Парогенератор (атомная энергетика)

Парогенератор используемый (также известный как атомная паропроизводящая установка (NSRP)) — это теплообменник, для преобразования воды в пар из тепла, вырабатываемого в активной зоне ядерного реактора . Они используются в реакторах с водой под давлением между первым и вторым контурами теплоносителя .

В типичных конструкциях PWR основным теплоносителем является вода высокой чистоты, находящаяся под высоким давлением, поэтому она не может кипеть. Этот теплоноситель первого контура прокачивается через активную зону реактора, где он поглощает тепло от топливных стержней. Затем он проходит через парогенератор, где передает свое тепло (за счет проводимости через металл) воде с более низким давлением, которой дают возможность закипеть.

Цель

В отличие от PWR, в реакторах с кипящей водой (BWR) не используются парогенераторы. Теплоноситель первого контура закипает непосредственно в активной зоне реактора, а пар просто пропускают через паровую турбину. Хотя теоретически это просто, у этого есть обратная сторона в обслуживании. Проходя через активную зону, вода первого контура подвергается воздействию высокого нейтронного потока. Это активирует кислород и растворенный азот в воде. Основная реакция ^[1] таково: атом кислорода-16 поглощает 1 нейтрон и испускает 1 протон, становясь азотом-16. Азот-16 имеет период полураспада 7 секунд и производит гамма-лучи, когда распадается обратно на кислород-16. Период полураспада в 7 секунд достаточен для того, чтобы вода могла циркулировать из реактора. В BWR это означает, что вода может находиться в паровой турбине, когда она испускает гамма-лучи. Хотя в результате этой реакции не образуются долгоживущие радиоизотопы, гамма-излучение означает, что люди не могут находиться в машинном зале реактора BWR во время работы реактора и в течение короткого времени после него.

Напротив, в PWR парогенератор отделяет активированную воду теплоносителя первого контура от теплоносителя вторичного контура, который проходит через паровую турбину. Таким образом, люди могут свободно получить доступ к турбинам PWR и другим компонентам паровой установки во время работы. Это снижает затраты на техническое обслуживание и увеличивает время безотказной работы.

Описание

На коммерческих электростанциях на реактор приходится от двух до четырех парогенераторов; Каждый парогенератор может иметь высоту до 70 футов (21 м) и весить до 800 тонн. Каждый парогенератор может содержать от 3000 до 16 000 трубок диаметром около 0,75 дюйма (19 мм) каждая. Теплоноситель (очищенная вода), который поддерживается под высоким давлением для предотвращения кипения, прокачивается через активную зону ядерного реактора . Теплопередача происходит между активной зоной реактора и циркулирующей водой, а затем теплоноситель прокачивается через первую трубную сторону парогенератора насосами охлаждающей жидкости перед возвращением в активную зону реактора. Это называется первичным контуром.

Эта вода, протекающая через парогенератор, кипятит воду на стороне корпуса (в которой поддерживается более низкое давление, чем на первичной стороне) с образованием пара. Это называется вторичным контуром. Вторичный пар подается на турбины для производства электроэнергии . Затем пар конденсируется с помощью охлажденной воды из третичного контура и возвращается в парогенератор для повторного нагрева. Третичная охлаждающая вода может быть рециркулирована в градирни , где она теряет отходящее тепло, а затем возвращается для конденсации большего количества пара. В противном случае прямое третичное охлаждение может быть обеспечено рекой, озером или океаном. Эта схема первичного, вторичного и третичного охлаждения лежит в основе реактора с водой под давлением, который является наиболее распространенной конструкцией атомных электростанций в мире.

В других типах реакторов, таких как тяжеловодные реакторы под давлением конструкции CANDU , основной жидкостью является тяжелая вода . В реакторах с жидкометаллическим теплоносителем, таких как российский реактор БН-600, в качестве теплоносителя первого контура используется жидкий металл, например натрий. В них также используются теплообменники между первичным металлическим хладагентом и вторичным водяным хладагентом, поэтому их вторичное и третичное охлаждение аналогично PWR.

Теплообменные трубы парогенератора играют важную роль в обеспечении безопасности, поскольку они разделяют радиоактивные и нерадиоактивные жидкостные системы. (Теплоноситель первого контура на короткое время становится радиоактивным в результате воздействия на активную зону, а также содержит растворенные в нем следовые количества долгоживущих радиоактивных изотопов, таких как растворенные атомы железа из труб.) Поскольку теплоноситель первого контура находится под более высоким давлением, происходит разрыв теплообменная трубка может привести к утечке теплоносителя первого контура во вторичный контур. Обычно это требует остановки завода на ремонт. Чтобы избежать подобных первичных-вторичных утечек, трубы парогенератора периодически проверяются вихретоковым контролем , а отдельные трубки могут быть заглушены для вывода их из эксплуатации. ^[2] Как и в случае со многими ядерными компонентами, инженеры-механики определяют частоту проверок, используя известные скорости коррозии и распространения трещин в материале. Если в ходе проверки обнаруживается, что стенка трубки достаточно тонкая и может подвергнуться коррозии до следующей плановой проверки, трубку закупоривают. (Заткнуть трубку обычно проще, чем пытаться ее отремонтировать. Существует множество небольших теплообменных трубок, а в парогенераторах предусмотрены лишние трубки, позволяющие заткнуть некоторые из них.)

