Введение
оборудование атомной электростанции
Парогенератор (также известный как установка по производству ядерного пара (NSRP)) — это теплообменник, используемый для преобразования воды в пар за счет тепла, выделяемого в активной зоне ядерного реактора. Они применяются в реакторах с водой под давлением между первичным и вторичным контурами теплоносителя. В типичных конструкциях PWR в качестве первичного теплоносителя используется вода высокой чистоты, поддерживаемая под высоким давлением, чтобы предотвратить ее кипение. Этот первичный теплоноситель прокачивается через активную зону реактора, где он поглощает тепло от топливных элементов. Затем он поступает в парогенератор, где передает тепло (через теплопроводность металла) воде с более низким давлением, которой разрешено кипеть.
Цель
В отличие от реакторов с водой под давлением, реакторы с кипящей водой (BWR) не используют парогенераторы. Первичный теплоноситель кипит непосредственно в активной зоне реактора, а пар просто направляется в паровую турбину. Хотя это и кажется простым в теории, это создает определенные трудности при техническом обслуживании. Проходя через активную зону, первичный теплоноситель подвергается воздействию интенсивного нейтронного потока. Это приводит к активации кислорода и растворенного азота в воде. Основная реакция заключается в следующем: атом кислорода-16 поглощает один нейтрон и испускает один протон, превращаясь в азот-16. Азот-16 имеет период полураспада 7 секунд и испускает гамма-излучение при распаде обратно в кислород-16. Этот период полураспада достаточен для того, чтобы теплоноситель успел циркулировать за пределы реактора. В BWR это означает, что вода может находиться в паровой турбине в момент испускания гамма-излучения. Несмотря на то, что в результате этой реакции не образуются долгоживущие радиоизотопы, гамма-излучение не позволяет людям находиться в машинном зале BWR во время работы реактора и некоторое время после его остановки. В отличие от этого, в реакторе с водой под давлением (PWR) парогенератор отделяет активированный первичный теплоноситель от вторичного, который поступает в паровую турбину. Таким образом, персонал может беспрепятственно получать доступ к турбинам PWR и другим компонентам паровой установки во время работы реактора. Это снижает затраты на техническое обслуживание и увеличивает время безотказной работы.
Описание
На коммерческих электростанциях на реакторе имеется от двух до четырех парогенераторов; каждый парогенератор может достигать 21 метра в высоту и весить до 800 тонн. В каждом парогенераторе может находиться от 3 000 до 16 000 труб, каждая из которых имеет диаметр около 19 мм. Охлаждающая жидкость (очищенная вода), которая поддерживается под высоким давлением для предотвращения кипения, прокачивается через ядро ядерного реактора. Передача тепла происходит между ядром реактора и циркулирующей водой, после чего охлаждающая жидкость прокачивается через первичную сторону труб парогенератора насосами охлаждающей жидкости, прежде чем вернуться в ядро реактора. Это называется первичным контуром. Эта вода, протекающая через парогенератор, кипятит воду на стороне оболочки (которая поддерживается при более низком давлении, чем на первичной стороне), производя пар. Это называется вторичным контуром. Вторичный пар поступает в турбины для выработки электроэнергии. Затем пар конденсируется с помощью охлажденной воды из третичного контура и возвращается в парогенератор для повторного нагрева. Третичная охлаждающая вода может быть направлена в градирни, где она отдает избыточное тепло, прежде чем вернуться для конденсации большего количества пара. Однократное третичное охлаждение может также осуществляться 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 во всем мире. В других типах реакторов, таких как реакторы с тяжелой водой под давлением конструкции CANDU, в качестве первичной жидкости используется тяжелая вода. Реакторы с охлаждением жидкими металлами, такие как российский реактор BN-600, используют жидкий металл, например натрий, в качестве первичного хладагента. Они также используют теплообменники между первичным металлическим хладагентом и вторичным водяным хладагентом, поэтому их вторичное и третичное охлаждение аналогично охлаждению в PWR. Трубы теплообмена парогенератора играют важную роль в обеспечении безопасности, поскольку они разделяют радиоактивные и нерадиоактивные системы жидкостей. (Первичный хладагент становится кратковременно радиоактивным из-за воздействия на ядро, а также содержит следовые количества долгоживущих радиоактивных изотопов, растворенных в нем, например, растворенные атомы железа из труб.) Поскольку давление в первичном контуре выше, разрыв трубы теплообмена может привести к утечке первичного хладагента во вторичный контур. Обычно это требует остановки станции для ремонта. Чтобы предотвратить такие утечки из первичного контура во вторичный, трубы парогенераторов периодически проверяются методом вихретоковой дефектоскопии, и отдельные трубы могут быть заглушены для вывода их из эксплуатации.
