необходимо учитывать характер qкр, соответствующей принятому типу рабочих каналов. Желательно, чтобы принятое давление теплоносителя находилось в районе максимума кривой qкр. Это позволит принять в расчет возможно большую тепловую нагрузку, уменьшить поверхность теплоотдачи и, таким образом, сократить габариты активной зоны. Запас по кризису кипения должен составлять

qкр / qmax > 1,2…1,5.                                                            (3)

В качестве примера приведем минимальный запас по кризису кипения для ядерного реактора РБМК-1000: на одном из фактических режимов эта величина составила 1,19.

На начальной стадии проектирования, когда активная зона реактора еще не разработана детально, невозможно однозначно рекомендовать диапазон давлений теплоносителя pт, в котором будет максимальное значение qкр. В таких случаях можно ориентироваться на прототипную активную зону.

В заключение отметим, что при работе ЦНПК вдоль трассы первого контура устанавливается переменное давление. Максимальное давление - в напорном патрубке ЦНПК, минимальное - в его всасывающем патрубке. Обычно под давлением теплоносителя в контуре pт понимают давление в той точке контура, к которой подключен компенсатор давления. Чаще всего это "горячая" ветвь первого контура, хотя возможны и иные схемные решения. В этом случае следует иметь в виду, что принятое в расчет давление теплоносителя pт может не соответствовать давлению в тех участках контура, где температура теплоносителя максимальна. Однако гидравлические сопротивления первого контура и давление ЦНПК обычно небольшие (порядка 0,4…0,5 МПа). Для упрощения расчетов различием давлений вдоль трассы первого контура можно пренебречь.

Как уже отмечалось, для правильного и полного учета всех факторов при выборе давления теплоносителя необходимо выполнить детальные многовариантные расчеты, однако при эскизном проектировании ЯЭУ в учебных целях можно принять одновариантный подход, основанный на прототипных данных. При этом следует иметь в виду, что в установках, разработанных в разное время, выбор давления теплоносителя первого контура производился при несколько отличающихся исходных оценках относительной важности тех или иных показателей ЯЭУ - ее экономичности, надежности, стоимостных и массогабаритных показателей и др. Кроме того, проектант современной установки по сравнению с прототипной располагает более богатым арсеналом средств и методов, позволяющим получить тот же уровень температуры рабочего тела в цикле при некотором снижении давления теплоносителя или более эффективно использовать принятый уровень давления. К средствам, позволяющим более полно использовать принятое давление теплоносителя первого контура, можно отнести улучшение равномерности тепловыделений в активной зоне, допущение более развитого поверхностного пузырькового кипения на части поверхности твэлов, более точный учет всех факторов при проектировании и изготовлении активной зоны ядерного реактора, улучшение качества конструктивных материалов и др.

В современной справочной литературе для ядерных реакторов типа ВВЭР рекомендуется принимать оптимальное значение давления теплоносителя в районе 12...16 МПа.

Из сопоставления параметров ЯЭУ, созданных за последнее время, можно заметить тенденцию к повышению давления теплоносителя (отсюда и параметров пара). Это особенно наглядно видно на примере развития блоков Нововоронежской АЭС (рисунок 3).

Рисунок 3 - Параметры энергоблоков Нововоронежской АЭС:

а) - давление теплоносителя;

б) - давление пара перед турбиной

В качестве примера приведем значения давления теплоносителя для некоторых стационарных ЯЭУ:

а) ВВЭР-440 (конец 60-х - начало 70-х годов). Материал оболочки твэлов - циркониевые сплавы. Мощность установки электрическая Рэ = 440 МВт. Давление теплоносителя 125 кГс/см2;

б) ВВЭР-1000 (конец 70-х - начало 80-х годов). Материал оболочки твэлов - циркониевые сплавы. Мощность установки электрическая Рэ = 1000 МВт. Давление теплоносителя 160 кГс/см2;

в) один из зарубежных ядерных реакторов РWR (фирма Kraftwerk Union - ФРГ). Мощность установки электрическая Рэ = 1300 МВт. Давление теплоносителя 158 кГс/см2.

