Ядролық электр станциясы жабдықтары: Бу генераторлары

Кіріспе

Ядролық электр станциясы жабдықтары

Бу генераторы (яғни ядролық бу көтеру қондырғысы (NSRP)) – ядролық реактордың активтік аймағында бөлінетін жылуды пайдаланып суды буға айналдыратын жылу алмастырғыш. Олар қысымды су реакторларында бірінші және екінші салқындату контурлары арасында қолданылады. Типтік қысымды су реакторларының (PWR) конструкциясында бірінші салқындату контуры – жоғары тазалықтағы су, ол қайнамайтындай жоғары қысымда ұсталады. Бұл бірінші салқындату контуры реактордың активтік аймағы арқылы өтіп, отын ұяшықтарынан жылуды сіңіреді. Содан кейін ол бу генераторынан өтеді, онда жылу (металл арқылы жылу өткізгіштік арқылы) қайнауына рұқсат етілген төмен қысымды суға беріледі.

Мақсаты

PWR-ден айырмашылығы, қайнау су реакторлары (BWR) бу генераторларын қолданбайды. Бастапқы салқындатқыш реактордың өзегінде тікелей қайнауға рұқсат етіледі, ал бу тікелей бу турбинасы арқылы өткізіледі. Теориялық тұрғыдан қарапайым болғанымен, бұл техникалық қызмет көрсетуге кедергі келтіреді. Бастапқы салқындатқыш су ядродан өтетін кезде жоғары нейтрондық сәулеленуге ұшырайды. Бұл судағы оттегі мен еріген азотты белсендіреді. Негізгі реакция: 16 оттегі атомы 1 нейтронды сіңіріп алып, 1 протонды шығарып, 16 азотқа айналады. Азот-16-ның жартылай ыдырау периоды 7 секундты құрайды және ол оттегі-16-ға ыдыраған кезде гамма сәулесін шығарады. 7 секундтық жартылай ыдырау периоды судың реактордан шығуына жеткілікті. BWR-де бұл гамма сәулесін бу турбинасында шығаруы мүмкін дегенді білдіреді. Бұл реакция ұзақ өмір сүретін радиоизотоптарды өндірмесе де, гамма сәулеленуі реактор жұмыс істеген кезде және одан кейін қысқа мерзім ішінде адамдардың BWR турбина залында болуына мүмкіндік бермейді. Ал PWR-де бу генераторы белсендірілген біріншілік салқындатқыш суды, бу турбинасы арқылы өтетін екіншілік салқындатқыш судан бөліп тұрады. Осылайша, адамдар PWR турбиналарына және басқа бу станциясының құрамдас бөліктеріне жұмыс кезінде еркін кіре алады. Бұл техникалық қызмет көрсетуге кеткен шығындарды азайтып, жұмыс уақытын ұзартады.

