КОНСТРУКЦИЯ И ПРИНЦИП РАБОТЫ ПАРОВЫХ ГЕНЕРАТОРОВ ВВЭР ПРОИЗВОДИТЕЛЕЙ WESTINGHOUSE И AREVA

Парогенераторы относятся к числу наиболее ответственного теплообменного оборудования, поставляемого на атомные электростанции. Парогенераторы для АЭС с реакторами типа ВВЭР представляют собой рекуперативный теплообменный аппарат с погруженной поверхностью теплообмена, выполненной из горизонтально расположенных U-образных теплообменных змеевиков.

Вода поступает в ядро снизу и выходит из ядра c температурой чуть ниже точки кипения (~ 325 ° C). Однако допускается небольшое пузырьковое  кипение в самых горячих топливных сборках вблизи верхней части ядра. Такое кипение обычно происходит в последних 50-80 см высоты ядра. Поскольку вода в ядре обычно не кипит, пар для силовых турбин должен образовываться во вторичном контуре, где вода превращается в пар. Процесс преобразования осуществляется в промежуточном устройстве, называемом паровым генератором.

Паровой генератор соединяет первичные и вторичные контуры охлаждающей жидкости вместе и позволяет передавать теплоту от первичного контура к вторичному. Паровые генераторы обычно состоят из множества отдельных труб, которые перемещают горячую воду или другие охлаждающие жидкости из ядра. Вода более низкой температуры из вторичного контура течет по поверхности труб (обычно в противоположном направлении), и этот процесс порождает образование пара, который подается в силовые турбины. Вода во вторичном контуре подается под более низким давлением, чем жидкость в первичном контуре, и предназначена для образования насыщенного пара при температуре около 275 ° C (530 ° F) или перегретого пара при более высоких температурах.

Затем он подается в паровые турбины, конденсируется и снова возвращается в паровые котлы. Давление во втором контуре ядерного реактора составляет около 900 фунтов на квадратный дюйм (6,2 МПа или 60 атм), а охлаждающая жидкость первичного контура ядерного реактора, после того как она теряет некоторое количество энергии, возвращается в корпус реактора для вторичного нагрева.

Паровые генераторы бывают двух видов: первый вид - прямоточный паровой генератор (ППГ), второй – паровой генератор с U-образным строением труб. В ППГ трубы прямые и узкие, а в паровом генераторе с U-образным строением труб они изогнуты в форме «U». Главным преимуществом паровых генераторов с U-образным строением труб, в сравнении с ППГ, является меньший размер и вес. Однако все паровые генераторы очень массивны и требуют особого внимания при сборке и эксплуатации. Важно поддерживать правильный химический состав воды в трубах парового генератора, в противном случае они подвергнутся коррозии.

Пар, образуемый большинством паровых генераторов, слегка перегревается для оптимизации термодинамической эффективности АЭС. Изображение вертикального парового генератора с U-образным строением труб показано на рисунке 13.2. Большинство паровых генераторов, используемых на ядерных электростанциях, имеет длину 25-35 м. Они могут быть установлены в вертикальном или горизонтальном положении, хотя вертикальная ориентация обычно предпочтительнее горизонтальной для оптимизации пространства под колпаком реактора.

Рисунок 1. Пример горизонтального парового генератора производства AndreaTek. (См. AndreaTek.com.)

ВВЭР высокого давления обоих производителей Westinghouse и AREVA имеют паровые генераторы, которые установлены вертикально, а не горизонтально. Тем не менее, в российских ВВЭР паровые генераторы могут быть как горизонтальной, так и вертикальной ориентации. Пример горизонтального парового генератора показан на рисунке 1. Скорость потока через эти паровые генераторы тщательно контролируется, чтобы сделать пар как можно более сухим. Например, паровые генераторы Westinghouse используют встроенные влагоотделители с очень точной регулировкой потока для производства перегретого пара с массовым паросодержанием на выходе 100%. Так как пар, который направляется в энергетические турбины, является полностью сухим, он помогает увеличить термический КПД электростанций. Современные АЭС обычно поддерживают температуру от 10 до 20 (по шкале Цельсия) теплоты перегрева.

Большие ВВЭР могут иметь до четырех паровых генераторов, в то время как более мелкие ВВЭР могут иметь от двух до трех паровых генераторов. Каждый паровой генератор соединен с отдельной ниткой петли внутри первичного контура теплоносителя реактора. Таким образом, ВР с четырьмя паровыми генераторами будет иметь четыре нити петли внутри первичного контура. Обычно подобное строение может быть обнаружено у западного ВВЭР мощностью 1000 МВт.

Горизонтальные парогенераторы (ПГ), применяемые на АЭС с ВВЭР отличаются по конструктивной концепции от вертикальных ПГ, применяемых на АЭС большинства стран запада. В настоящий момент в эксплуатации на блоках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в мире находится 270 ПГ, и несколько блоков находятся в стадии строительства. Опыт эксплуатации показал, что горизонтальные ПГ имеют ряд важных преимуществ, как с точки зрения надежности, так и безопасности.

Список литературы:

1. Аминов Р. З., Хрусталёв В. А., Духовенский А. С., Осадчий А. И. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — 264 с. — 2300 экз. — ISBN 5-283-03796-7.
2. Трунов Н.Б., Драгунов Ю.Г. Совершенствование конструкции ПГ АЭС с ВВЭР. The International Nuclear Forum "Nuclear Energy - Challenges and Prospects", Warna, Bulgaria, June 2003.
3. Лукасевич Б.И., Давиденко С.Е., Трунов Н.Б., Драгунов Ю.Г. Парогенераторы реакторных установок ВВЭР для атомных установок. М., Наука, 2004.
4. R.W.Staele, J.A.Gorman. Quantitative assessment of submodes of stress corrosion cracking on the secondary side of steam generator tubing in pressurized water reactors. Corrosion, 2003, Vol 59, №11.
5. Massoud M., Kao S.P, Todreas N. Evaluation of horizontal steam generator for PWR application. EPRI, Rep. MITNPI-TR-016, 1987.
6. «Отчет об опыте эксплуатации и усовершенствованиях парогенератора типа ПГВ-1000М» ОКБ Гидропресс, 1998год.
7. Трифонов Н.Н., Бирюков Д.Б. и др. Повышение надежности и экономичности работы парогенераторов энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. Труды ЦКТИ, 2002, вып.№288.
8. Брыков С.И., Банюк Г.Ф., Трунов Н.Б., Харитонов Ю.В., Сусакин С.Н., Давиденко Н.Н. Роль водно-химического режима в управлении ресурсом парогенераторов АЭС с ВВЭР. Сборник трудов конференции ВАНО-МАГАТЭ. Оптимизация режимов работы ПГ энергоблоков атомных станций, Кузнецовск, 11-14 июня 2002.