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,м |
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:
.
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/с |
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 700ᵒС [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.
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