Сипаттама

Коммерциялық электр станцияларында әр реакторда екі-төрт бу генераторы болады; әрбір бу генераторы 70 фут (21 м) биіктікке дейін жете алады және салмағы 800 тоннаға дейін болуы мүмкін. Әрбір бу генераторында диаметрі шамамен 3000-16000 түтікше болуы мүмкін. Қайнауды болдырмау үшін жоғары қысымда ұсталатын салқындатқыш (өңделген су) ядролық реактордың активтік аймағы арқылы сорғыланады. Жылу реактордың активтік аймағы мен айналымдағы су арасында жүзеге асады, содан кейін салқындатқыш реактордың активтік аймағына қайтып оралғанға дейін бу генераторының біріншілік түтікше жағы арқылы салқындатқыш сорғыларымен сорғыланады. Бұл біріншілік контур деп аталады. Бу генераторына ағып келетін су, қабықша жағында (біріншілік контурдан төмен қысымда ұсталады) суды қайнатып, бу өндіреді. Бұл екіншілік контур деп аталады. Екіншілік контурдың буы турбиналарға жеткізіліп, электр энергиясын өндіреді. Бу кейіннен үшіншілік контурдан суытылған су арқылы конденсацияланып, қайтадан қыздыру үшін бу генераторына қайтарылады. Үшіншілік салқындату суын салқындату мұнараларына қайта айналдыруға болады, онда ол ысыраптық жылуды бөліп шығарып, қайтадан конденсациялау үшін суға қайтарылады. Үшінші деңгейдегі салқындату өзен, көл немесе мұхит арқылы қамтамасыз етілуі мүмкін. Бұл біріншілік, екіншілік, үшіншілік салқындату схемасы – әлемдегі ең көп таралған ядролық электр станциясының дизайны болып табылатын қысымды сақтайтын су реакторының негізі болып табылады. Басқа типтегі реакторларда, мысалы CANDU конструкциясының қысымды сақтайтын ауыр су реакторларында, біріншілік сұйықтық ауыр су болып табылады. Сұйық металлмен салқындатылатын реакторлар, мысалы ресейлік BN 600 реакторы, негізгі салқындатқыш ретінде натрий сияқты сұйық металл пайдаланады. Бұлар да біріншілік металл салқындатқышы мен екіншілік су салқындатқышы арасында жылу алмастырғыштарды пайдаланады, сондықтан олардың екіншілік және үшіншілік салқындатуы ПВР-ге ұқсас. Бу генераторының жылу алмасу түтікшелері маңызды қауіпсіздік рөлін атқарады, өйткені олар радиоактивті және радиоактивті емес сұйықтық жүйелерін бөліп тұрады. (Біріншілік салқындатқыш активтік аймаққа ұшырағаннан кейін қысқа мерзімге радиоактивті болады, сонымен қатар онда ұзақ өмір сүретін радиоактивті изотоптардың іздері, мысалы құбырлардан еріген темір атомдары болады.) Біріншілік салқындатқыш жоғары қысымда болғандықтан, жылу алмасу түтікшесінің жарылуы біріншілік салқындатқыштың екіншілік контурға ағып кетуіне әкелуі мүмкін. Әдетте, бұл станцияны жөндеу үшін тоқтатуды талап етеді. Мұндай біріншілік-екіншілік ағып кетуді болдырмау үшін бу генераторларының түтікшелері мерзімді түрде айналымдық токпен тексеріледі және оларды пайдаланудан шығару үшін жеке түтікшелер бітелуі мүмкін.

In commercial power plants, there are two to four steam generators per reactor; each steam generator can measure up to 70 feet (21 m) in height and weigh as much as 800 tons. Each steam generator can contain anywhere from 3,000 to 16,000 tubes, each about in diameter. The coolant (treated water), which is maintained at high pressure to prevent boiling, is pumped through the nuclear reactor core. Heat transfer takes place between the reactor core and the circulating water and the coolant is then pumped through the primary tube side of the steam generator by coolant pumps before returning to the reactor core. This is referred to as the primary loop. That water flowing through the steam generator boils water on the shell side (which is kept at a lower pressure than the primary side) to produce steam. This is referred to as the secondary loop. The secondary side steam is delivered to the turbines to make electricity. The steam is subsequently condensed via cooled water from a tertiary loop and returned to the steam generator to be heated once again. The tertiary cooling water may be recirculated to cooling towers where it sheds waste heat before returning to condense more steam. Once through tertiary cooling may otherwise be provided by a river, lake, or ocean. This primary, secondary, tertiary cooling scheme is the basis of the pressurized water reactor, which is the most common nuclear power plant design worldwide. In other types of reactors, such as the pressurised heavy water reactors of the CANDU design, the primary fluid is heavy water. Liquid metal cooled reactors such as the Russian BN 600 reactor use a liquid metal, such as sodium, as the primary coolant. These also use heat exchangers between primary metal coolant and the secondary water coolant, and thus their secondary and tertiary cooling is similar to a PWR. A steam generator's heat exchange tubes have an important safety role, because they separate radioactive and non radioactive fluid systems. (The primary coolant becomes briefly radioactive from its exposure to the core, and also has trace amounts of longer lived radioactive isotopes dissolved in it, such as dissolved atoms of iron from pipes.) Because the primary coolant is at higher pressure, a ruptured heat exchange tube would cause primary coolant to leak into the secondary loop. Typically this would require the plant to shutdown for repair. To avoid such primary secondary leaks, steam generator tubes are periodically inspected by eddy current testing, and individual tubes can be plugged to remove them from operation.

