Парогенератор (атомная энергетика) - Steam generator (nuclear power)
Парогенераторы находятся теплообменники используется для преобразования воды в пар от тепла, производимого в активная зона ядерного реактора. Они используются в реакторы с водой под давлением (PWR) между первичным и вторичным охлаждающая жидкость петли.
В типичных конструкциях PWR теплоносителем первого контура является вода высокой чистоты, которая находится 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 (через металл) воде с более низким давлением, которой дают возможность закипеть.
Цель
В отличие от PWR, реакторы с кипящей водой (BWR) не используют парогенераторы. Теплоносителю первого контура дают возможность закипеть непосредственно в активной зоне реактора, а пар просто пропускается через паровую турбину. Хотя это теоретически просто, у этого есть обратная сторона при обслуживании. Проходя через активную зону, теплоноситель первого контура подвергается воздействию большого потока нейтронов. Эта активирует кислород и растворенный азот в воде. Основная реакция[1] есть: атом кислорода-16 поглощает 1 нейтрон и испускает 1 протон, становясь азотом-16. Азот-16 имеет период полураспада 7 секунд и производит гамма-излучение, когда снова распадается на кислород-16. Периода полураспада 7 секунд достаточно для того, чтобы вода могла выйти из реактора. В BWR это означает, что вода может находиться в паровой турбине, когда она испускает свои гамма-лучи. Хотя в этой реакции не образуются долгоживущие радиоизотопы, гамма-излучение означает, что люди не могут находиться в машинном зале BWR во время работы реактора и в течение короткого времени после этого.
Напротив, в PWR парогенератор отделяет активированный теплоноситель первого контура от второго теплоносителя, который проходит через паровую турбину. Таким образом, люди могут свободно получать 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 промышленных 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 16000 трубок диаметром около 0,75 дюйма (19 мм) каждая. Охлаждающая жидкость (очищенная вода), в которой поддерживается высокое давление для предотвращения кипения, прокачивается через активная зона ядерного реактора. Теплообмен происходит между активной зоной реактора и циркулирующей водой, а затем теплоноситель прокачивается через первую часть трубы парогенератора насосами теплоносителя перед возвратом в активную зону реактора. Это называется первичным контуром.
Эта вода, протекающая через парогенератор, вскипает на стороне кожуха (давление в котором ниже, чем давление на стороне первичного контура) для производства пара. Это называется вторичным контуром. Пар вторичной стороны подается в турбины делать электричество. 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 он проливается отходящее тепло прежде чем вернуться к конденсации пара. В противном случае сквозное третичное охлаждение может обеспечиваться рекой, озером или океаном. Эта первичная, вторичная и третичная схема охлаждения является основой реактора с водой под давлением, который является наиболее распространенной конструкцией атомных электростанций во всем мире.
В других типах реакторов, таких как реакторы с тяжелой водой под давлением из КАНДУ конструкции, первичная жидкость тяжелая вода. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем такие как русский Реактор БН-600 использовать жидкий металл, например натрий, в качестве теплоносителя первого контура. В них также используются теплообменники между металлическим теплоносителем первого контура и водяным теплоносителем второго контура, и поэтому их вторичное и третичное охлаждение аналогично PWR.
Теплообменные трубки парогенератора играют важную роль в обеспечении безопасности, поскольку они разделяют радиоактивный и нерадиоактивные жидкостные системы. (Теплоноситель первого контура становится на короткое время радиоактивным из-за воздействия на активную зону, а также содержит следовые количества растворенных в нем более долгоживущих радиоактивных изотопов, таких как растворенные атомы железа из труб.) Поскольку теплоноситель первого контура находится под более высоким давлением, происходит разрыв теплообменная трубка приведет к утечке теплоносителя первого контура во вторичный контур. Обычно это требует остановки завода на ремонт. Чтобы избежать таких утечек из первичной и вторичной обмоток, трубы парогенератора периодически проверяются специалистами. вихретоковый контроль, и отдельные трубки могут быть заглушены, чтобы вывести 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 проверка обнаруживает, что стенка трубки достаточно тонкая, чтобы она могла проржаветь до следующей плановой проверки, трубка закупоривается. (Заткнуть трубку, как правило, проще, чем пытаться ее отремонтировать. Есть много небольших теплообменных трубок, а в парогенераторах есть лишние трубки, чтобы некоторые из них можно было засорять.)
