Статья опубликована в рамках: XXXIV Международной научно-практической конференции «Научное сообщество студентов XXI столетия. ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ» (Россия, г. Новосибирск, 29 сентября 2015 г.)
Наука: Технические науки
Секция: Энергетика
Скачать книгу(-и): Сборник статей конференции
- Условия публикаций
- Все статьи конференции
дипломов
РАСЧЕТ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ И ПОТОКА В БОЛЬШОМ ПРЯМОТРУБНОМ ПАРОГЕНЕРАТОРЕ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Фуртаев Алексей Игоревич
студент 6 курса, кафедра ОиЭ ЯЭУ,
РФ, г. Обнинск
Е-mail: leshkafurta@rambler.ru
Богословская Галина Павловна
научный руководитель, канд. техн. наук, доцент кафедры ТФ,
РФ, г. Обнинск
Выбор наиболее оптимальной конструкции парогенераторов определяется, в основном, обязательными международными требованиями и стандартами безопасности. Специфичность жидких металлических теплоносителей в аварийных ситуациях может привести к химическим реакциям взаимодействия этих металлов с водой из другого контура и конструкционными материалами в зоне реакции. За более чем тридцатилетнюю историю изучения такого вида парогенераторов в США, СССР и ФРГ была явно доказана их надёжность и вместе с тем некоторая экономическая неэффективность.
В последнее время возникает интерес к подобным исследованиям применительно к реакторам большой мощности с крупными парогенераторами. Парогенераторы малой мощности требуют большого количества модулей для отведения максимального количества выработанного тепла, что усложняет конструкцию.
Целесообразность использования двойных трубок в парогенераторе реактора на быстрых нейтронах будет определяться сочетанием показателей безопасности и экономичности. «Основным стимулом к развитию этих работ является положительный опыт эксплуатации ДПГ, высокие показатели надёжности и безопасности, перспективы перехода к двухконтурной схеме АЭС» [1, с. 46].
Парогенераторы с натриевым теплоносителем обязаны быть очень надежными, из-за вероятности реакции натрия с водой. Различные виды трубок (U-образная и J-образная) были исследованы на прочность, теплогидравлические характеристики, и простоту изготовления. В последнее время используются трубки спирального и прямого видов. Выбор между спиральной трубкой и прямой будет определяться с учетом их особенностей и общей схемой системы станции.
По сравнению со спиральной трубкой, прямые имеют такие преимущества, как отсутствие сварки в соединении с дистанционирующей решёткой, и облегчение обследования трубок. Прямая трубка экономически выгодна для производства благодаря простой конструкции. Сильфон, однако, необходим, чтобы скомпенсировать разницу в тепловом расширении между трубным пучком и корпусом. Неравномерное распределение температуры также может повлиять на структурную прочность трубки.
В ходе ранних исследований и разработки реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН), были приняты ПГ малой мощности в системе подачи пара, т. к. такой ПГ легко отремонтировать или заменить в случае реакции натрия с водой. После того как происходит протечка воды в натрий, реактивная струя повреждает множество трубок за достаточно короткое время. В небольших ПГ, утечка может быть обнаружена раньше, и область возле испорченной трубки может быть ограничена. Система с такими ПГ нуждается во многих модулях, чтобы отводить всё необходимое тепло от реактора. Таким образом, система усложняется, и его производственная стоимость увеличивается.
По мере дальнейших исследований и разработок ПГ с натриевым теплоносителем, их надежность была повышена, и вероятность отказа трубок снижена. Таким образом, исследования ПГ с натриевым теплоносителем с недавнего времени сосредоточены на крупных ПГ для экономии.
Такой ПГ имеет большую мощность, чтобы уменьшить свои производственные затраты за счет экономии на размерах. Тепловая мощность такого ПГ 1765 МВт, которая больше чем обычный эксплуатируемый, или разработанный ранее ПГ с прямыми трубками.
