Теплофизический расчет реактора БН-800 на MOX-топливе

Thermophysical calculation of BN-800 reactor using MOX-fuel

В настоящее время наиболее используемыми в мире являются ядерные реакторы на тепловых нейтронах, в которых для выделения энергии и поддержания цепной ядерной реакции задействована реакция деления, происходящая при захвате нейтрона ядром урана-235. АЭС с данным типом реакции сжигают в основном уран-235.

Процентное содержание данного изотопа в природном уране невелико ( 0,72%), и для его использования требуется технически сложное изотопное обогащение до уровня порядка 5% [1].

Однако и данный процент в тепловых реакторах используется не полностью: в отработавшем ядерном топливе в смеси с ураном-238 содержится остаточная доля урана-235 (2%), повторное обогащение которого не является технически и экономически оправданным.

Эти факторы приводят к тому, что ядерная энергетика на тепловых нейтронах не подходит для долгосрочного удовлетворения потребностей человечества в энергоресурсах и по своему потенциалу сравнима с углеводородной. Однако при использовании реакторов на быстрых нейтронах появляется возможность не только сжигать весь природный уран, но и задействовать торий, который не имеет изотопов, делящихся тепловыми нейтронами.

Возможность задействовать обширную сырьевую базу обусловлена тем, что реакторы на быстрых нейтронах способны воспроизводить ядерное топливо: накапливать новые делящиеся изотопы (например, плутоний-239) из сырьевых нуклидов топлива (из урана-238). В БР этот процесс может носить характер расширенного воспроизводства, при котором в реакторе образуется больше нового ядерного топлива, чем расходуется загруженного первоначально.

 

 

 

Исходные данные

В таблице 1 представлены исходные данные для теплофизического расчета реактора.

Таблица 1. Общие характеристики установки с реактором БН-800 [2], [4], [5], [6]

Прототип реактора

БН-800

Мощность электрическая БН-800 , МВт

800

Тепловая мощность Qтепл, МВт

2100

Удельное энерговыделение в активной зоне qv, МВт/м3

450

Радиус активной зоны R

1.29

Высота активной зоны (принята в разрабатываемом проекте) H, м

1

Температура теплоносителя на входе в АЗ (1ый контур), 0С

354

Температура теплоносителя на выходе из АЗ (1ый контур), 0С

547

Температура питательной воды (3-ий контур), 0С

240

Температура пара, 0С

490

Вид топлива

UO2+PuO2

Теплоноситель

Жидкий натрий

Максимальная допустимая температура топлива, 0С

1900

 

Таблица 1. Продолжение

Максимальная допустимая температура оболочки, 0С

650

Максимальная допустимая температура теплоносителя, 0С

600

Толщина воспроизводящей зоны ∆вз, м

0,4

Эффективная добавка по оси активной зоны δ, м

0.2

Средняя плотность Na ρ, кг/м3

845

Средняя удельная теплоёмкость Na Ср , кДж/(кг*К)

1.269

Средняя теплопроводность Na λ, Вт/(м*К)

68.77

Форма ТВС в активной зоне и боковом экране

Шестигранная

Размер под ключ Hкл , мм

96

Толщина чехла ТВС δтвс, мм

3

Материал корпуса ТВС

12Х18Н10Т

Форма решётки ТВЭЛов

Треугольная

Относительный шаг решётки ТВЭЛов активной зоны t

1.14

Шаг решетки ТВЭЛов, мм

7.98

Диаметр ТВЭЛов активной зоны dтв, мм

7

 

Таблица 1. Продолжение

Толщина оболочки ТВЭЛа δоб, мм

0.4

Материал оболочки ТВЭЛа

12Х12МВФБР

Коэффициент теплопроводности λоб при температуре 500 0С, Вт/(м*К)

21.8

Коэффициент теплопроводности топлива λт при температуре 1200 0С, Вт/(м*К)

3,5

Число ТВЭЛов Nтв в ТВС

127

 

Описание работы теплового контура БН-800

Установка выполнена по трехконтурной схеме. В первом и втором контуре теплоносителем является натрий, а рабочим телом паротурбинного (третьего) контура является вода. Особенность схемы – интегральная компоновка, при которой все основное оборудование первого контура размещено в общем баке реактора, заключенном в страховочный корпус.