. Определение температуры теплоносителя на выходе из ядерного реактора tт1

Температуру теплоносителя на выходе из ядерного реактора tт1 следует принимать возможно большей. Увеличение температуры tт1 при прочих равных условиях позволяет увеличить температуру пара и, следовательно, увеличить экономичность ЯЭУ. Если же для разрабатываемой ЯЭУ на первый план выступают ее массогабаритные показатели, то увеличение tт1 позволит при сохранении умеренных значений температуры пара увеличить температурный напор в парогенераторе и, благодаря этому, уменьшить его массогабаритные показатели.

Чаще всего давление теплоносителя принимают соответствующим предельным возможностям материала оболочки твэлов по температурному режиму. В этом случае предельно возможное значение температуры теплоносителя на выходе из ядерного реактора определяется принятым давлением в контуре, а также компоновкой, нейтронно-физическими, гидродинамическими и теплофизическими характеристиками активной зоны ядерного реактора.

Температура теплоносителя на выходе из реактора tт1 принимается ниже температуры насыщения на некоторую величину Dts, называемую объемным или интегральным запасом до кипения (недогрев до кипения), т.е.

т1 = ts - Dts                                                                              (4)

Рассмотрим факторы, которые следует учитывать при выборе значения Dts.

Температура теплоносителя на выходе из ядерного реактора складывается в результате смешения теплоносителя, прошедшего через все технологические каналы активной зоны, а также каналы перетечек.

Очевидно, что в ядерном реакторе в силу неравномерности нейтронного поля по радиусу активной зоны имеет место некоторая неравномерность тепловыделений. В центре активной зоны, где плотность нейтронного поля выше, деление ядер топлива более интенсивное и, следовательно, более интенсивные тепловыделения. Установка отражателей вокруг активной зоны несколько выравнивает нейтронное поле по радиусу (и таким образом тепловыделение), однако этой меры не достаточно.

Примером существенного уменьшения неравномерности нейтронного поля может быть опытный ядерный реактор ВВЭР-210 (первый блок Нововоронежской АЭС). В результате проведения мер для серийного реактора ВВЭР-440, разработанного на базе ВВЭР-210, удалось снизить коэффициент неравномерности нейтронного поля по объему активной зоны в два раза - с KV = 4,8 до KV = 2,4. При этом достигается неравномерность нейтронного поля по радиусу до значения КR = 1,2 … 1,5.

Выравниванию тепловыделения по радиусу активной зоны способствует также перестановка тепловыделяющих сборок во время перегрузки активной зоны. Топливо подпитки (свежее топливо) с наиболее высокой концентрацией делящегося материала U235 загружают на периферию активной зоны, где нейтронное поля слабое. Топливо частично поработавшее в ядерном реакторе с периферийной зоны перегружают в среднюю зону, где нейтронное поле более интенсивнее. Из средней зона топливо перегружают в центральную зону, а из центральной зоны полностью отработавшее топливо выгружают из ЯР.

В настоящее время на ЯР отечественных АЭС вместо трехкратной перестановки тепловыделяющих сборок внедряется четырехкратная перестановка. Это позволяет более точно подобрать обогащение оставшегося в твэлах топлива к интенсивности нейтронного поля. В результате можно заметно улучшить равномерность тепловыделений по радиусу активной зоны. Если эти меры внедрять при проектировании ЯР то можно предусмотреть заметно меньшее значение интегрального запаса до кипения Dts и за счет этого получить большее значение температуры tт1. Однако, даже с учетом принятых мер тепловыделение в активной зоне остаются существенно неравномерными, что приводит к неодинаковой степени нагрева теплоносителя в различных ТВС. Это учитывают принятием в расчет соответствующего значения Dts в выражении (4).

Аналогичным образом учитывают также перетечки помимо активной зоны, т.е. расход теплоносителя через различного рода специальные каналы (например, гильзы измерителей температуры), через неплотности в сборке конструкций активной зоны, где нагрев теплоносителя значительно меньший или же полностью отсутствует. Учет этих факторов выражается некоторым дополнительным увеличением Dts.