История
Ядерный парогенератор был изначально разработан как энергоустановка для первой атомной подводной лодки USS Nautilus (SSN 571). Он был спроектирован и построен компанией Westinghouse Electric Company специально для этой подводной лодки, что послужило началом разработки и исследований в области ядерных парогенераторов. После легализации использования мирных ядерных реакторов в качестве источников энергии, энергетические компании немедленно воспользовались возможностью применить растущие разработки в области ядерных парогенераторов. В 1960 году Westinghouse построила одну из первых атомных электростанций – АЭС Янки Роу (Yankee Rowe NPS), которая также использовала ядерный парогенератор. Мощность этой электростанции составляла сто мегаватт (МВт). Для сравнения, некоторые современные АЭС имеют мощность более 1100 МВт. Впоследствии, другие международные компании, такие как Babcock & Wilcox и Combustion Engineering, начали собственные программы по исследованиям и разработке ядерных парогенераторов.
Типы
В конструкциях Westinghouse и Combustion Engineering используются вертикальные U-образные трубки с инвертированными трубками для первого контура. Канадские, японские, французские и немецкие поставщики реакторов PWR также применяют вертикальную конфигурацию. В российских реакторах ВВЭР используются горизонтальные парогенераторы, в которых трубки расположены горизонтально. На электростанциях Babcock & Wilcox (например, Three Mile Island) установлены более компактные парогенераторы, которые пропускают воду через верхнюю часть ОПГ (однопроходные парогенераторы; противоток питательной воде) и выводят ее снизу для рециркуляции насосами циркуляции теплоносителя реактора. Горизонтальная конструкция оказалась менее подверженной деградации, чем вертикальная U-образная конструкция.
Материалы и строительство
Материалы, из которых изготовлены турбина и трубы парогенератора ядерной установки, специально разработаны и спроектированы для выдерживания высоких температур и радиации реактора. Водяные трубы также должны обладать устойчивостью к коррозии в течение длительного времени. Трубы, используемые в американских реакторах, изготавливаются из Inconel, сплава 600 или сплава 690. Сплав 690 содержит повышенное содержание хрома, а большинство предприятий подвергают металл термической обработке для повышения его устойчивости к высоким температурам и коррозии. Высокое содержание никеля в сплавах 600 и 690 обеспечивает их хорошую устойчивость к воздействию кислот, высоких напряжений и температур.
Деградация
Отжиженный или термически обработанный сплав 600 был склонен к образованию вмятин и утонению стенок труб из-за состава воды. Атомные электростанции, использовавшие сплав 600 в своих водопроводных трубах, поэтому были вынуждены установить новые контроллеры состава воды и изменить химические вещества, добавляемые в воду. Благодаря этому утонение стенок труб было решено, однако в редких случаях все еще возникают вмятины, приводящие к утечкам и разрывам. Единственный способ предотвратить это – регулярное техническое обслуживание и проверки, но это требует остановки реактора. В некоторых случаях электростанции заменили трубы из сплава 600 на трубы из сплава 690, а некоторые были выведены из эксплуатации. Чтобы предотвратить будущие проблемы, производители паровых турбин для атомных электростанций улучшили технологии изготовления и стали использовать другие материалы, такие как нержавеющая сталь, для предотвращения образования вмятин в трубах.
Материал труб
Для изготовления труб парогенераторов использовались различные высокопрочные сплавы и суперсплавы, включая нержавеющую сталь типа 316, сплав 400, сплав 600MA (после мельничного отжига), сплав 600TT (термически обработанный), сплав 690TT и сплав 800Mod.