Нагретый в активной зоне (АЗ) натрий поступает в верхнюю часть промежуточного теплообменника (ПТО), и после охлаждения поступает в нижнюю часть бака. Циркуляция натрия в баке и активной зоне осуществляется главным циркуляционным насосом (ГЦН-1). Первый контур образован тремя включенными параллельно циркуляционными насосами и шестью промежуточными теплообменниками. Одной из замечательных особенностей натрия как теплоносителя является высокая температура кипения при атмосферном давлении (р = 0,1013 МПа, Тs = 883 °C), поэтому для получения высоких температур в контуре не требуются высокие давления. Температура натрия на входе в АЗ Tвх = 354 °С, а на выходе Tвых = 547 °С.

Второй контур также имеет три параллельные петли, каждая из которых включает в себя два промежуточных теплообменника (ПТО), модульный парогенератор (ПГ), буферную емкость, циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2). Давление натрия во втором контуре выбрано несколько выше, чем в первом, благодаря чему исключается попадание во второй контур радиоактивного натрия при разуплотнении промежуточного теплообменника.

Третий контур состоит из 2 секций модульного парогенератора (ПГ): испарителя и пароперегревателя, промежуточного перегревателя (ПП) и одной турбоустановки.

Натрий второго контура, нагретый в ПТО данной петли до температуры 505 °С, поступает в модульный ПГ, где генерирует и перегревает пар. Промежуточный перегрев пара, отработавшего в цилиндре среднего давления (ЦСД) турбины, выполняемый в БН-600 теплоносителем (натрием), в БН-800 заменен паром из отборов турбины. Здесь подвод тепла к нагреваемому пару происходит при конденсации «отборного» пара из цилиндра высокого давления (ЦВД), что позволяет выполнить аппарат компактным, с низкими давлением и температурой обменивающихся теплом сред. Стоит отметить, что ЦВД и ЦСД собраны в одном корпусе, что является характерной особенностью БН-800.

Затем пар производит работу в цилиндре низкого давления (ЦНД), поступает в конденсатор (К) и конденсируется. Паротурбинный контур замыкает система регенеративного подогрева конденсата и питательной воды. Питательная вода при температуре 211 °С поступает в парогенератор.

Выбор турбоустановки для АЭС с БН-800

Для работы в моноблоке с РУ на быстрых нейтронах БН-800 на перегретом паре с тепловым циклом с промежуточным одноступенчатым перегревом пара выбрана паровая конденсационная турбина типа К-800-130/3000.

Технические характеристики турбоустановки К-800-130/3000 [8]:

·                   Начальное давление пара, 12,8 МПа

·                   Начальная температура пара, 485 С

·                   Длина РЛ (рабочих лопаток) последних ступеней ЦНД, 1200 мм

Конструктивная схема турбины: ЦВД + 3 ЦНД, то есть один цилиндр высокого давления и три цилиндра низкого давления. Структура системы регенерации: 4 подогревателя низкого давления + деаэратор + 2 подогревателя высокого давления.

Отличительные особенности тепловой схемы, по сравнению с типовой схемой, принятой для турбоустановок К-1000-60/3000 для АЭС с ВВЭР-1000:

·                   применение в качестве греющего пара СПП отборного пара из ЦВД вместо свежего;

·                   применение двух ПНД смешивающего типа №2 и №3, а не одного №2. Такое решение применено ЛМЗ в схемах турбоустановок для АЭС впервые и не имеет аналогов в мировой практике.

Расчет КПД и тепловой мощности реактора

Для производства электроэнергии в РУ БН-800 применяется цикл перегретого пара с промежуточным перегревом, представленный на рисунке 2. Значения теплофизических параметров в различных точках цикла представлены в таблице 2.

Рисунок 2. Цикл паротурбинной установки для реактора БН-800

Таблица 2. Значения теплофизических параметров пара в различных точках цикла

Точка

T, К

p, атм

h, МДж/кг

S, кДж/(кг*К)

x, %

a

302,1

130

0,1334

0,4186

0

g

498

25,3

0,9678

2,5659

0

h

484

130

0,9063

2,4153

0

b

605

130

1,5382

3,5714

0

C

605

130

2,6588

5,4235

100

d

763

130

3,3069

6,3957

100

e

523

25,3

2,8781

6,3957

100

f

758

25,3

3,4285

7,2701

100

k

301,8

0,0389

2,1883

7,2701

85

k’

301,8

0,0389

0,1202

0,4186

0

 

Термический КПД без регенерации:

Термический КПД при идеальной регенерации:

Термический КПД для цикла c семью отборами пара:

КПД брутто определим по формуле:

где   - КПД электрогенератора;

        - механические потери на подшипниках турбины (механический КПД турбины);

        = 0.87 - внутренний относительный КПД турбины;

        = 0.98 - коэффициент использования тепла, учитывающий потери тепла в окружающую среду в энергетическом оборудовании.