Полные парогенераторы часто заменяют в середине жизненного цикла завода, что является серьезным мероприятием. На большинстве станций PWR в США были заменены парогенераторы.[2]
История
Атомный парогенератор впервые был запущен как электростанция. атомная подводная лодка, то USS Наутилус (SSN-571). Он был спроектирован и построен Westinghouse энергетическая компания для подводной лодки; оттуда компания начала разработку и исследование парогенераторов на атомных станциях.[3] Как только мирные ядерные реакторы были легализованы для использования в качестве электростанций, энергетические корпорации ухватились за возможность использовать растущее развитие атомных парогенераторов. Westinghouse построил одну из первых атомных электростанций, Янки Роу Атомная электростанция (АЭС), на которой также использовался парогенератор с ядерной установкой, в 1960 году. Мощность этой электростанции составляла 100 МВт (мегаватт электроэнергии). Для сравнения, некоторые современные станции производят более 1100 МВт. В конце концов, другие международные компании, такие как Бэбкок и Уилкокс и Техника горения начали собственные программы исследований и разработок парогенератора ядерной энергии.
Типы
Westinghouse и Техника горения конструкции имеют вертикальные U-образные трубы с перевернутыми трубками для первичной воды. Канадские, японские, французские и немецкие поставщики PWR также используют вертикальную конфигурацию. русский ВВЭР В конструкциях реакторов используются горизонтальные парогенераторы, у которых трубы установлены горизонтально. Бэбкок и Уилкокс растения (например, Три Майл Айленд ) имеют парогенераторы меньшего размера, которые нагнетают воду через верхнюю часть OTSG (прямоточные парогенераторы; противоток питательной воде) и выходят из нижней части для рециркуляции насосами охлаждающей жидкости реактора. Горизонтальная конструкция оказалась менее подверженной деградации, чем вертикальная конструкция с U-образной трубкой.
Материалы и конструкция
Материалы, из которых изготовлена турбина и трубы атомной электростанции. парогенератор специально сделаны и специально разработаны, чтобы выдерживать жару и радиация реактора. Водяные трубы также должны быть устойчивы к коррозия из воды в течение длительного периода времени. Трубы, которые используются в американских реакторах, сделаны из Инконель, либо сплав 600, либо сплав 690. Сплав 690 изготавливается с дополнительными хром и большинство предприятий подвергают металл термической обработке, чтобы он лучше сопротивлялся нагреву и коррозии. Высокое содержание никеля в сплавах Alloy 600 и Alloy 690 делает их хорошо подходящими для устойчивости к кислотам и высоким степеням стресса и температуры.
Деградация
Отожженный или термообработанный сплав 600 был склонен к образованию вмятин и утонению труб из-за химического состава воды. Поэтому предприятиям, которые использовали Alloy 600 в своих водяных трубах, пришлось установить новые регуляторы химического режима воды и заменить химикаты, которые они добавляли в воду. В связи с этим утонение труб было устранено, но в редких случаях вмятины на трубах все еще возникают, вызывая утечки и разрывы. Единственный способ предотвратить это - регулярное техническое обслуживание и проверки, но это заставляет реактор останавливаться. В некоторых случаях заводы заменяли свои трубы из сплава Alloy 600 на трубы из сплава 690, и несколько заводов были остановлены. Чтобы предотвратить проблемы в будущем, производители паровых турбин для атомные электростанции улучшили свои технологии изготовления и использовали другие материалы, такие как нержавеющая сталь, чтобы предотвратить вдавливание трубки.[4]
Типовые условия эксплуатации
Парогенераторы в «типичных» реакторах PWR в США имеют следующие рабочие условия:
| Сторона | Давление (абсолютный) | Вход температура | Выход температура |
|---|---|---|---|
| Первичная сторона (сторона трубки) | 15,5 МПа (2250 фунтов на кв. Дюйм) | 315 ° С (599 ° F) (жидкая вода) | 275 ° С (527 ° F) (жидкая вода) |
| Вторичная сторона (сторона оболочки) | 6,2 МПа (900 фунтов на кв. Дюйм) | 220 ° С (428 ° F) (жидкая вода) | 275 ° С (527 ° F) (насыщенный пар) |
Материал трубки
Различные высокоэффективные сплавы и суперсплавы использовались для труб парогенератора, в том числе типа 316 нержавеющая сталь, Сплав 400, Сплав 600 MA (мельница отожженный ), Alloy 600TT (термически обработанный), Alloy 690TT и Alloy 800Mod.
Смотрите также
использованная литература
- ^ http://mafija.fmf.uni-lj.si/seminar/files/2015_2016/Andrej_Zohar_Activation.pdf
- ^ а б «Победитель замены парогенератора в США». Мировые ядерные новости. 30 января 2014 г.. Получено 1 февраля 2014.
- ^ Краткая история ядерной энергетики, Всемирная ядерная ассоциация (2014 г.)
- ^ Все, что вы хотите знать об атомной энергетике, Мельбурнский университет (2014) Nuclearinfo.net
внешние ссылки
- Джон М. Дайк и У. Дж. Гарланд, Эволюция парогенераторов CANDU - исторический взгляд
- Справочная информация по вопросам паровых турбин, Комитет ядерного регулирования (21 марта 2014 г.)