В середине срока службы станции часто заменяются целые парогенераторы, что является серьезной задачей. На большинстве электростанций PWR в США были заменены парогенераторы. ^[2]

История

Атомный парогенератор начинался как силовая установка для первой атомной подводной лодки USS (SSN - Nautilus 571) . Он был спроектирован и построен энергетической компанией Westinghouse Electric Company для подводной лодки; оттуда компания начала разработку и исследование атомных парогенераторов. ^[3] Как только мирные ядерные реакторы были легализованы для использования в качестве электростанций, энергетические корпорации ухватились за возможность использовать растущую разработку атомных парогенераторов. В 1960 году компания Westinghouse построила одну из первых атомных электростанций, атомную электростанцию Янки-Роу (АЭС), в которой также использовался атомный парогенератор. Мощность этой электростанции составляла сто МВт (электрических мегаватт). Для сравнения, некоторые современные электростанции имеют мощность более 1100 МВт. В конце концов, другие международные компании, такие как Babcock & Wilcox и Combustion Engineering, начали свои собственные программы исследований и разработок атомного парогенератора.

Типы

В конструкциях Westinghouse и Combustion Engineering используются вертикальные U-образные трубы с перевернутыми трубками для подачи первичной воды. Канадские, японские, французские и немецкие поставщики PWR также используют вертикальную конфигурацию. В российских конструкциях реакторов ВВЭР используются горизонтальные парогенераторы, трубы которых расположены горизонтально. Заводы Бэбкок и Уилкокс (например, Три-Майл-Айленд ) имеют парогенераторы меньшего размера, которые пропускают воду через верхнюю часть OTSG (прямоточные парогенераторы; противоток питательной воде) и выводят ее через нижнюю часть для рециркуляции насосами охлаждающей жидкости реактора. . Горизонтальная конструкция оказалась менее подвержена деградации, чем вертикальная конструкция с U-образной трубкой. ^{[ нужна ссылка ]}

Материалы и конструкция

Материалы, из которых изготовлена турбина и трубы атомного парогенератора, специально изготовлены и разработаны так, чтобы выдерживать тепло и радиацию реактора. Водопроводные трубы также должны быть устойчивы к коррозии под воздействием воды в течение длительного периода времени. Трубы, которые используются в американских реакторах, изготовлены из инконеля , либо сплава 600, либо сплава 690. Сплав 690 изготовлен с дополнительным содержанием хрома , и на большинстве предприятий металл подвергается термической обработке, чтобы сделать его более устойчивым к нагреву и коррозии. Высокое содержание никеля в сплавах 600 и 690 делает их устойчивыми к кислотам, высоким нагрузкам и температурам.

Деградация

Отожженный или термообработанный сплав 600 был склонен к образованию вмятин и утончению трубок из-за химического состава воды. Поэтому предприятиям, которые использовали сплав Alloy 600 в своих водопроводных трубах, пришлось устанавливать новые контроллеры водно-химического режима и менять химические вещества, которые они добавляли в воду. Благодаря этому удалось устранить утончение труб, однако в редких случаях все же возникают вмятины на трубах, вызывающие протечки и разрывы. Единственный способ предотвратить это — регулярное техническое обслуживание и проверки, но это приводит к остановке реактора. В некоторых случаях заводы заменили трубы из сплава 600 на трубы из сплава 690, и несколько заводов были остановлены. Чтобы предотвратить будущие проблемы, производители паровых турбин для атомных электростанций усовершенствовали методы изготовления и использовали другие материалы, такие как нержавеющая сталь , для предотвращения вмятин на трубах. ^[4]

Типичные условия эксплуатации

Парогенераторы в «типичных» PWR в США имеют следующие условия эксплуатации:

Сторона	Давление (абсолютный)	Входное отверстие температура	Выход температура
Первичная сторона (сторона трубки)	15,5 МПа (2250 фунтов на квадратный дюйм)	315 °С (599 °Ф) (жидкая вода)	275 °С (527 °Ф) (жидкая вода)
Вторичная сторона (сторона корпуса)	6,2 МПа (900 фунтов на квадратный дюйм)	220 °С (428 °Ф) (жидкая вода)	275 °С (527 °Ф) (насыщенный пар)

Материал трубки

различные высокопроизводительные сплавы и суперсплавы Для изготовления трубок парогенератора использовались , в том числе нержавеющая сталь типа 316 , сплав 400 , сплав 600 MA ( отжиг в мельнице ), сплав 600TT (термически обработанный), сплав 690TT и сплав 800Mod.

См. также

Ссылки

^ http://mafija.fmf.uni-lj.si/seminar/files/2015_2016/Andrej_Zohar_Activation.pdf ^{[ пустой URL PDF ]}
^ Перейти обратно: ^а ^б «Замена парогенератора в США стала победителем» . Мировые ядерные новости. 30 января 2014 года . Проверено 1 февраля 2014 г.
^ Очерк истории ядерной энергетики , Всемирная ядерная ассоциация (2014).
^ Все, что вы хотите знать о ядерной энергетике , Мельбурнский университет (2014) Nuclearinfo.net

Внешние ссылки

Джон М. Дайк и Wm. Гарланд Дж. «Эволюция парогенераторов CANDU – исторический взгляд»
Справочник по проблемам паровых турбин , Комитет по ядерному регулированию (21 марта 2014 г.)

[1] ttp://mafija.fmf.uni-lj.si/seminar/files/2015_2016/Andrej_Zohar_Activation.pdf ^{[ пустой URL PDF ]}

[wnn-20140130-2] Перейти обратно: ^а ^б «Замена парогенератора в США стала победителем» . Мировые ядерные новости. 30 января 2014 года . Проверено 1 февраля 2014 г.

[3] Очерк истории ядерной энергетики , Всемирная ядерная ассоциация (2014).

[4] Все, что вы хотите знать о ядерной энергетике , Мельбурнский университет (2014) Nuclearinfo.net

[1]

[2]

[3]

[4]