Тепловую мощность АЗ реактора рассчитаем по формуле:

где  – электрическая мощность АЭС.

Выбор размеров активной зоны и параметров решетки ТВЭЛ в ТВС

Объем активной зоны определим таким образом, чтобы среднее удельное тепловыделение не превышало заданного значения:

  450

Объём АЗ рассчитаем по формуле:

Выберем высоту АЗ:

Тогда радиус АЗ будет равен:

Экстраполированная высота активной зоны:

где  = 0.2 м – эффективная добавка по высоте АЗ. [6]

Площадь торца ТВС:

 м2

Число ТВС в активной зоне:

Расчет гидравлических параметров ТВС

Используя известные геометрические параметры реактора, рассчитаем некоторые гидравлические параметры кассеты.

Площадь проходного сечения теплоносителя через ТВС:

Длина смоченного периметра ТВС:

где  – длина стороны правильного шестиугольника.

Гидравлический диаметр ТВС:

.

Расчет тепловой мощности ТВС

Коэффициент неравномерности по высоте:

==1.12

Коэффициент неравномерности по радиусу для данных типов реакторов принимается по прототипу БН-800 Kr=1.25

Средняя тепловая мощность ТВС:

Тепловая мощность центральной ТВС:

Тогда тепловая мощность ТВЭЛ центральной ТВС будет равна:

Расчет расхода и скорости теплоносителя

Расход теплоносителя через ТВС:

Расход теплоносителя через АЗ:

Скорость теплоносителя через АЗ:

Полученное значение не превышает максимально допустимого  которое выбирается из соображений прочности ТВЭЛов и коррозионно-эрозионной стойкости конструкционных материалов активной зоны.

Расчет коэффициента теплоотдачи

Таблица 3 - Теплофизические параметры Na при t=450,5 0C* [7]

Параметр

Значение

Теплопроводность λ, Вт/(м*К)

68,77

Плотность ρ, кг/м3 

845,1

Удельная теплоёмкость Ср ,  Дж/(кг*К)

1,269

Температуропроводность а, м2

63,8710-6

*-средняя температура натрия в АЗ

Для расчета коэффициента теплоотдачи при продольном обтекании потоком жидкого металла пучка стержневых ТВЭЛов можно воспользоваться соотношением [3]:

Эта формула справедлива при  и  и удовлетворяет нашим условиям.

Определим число Пекле:

Где wаз – скорость теплоносителя через АЗ, dг – гидравлический диаметр, a – температуропроводность

Следовательно, коэффициент теплоотдачи:

Расчет распределения тепловыделения по высоте

Kr= 1,25

Kz=1,244

Максимальная линейная нагрузка в ТВЭЛе:

Аксиальное распределение линейной нагрузки в центральном ТВЭЛе имеет вид:

В центре АЗ , а на ее границе .

Распределение плотности теплового потока в центральном ТВЭЛе

В центре АЗ , а на ее границе .

Расчет распределения температур по высоте

Распределение температуры теплоносителя по высоте активной зоны в центральном канале

Температуры теплоносителя на входе в АЗ  в центре  и на выходе из АЗ .

Распределения температуры внешней поверхности оболочки ТВЭЛа по высоте активной зоны имеет вид:

В качестве конструкционных материалов для оболочки ТВЭЛов выбрана сталь 12Х12МВФБР, обеспечивающая стабильность рабочих характеристик в течение длительного времени эксплуатации и обладающая повышенным сопротивлением разрушению. Химический состав стали представлен в таблице 4.

Таблица 4. Химический состав стали 12Х12МВФБР в объемных % [2]

Fe

Cr

Ni

Mo

Mn

83,98

12

1,34

1.34

1.34

 

Коэффициент теплопроводности стальной оболочки при температуре  равен 25 Вт/(м·К) [2].