“One of the significant challenges facing makers of large heat exchange components is to make the flow and the temperature distribution in the heat transfer tube bundle region uniform because large heat-exchanging components are prone to have uneven flow and temperature distributions” [2, с. 104]. Одной из существенных проблем, стоящих перед конструкторами крупных теплообменных частей ПГ — выровнять поток и распределение температуры теплоносителя в области трубного пучка, т.к. крупные теплообменные компоненты склонны иметь неравномерное распределение потока и температуры. Если неоднородность распределения потока или температуры имеется в прямой трубке, могут произойти неравномерные тепловые расширения среди рядом стоящих трубок, изгибы или нарушение соединения трубок с дистанционирующими решётками. Чтобы оценить большой ПГ с точки зрения структурной прочности, были проанализированы распределения потока и температуры с помощью двумерного (2D) кода MSG (Multidimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators) и трехмерного (3D) тепло-гидравлического кода FLUENT.
Программа MSG была разработана, чтобы предсказать тепловую гидравлику в ПГ с натриевым теплоносителем в Агентстве по атомной энергии Японии (JAEA). Аналитическая модель должна быть улучшена, чтобы получить точные профили температур в широком диапазоне скоростей теплообменника. Точность расчета была оценена с помощью экспериментальных данных тестирования ПГ 50 МВт со спиральными трубками, спроектированного в промежутке 1970-х и 1980-х годов в Японии. Рассчитанные профили температур сравнили с экспериментальными данными, собранными при работе на 20—100 % мощности. Данные программы MSG близки к экспериментальным результатам, с учётом конвективного перемешивания натрия и теплообмена в слоях трубы. После этого, похожие модели конвективного теплообмена потока для прямых трубок были получены из результатов испытаний тестирования прямотрубного ПГ с двойной стенкой 1-МВт (тепловых), выполненного JAEA в 1990—1994 годах.
Программа MSG была использована для изучения теплогидравлических свойств прямотрубного ПГ с двойной стенкой, проектируемой системы БН. Условия эксплуатации, принятые в расчетах, были: работа на стационарном уровне (100%) и на неполной мощности (30 %). В дополнение проанализировали состояние с одной заваренной трубкой. Расчет был сделан с различными значениями коэффициента температуропроводности, чтобы выяснить его влияние на распределение температуры.
Конечная цель данного исследования была оценка структурной прочности соединений трубок с дистанционирующими решётками, на основе рассчитанных распределений температур. Структурный код FENAS был использован для расчета тепловых нагрузок на трубки и соединения.
Рисунок 1. Реактор на быстрых нейтронах петельного типа с натриевым теплоносителем (Nт=3530 МВт, Nэ=1500МВт)
Данная система БН контурного типа. Тепловая мощность 3530 МВт и электрическая 1500 МВт. ПГ установлены во втором контуре. Хотя БНы и имеют высокую вырабатываемую мощность, система охлаждения натрия состоит лишь из двух петель, чтобы уменьшить затраты на строительство завода.
Рис. 2 иллюстрирует внутреннюю структуру ПГ. В таблице приведены основные технические характеристики ПГ. ПГ состоит из 7230 трубки, а диаметр трубного пучка составляет 3,5 м. Вход натрия в реактор осуществляется в верхней части ПГ. Входная полость содержит цилиндрическую пробку и две перфорированные пластины, которые действуют как распределители потока. Цилиндрическая пробка разделяет входную полость на две области: внешнее и внутреннее кольца.
Рисунок. 2. Большая прямая трубка ПГ с двойной стенкой
Сначала, натрий горизонтально входит в патрубок входа натрия во входной полости. Далее натрий течёт вниз во внешнее кольцо, и затем поднимается вверх во внутреннее кольцо после прохождения под пробкой. Натрий проникает в перфорированные пластины, и по бокам входит в область трубного пучка. Потом боковой поток натрия текущий из внутреннего кольца постепенно смещается вниз в область трубного пучка. Вспомогательные трубные пластины способствуют равномерности распределения потока натрия текущего вниз. Конструкция ПГ создаёт модель потока натрия текущего параллельно, а не зигзагообразно как в трубном пучке. Хотя зигзагообразный поток и предпочтителен для смешивания натрия, прямоток может уменьшить вызванные движением потока вибрации труб и понизить требования к мощности натриевого насоса из-за небольших потерь давления.
Таблица 1.