На величину принимаемого в расчет значения Dts оказывают также влияние возможные погрешности при создании и эксплуатации ППУ. Возможные неточности расчета температурного режима активной зоны (расчетные схемы, расчетные зависимости, исходные данные и др.), неточности изготовления и монтажа активной зоны (допуски на изготовление деталей, неточность расположения ядерного топлива и поглотителей нейтронов и др.), неточности соблюдения условий эксплуатации (погрешности контролирующих приборов, неточное поддержание частоты вращения насосов, диапазон нечувствительности регуляторов, возможные эксплуатационные отклонения давления в контуре и мощности ядерного реактора и др.) также требуют дополнительного увеличения принятого в расчет значения Dts.

Если в ядерном реакторе предполагается отсутствие не только объемного кипения, но и поверхностного пузырькового кипения, то следует ориентироваться не только на температуру в ядре потока, но и на температуру пристеночного слоя теплоносителя, омывающего твэлы. В этом случае интегральный запас до кипения Dts необходимо заметно увеличить. Для некоторого уменьшения Dts в современных ядерных реакторах обычно допускают умеренное поверхностное пузырьковое кипение на части поверхности твэлов. Это означает, что местный запас по поверхностному кипению в наиболее напряженной части твэлов выражается отрицательной величиной (обычно в несколько градусов). Однако и в этом случае общий запас по объемному кипению Dts должен оставаться положительным.

Значение интегрального запаса до кипения Dts может находиться в весьма широком диапазоне - от 0...5 до 50оС. Столь широкий диапазон объясняется большим разнообразием характеристик и параметров реакторов и их активных зон.

На эскизной стадии проектирования ЯЭУ при выборе величины Dts следует ориентироваться на прототипный ядерный реактор. При этом в качестве прототипного подбирают реактор, близкий по компоновке, давлению теплоносителя, равномерности нагрузки активной зоны, степени развитости поверхностного кипения и пр.

Ниже приведены данные по запасу до кипения для некоторых ядерных реакторов:

а) для ядерного реактора ВВЭР-440,

р = 125 кГс/см2; Dts= ts(p) - tт1 = 326,27 - 300 = 26,27оС;

б) для ядерного реактора ВВЭР-1000,

р = 160 кГс/см2; Dts= ts(p) - tт1 = 345,74 - 322 = 23,74оС;

в) для ядерного реактора PWR,

р = 158 кГс/см2; Dts= ts(p) - tт1 = 344,72 - 326 = 18,72оС.

Эти величины показаны для варианта трехкратной перестановки ТВС по активной зоне.

Следует отметить, что в Росэнергоатоме интенсивно ведутся работы по дальнейшему эволюционному совершенствованию ЯР типа ВВЭР-1000. Принят ряд дополнительных мер, способствующих уменьшению величины Dts, в том числе совершенствование расчетных методик, улучшения показаний реальной техники (улучшение точности изготовления оборудования, повышение качства измерительной техники, улучшение показателей элементов системы регулирования и др.). Во внедряемой в настоящее время в практику атомной энергетики установке АЭС-2006 значение Dts значительно меньше

Dts = ts(при р=16,2МПа) - tт1 = 348,32 - 329,7 = 18,62 оС.

Это значение Dts можно считать перспективным, однако, пока не подтвержденным длительной безопасной эксплуатацией установки.

. Определение температуры теплоносителя на входе в ядерный реактор tт2

Температура теплоносителя на входе в ядерный реактор tт2 может быть определена через разность между температурой теплоносителя на выходе из реактора tт1 и степенью нагрева теплоносителя в активной зоне Dtяр, т.е.

т2 = tт1 - Dtяр                                                                          (5)

При выборе значения Dtяр следует стремиться к его уменьшению. Уменьшение Dtяр ведет к снижению температурных напряжений в толстостенных металлоконструкциях ядерного реактора и парогенератора, в твэлах активной зоны и, таким образом, увеличивает надежность ППУ. Это особенно актуально для ЯЭУ стационарной энергетики большой мощности, где корпусные конструкции под высоким давлением имеют большие толщины стенок.