Термическое сопротивление оболочки рассчитаем по формуле:

Распределение температуры внутренней поверхности оболочки имеет вид:

Максимальная температура оболочки достигает   и не превышает предельно допустимых температур для стали  [9].

Теперь рассчитаем распределение температуры топливной композиции по высоте активной зоны. Для этого нужно знать термическое сопротивление области контакта топлива и оболочки.

Зазор между внутренней поверхностью оболочки ТВЭЛа и поверхностью топлива после сборки ТВЭЛа имеет размер δк=0.1мм и заполнен гелием (λHe=0.438  при температуре 700С [2]).

Термическое сопротивление контактного слоя:

Коэффициент теплопроводности топлива равен:

Pпор=10%

λтопл =3 

 λтопл((1-Pпор)/(1+0.5Pпор) = 3

Термическое сопротивление топлива рассчитаем по формуле:

Распределение температуры топливной композиции по высоте активной зоны

Максимальная температура топлива достигает значения  которое не превышает предельно  допустимой температуры  [2].

Расчет мощности, необходимой на прокачку теплоносителя через активную зону реактора

Для определения мощности, необходимой для прокачки теплоносителя через реактор, сначала найдем перепад давления в ТВС:

ΔP

где – потери на местное сопротивление,  – потери на трение в сборках,  –учитывает гидростатическое изменение давления.

где  – средняя по активной зоне плотность теплоносителя,  – ускорение свободного падения.

где  – коэффициент гидравлического сопротивления, рассчитываемый по формуле (при ) [3]:

Определим параметр ξтр [7]:

Где s-шаг навивки проволоки, s=380 мм,

ξтр=0.901

Суммарный коэффициент местных сопротивлений:                         

Σсопр = 6.7

Гидравлическое сопротивление активной зоны:

Можем рассчитать перепад давления:

Тогда мощность, необходимая для прокачки теплоносителя через АЗ будет равна:

где  = 863 кг/м3.

Заключение

В ходе теплофизического расчета было получено значение КПД проектируемой установки: %, а также рассчитаны распределения температур теплоносителя, оболочки и топлива  по высоте активной зоны. Было показано, что максимальные значения этих температур не превышают своих предельно допустимых значений, следовательно, выбранные параметры ТВЭЛов и ТВС можно использовать для дальнейших расчетов.

 

 

 

Список используемых источников:

1.                  Матвеев В.И., Хомяков Ю. С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем: учебное пособие для вузов; под ред. Рачкова В. И. – М.: Издательский дом МЭИ, 2012. – 348 с.

2.                  Кириллов П. Л., Терентьева М. И., Денискина Н. Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: учебное пособие для студентов специальностей: Ядерные реакторы и энергетические установки, Атомные электрические станции и установки; под ред. проф. П.Л. Кириллова; 2-е издание., перераб. и доп. – М.: ИздАт, 2007 – 200 с.

3.                  Деев В. И. Теплообмен в ЯЭУ: учебное пособие; под ред. проф. В. И. Деева. – М.: МИФИ, 2010 – 187 c.   

4.                   Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800. [Электронный ресурс] // proatom.ru: наука, технологии, будущее. URL: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=594

5.                  Белоярская АЭС и "быстрые" реакторы БН [Электронный ресурс] // Акционерное Общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И.Африкантова". URL: http://www.okbm.nnov.ru/images/pdf/bn-800_ru_web.pdf

6.                  Реактор БН-800 [Электронный ресурс] // "АО АТОМПРОЕКТ".  URL: http://www.atomproekt.com/resources/08f313804783289fa7b2ef9e1277e356/BN-800_2011_RU_site.pdf

7.                  Новиков В. И., Радовский И. С. Расчет парогенераторов АЭС: Пособие по курсовому проектированию. Ч. 1. М.: МИФИ, 1999. - 52 с.

8.                  Новые проекты паровых турбин ОАО «Силовые машины» для АЭС [Электронный ресурс] // МЕЖДУНАРОДНЫЙ ФОРУМ ПОСТАВЩИКОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ «АТОМЕКС» URL: http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentSZ/Nedavnij_V.V..pdf

9.                   Сталь жаропрочная [Электронный ресурс] // ЦЕНТРАЛЬНЫЙ МЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ПОРТАЛ РФ URL: http://metallicheckiy-portal.ru/marki_metallov/stj