Основные характеристики
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Вода течет в нижнюю полость и входит в каждую трубку с восходящим потоком. Нет установленных отверстий на входе в трубках. Теплообмен между натрием и водой/паром происходит при прямотоке и противотоке. Пар выходит к верхней паровой полости, и затем идёт на турбину.
Поток натрия был разделен на две части: на натриевую входную распределительную полость и трубный пучок. Каждая часть будет отдельно проанализирована далее.
“The vertical, radial, and circumferential component, the 3-D flow analysis code FLUENT was necessary to calculate the plenum flow” [2, с. 106]. Из-за отсутствия в ней теплообменной области, аналитическая модель посчитала только поток натрия. Верхняя область трубного пучка была включена в сетку для учёта падения давления в пучке в области, где поток входит в этот пучок. Был выбран всесторонний периферийный (360о) расчет ячейки. Количество ячеек сетки составляет ~ 900 000. Максимальный, минимальный, и средний объёмы клеток сетки были 610, 9.7 и 130 см3, соответственно.
Перфорированные пластины были смоделированы с различным количеством ячеек для определения соответствующих перепадов давления. Корпус и пробка были смоделированы так, чтобы иметь минимальное трение. Объем трубки и перепад давления в пучке были учтены при моделировании пористости сетки. Величины падения давления на прямой и поперечной компонентах потока в пучке были взяты с учётом расчета угла течения потока к трубам. Цель анализа входной области — оценить, насколько распределительные устройства потока могут сделать этот поток натрия достаточно однородным.
(1)
где: — коэффициент падения давления;
— плотность натрия, кг/м3;
— скорость потока натрия, м/с;
(2)
где: — коэффициент трения;
— длина трубки, м;
— эквивалентный диаметр, м;
При условии, что окружная составляющая потока натрия не велика на входе в пучок, всю область трубного пучка можно посчитать с помощью двухмерной модели (r-z). Поскольку поток натрия был относительно одинаков в окружном направлении, была использована двумерная модель с цилиндрическими координатами, показанная на рис. 3. Изображение сетки в поперечном направлении было увеличено здесь в пять раз, для удобства при рассмотрении. Для этого была применена программа MSG. Расчет был проведён в области между верхней поверхностью натрия и нижней дистанционирующей решеткой. Диаметр ячейки - 38 мм и количество ячеек
Рисунок 3. Двухмерный анализ ячейки трубного пучка для программы MSG
на диагонали сетки — 47. Высота от 30 до 45 мм и количество ячеек сетки по вертикали — 775. Общее количество ячеек в сетке ~ 36000. Скорость натрия на входе, рассчитанная программой FLUENT, дала граничное условие на входе в пучок.
(3)
где: — число Нуссельта;
— число Рейнольдса;
— число Прандтля;
— шаг между трубками, м;
— гидравлический диаметр, м;
(3)
(4)
где: — коэффициент теплопередачи, Вт/м2К;
— теплопроводность, Вт/мК;
Для воды была использована одномерная многоканальная однородная модель. Количество каналов воды соответствует количеству трубок на диагонали. Теплогидравлические расчеты были выполнены с учётом теплопередачи.
Число Нуссельта для перегретой области:
(5)
Число Нуссельта для области плёночного кипения:
где: — степень сухости;
— удельный объем (жидкость), м3/кг;
— удельный объем (пар), м3/кг;
Падение давления для воды/пара:
(7)
где: — коэффициент трения;
— длина трубки, м;
— эквивалентный диаметр, м;
— плотность воды/пара, кг/м3;
— скорость потока воды/пара, м/с;
Важно, что поток натрия в поперечном сечении выравнивают с помощью перфорированных пластин. Необходимо также рассчитать радиальное распределение температуры в трубке для оценки структурной прочности соединения трубок с дистанционирующими решётками.
Список литературы:
- Кокорев Б.В., Фарафонов В.А. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидкометаллическим охлаждением/ Под общ. Ред. П.Л. Кириллова. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — 264 с.
- Kisohara N., Moribe T., Sakai T. Temperature and flow distributions in sodium-heated large straight tube steam generator by numerical methods // Nuclear Technology Volume 164. Number 1. October 2008. — P. 103—118.
дипломов
Оставить комментарий