Тарих

Ядролық қуатпен жұмыс істейтін бу генераторы алғашқы ядролық су асты кемесі USS Nautilus (SSN 571) үшін электр станциясы ретінде қолданылды. Оны Westinghouse Electric Company компаниясы су асты кемесі үшін жобалап, құрды. Осыдан бастап компания ядролық қуатты бу генераторларын әзірлеу және зерттеу жұмыстарын жүргізе бастады. Бейбіт мақсаттағы ядролық реакторларды электр станциялары ретінде пайдалануға рұқсат берілген соң, электр энергетикалық компаниялар ядролық қуатты бу генераторларының қарқынды дамуынан пайдалануға асықты. Westinghouse 1960 жылы алғашқы ядролық электр станцияларының бірі – Yankee Rowe ядролық электр станциясын (ЯЯЭС) салды, ол да ядролық қуатты бу генераторын пайдаланды. Бұл электр станциясының қуаты 100 МВт (мегаватт) болатын. Қарама-қарсылығы, кейбір қазіргі заманғы станциялардың қуаты 1100 МВт-тан асып түседі. Соңында, Babcock & Wilcox және Combustion Engineering сияқты басқа халықаралық компаниялар да ядролық бу генераторларын зерттеу және дамыту бағдарламаларын бастады.

Түрлері

Westinghouse және Combustion Engineering жобаларында бастапқы су үшін төңкерілген түтікшелері бар тік U-түтіктер қолданылады. Канадалық, жапондық, француздық және неміс PWR жеткізушілері де тік конфигурацияны пайдаланады. Ресейлік ВВЭР реакторларының жобаларында түтікшелері көлденең орнатылған көлденең бу генераторлары қолданылады. Babcock & Wilcox станцияларында (мысалы, Three Mile Island) кішкентай бу генераторлары бар, олар суды OTSG-лердің (бір реттік бу генераторлары; сумен кері ағын) жоғарғы жағынан өткізіп, төменгі жағынан реактор салқындатқыш сорғыларымен қайта айналдырады. Көлденең конструкция тік U-түтік конструкциясына қарағанда нашарлауға көбірек төзімді екені дәлелденді.

Материалдар мен құрылыс

Ядролық қуатты бу генераторының турбинасы мен құбырларын құрайтын материалдар арнайы дайындалған және реактордың жылуы мен радиациясына төтеп беру үшін жасалған. Су құбырлары да ұзақ уақыт бойы судың коррозиясына қарсы тұруға тиіс. Америкалық реакторларда қолданылатын құбырлар Инконелден жасалған, яғни 600 немесе 690 қоспасынан. 690 қорытпасы қосымша хром қосылып жасалады және көптеген мекемелер металды жылумен өңдеу арқылы оның жылу мен коррозияға төзімділігін арттырады. 600 және 690 қорытпаларындағы жоғары никель мөлшері оларды қышқылдарға, сондай-ақ жоғары кернеу мен температураға төзуге қолайлы етеді.

Деградация

Қыздырылған немесе термиялық өңделген 600 қорытпасы су химиясының салдарынан түтікшелердің деформациялануына және жұқаруына бейім болды. Сондықтан су түтікшелерінде 600 қорытпасын пайдаланған станциялар жаңа су химиясын бақылау жүйелерін орнатуға және суға қосылатын химиялық заттарды өзгертуге мәжбүр болды. Осының нәтижесінде түтікшелердің жұқару мәселесі шешілді, бірақ сирек жағдайларда түтікшелердің деформациялануы әлі де кездеседі, бұл ағып кетуге және жарылуға алып келеді. Бұған жол бермеудің жалғыз жолы – жүйелі техникалық қызмет көрсету және тексерулер, бірақ бұл реакторды тоқтатуға мәжбүрлейді. Кейбір жағдайларда станциялар 600 қорытпасынан жасалған түтікшелерді 690 қорытпасынан жасалған түтікшелерге ауыстырды, ал бірнеше станция жабылды. Болашақ проблемаларды болдырмау үшін атом электр станциялары үшін бу турбиналарын өндіретін компаниялар өндіріс технологияларын жақсартты және түтікшелердің деформациялануын болдырмау үшін тот баспайтын болат сияқты басқа материалдарды қолданды.

Құбыр материалы

Бу генераторларының құбырлары үшін әр түрлі жоғары өнімділіктегі қорытпалар мен суперқорытпалар қолданылды, оның ішінде 316 типті тот баспайтын болат, 400 қорытпасы, 600MA қорытпасы (зауытта қыздырылған), 600TT қорытпасы (термиялық өңделген), 690TT қорытпасы және 800Mod қорытпасы.