Кроме того, уменьшение Dtяр при фиксированной температуре теплоносителя на выходе из реактора увеличивает температурный напор теплопередачи в парогенераторе, благодаря этому может быть уменьшена теплопередающая поверхность парогенератора. На рисунке 4 этот эффект показан применительно к варианту ПГ с многократной циркуляцией рабочего тела и с неявно выраженной экономайзерной зоной.

Рисунок 4 - Увеличение среднего температурного напора в парогенераторе за счет уменьшения степени нагрева теплоносителя в активной зоне

Если же отдать предпочтение экономичности установки, то уменьшение величины DtЯР при том же температурном напоре и, следовательно, той же величине поверхности теплопередачи позволит увеличить температуру пара и его давление и, таким образом, увеличить экономичность установки (см. рисунок 5).

Рисунок 5 - Увеличение температуры кипения рабочего тела в парогенераторе за счет уменьшения степени нагрева теплоносителя

Однако, при выборе величины Dtяр следует иметь в виду, что она однозначно определяется расходом теплоносителя через реактор Gт. Действительно, для некоторой тепловой мощности ядерного реактора Qяр можно записать

яр = Gт ×cp ×Dtяр                                                                     (6)

Отсюда следует, что уменьшение Dtяр может быть обеспечено только пропорциональным увеличением Gт. Увеличение же расхода теплоносителя при фиксированных геометрических и гидродинамических параметрах трассы первого контура может быть осуществлено только при значительном увеличении давления насоса - по гидравлической характеристике трассы первого контура пропорционально квадрату увеличения расхода жидкости. В результате резко увеличивается мощность насоса - пропорционально кубу расхода теплоносителя.

Действительно

Nцн = рцн ×Gцн ×v / hцн = А×Gцн3                                         (7)

Если же имеется возможность уменьшить гидравлические сопротивления трассы первого контура (сокращение длины трассы, увеличение количества параллельных ветвей, уменьшение местных сопротивлений и пр.), то можно увеличить расход теплоносителя при приемлемых значениях мощности циркуляционного насоса первого контура (ЦНПК).

Мощность ЦНПК составляет заметную величину в балансе энергий - 0,..0,9% тепловой мощности ядерного реактора. Поэтому за счет ее уменьшения можно несколько увеличить КПД установки. Но уменьшение мощности ЦНПК нецелесообразно доводить до уровня, когда неизбежное при этом увеличение Dtяр заметно отрицательно скажется на параметрах пара и, таким образом, на КПД установки.

Оптимальное значение Dtяр может находиться в достаточно широких пределах - от 30...45 до 45...65оС. Оптимум Dtяр существенно зависит от компоновки ППУ и ее составных элементов, от принятых параметров теплоносителя и рабочего тела. Оно может быть определено только в результате тщательных технико-экономических расчетов. На эскизной стадии проектирования ЯЭУ при выборе значения Dtяр следует ориентироваться на параметры близкого по компоновке ядерного реактора и трассы трубопроводов первого контура.

В качестве примера приведем значения Dtяр для некоторых ядерных реакторов:

а) ВВЭР-440          -   Dtяр = tт1 - tт2 = 300 - 269 = 31оС;

б) ВВЭР-1000         -   Dtяр = 322 - 290 = 32оС;

в) PWR        -          Dtяр = 326 - 292 = 34оС;

г) ЯР АЭС-2006         Dtяр = 329,7 - 298,6 = 31,1 оС.

В ЯР ВВЭР-1000 «большой серии» из первого контура исключили отсечные гидравлические задвижки парогенераторов. В результате уменьшились гидравлические сопротивления первого контура, увеличился рсход теплоносителя в каждой петле и в активной зоне, уменьшилась величина нагрева теплоносителя в ЯР. По руководящим документам Украины типовое значение температур теплоносителя для этих ЯР составляет: Dtяр = tт1 - tт2 = 317 - 287 = 30 0С. Эти значения температур также можно принимать как прототипные.