On the possibility of application of compression and non-nuclear steam superheating on fast neutron reactors with a lead.pdf Введение Происходящий в настоящее время переход мировой теплоэнергетики на суперсверхкритические параметры пара позволяет значительно увеличить КПД и снизить расход топлива, а также сократить сбросы вредных веществ в окружающую среду. Для поддержания конкурентоспособности на рынке производителей электроэнергии АЭС необходимо увеличивать свою эффективность. Одним из возможных способов повышения энергоэффективности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах является совершенствование термодинамического цикла. На сегодняшний день атомные и тепловые электрические станции составляют большую часть энергетической системы России - 81.7% по состоянию на 2019 г. [1]. В связи с этим одной из приоритетных задач экономики страны является повышение энергоэффективности при использовании как ТЭС, так и АЭС. В атомной энергетике для достижения данной цели рассматриваются следующие задачи: - повышение установленной мощности действующих энергоблоков путем модернизации оборудования; - повышение коэффициентов полезного действия АЭС путем совершенствования тепловых схем и термодинамических циклов; - увеличение глубины выгорания ядерного топлива; - повышение коэффициентов использования установленной мощности (КИУМ); - снижение расходов тепловой и электрической энергии на собственные нужды АЭС; - снижение непроизводительных расходов и потерь энергии; - использование низкопотенциальной сбросной тепловой энергии. Наряду с данными задачами рассматриваются также многочисленные инновационные проекты, способные радикально повысить экологическую, энергетическую и экономическую эффективность атомной энергетики. К таким проектам относятся реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-800, проектируемый БН-1200), а также реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, сооружаемый в настоящее время в г. Северске на площадке Сибирского химического комбината. 1. Реактор БРЕСТ-ОД-300 Реактор БРЕСТ является элементом концепции ядерной энергетики естественной безопасности, разработанной в 1980-х гг. (рис. 1). К принципам, которым должен соответствовать новый вектор развития атомной энергетики, относятся: - исключение тяжелых аварий АЭС, соответствующих четвертому уровню международной шкалы ядерных событий, что требует эвакуации населения; - создание замкнутого ядерного топливного цикла для использования в полной мере энергетического потенциала уранового сырья; - поступательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению природных отходов; - технологическое усиление нераспространения ядерного оружия (неразделение урана и плутония при переработке облученного ядерного топлива быстрых реакторов, отказ от уранового бланкета и обогащения урана); - конкурентоспособность в сравнении с другими видами производства электроэнергии. Итогом работы является концептуальный проект реакторной установки естественной безопасности. Для достижения необходимого спектра нейтронов при низком давлении в первом контуре, а также реализации высоких теплофизических свойств пара был выбран свинцовый теплоноситель. Применение данного теплоносителя, как химически инертного по отношению к рабочему телу, позволило отказаться от второго контура, выполняющего роль промежуточного (трехконтурная схема с промежуточным контуром применяется в реакторах на быстрых нейтронах семейства БН), и использовать двухконтурную схему с интегральной компоновкой. Благодаря большому запасу до кипения теплоносителя при умеренной энергонапряженности активной зоны предложена высокая температура острого пара, что позволяет вывести общий коэффициент полезного действия цикла в диапазон с 44 до 47% [2] при 30-33% у АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Рис. 1. Реактор БРЕСТ-ОД-300 (а): 1 - активная зона; 2 - парогенератор; 3 - насос; 4 - перегрузочная машина; 5 - шахта реактора; 6 - система расхолаживания. Парогенератор, используемый в реакторе БРЕСТ-ОД-300 (б) 2. Система автоматизированного проектирования (САПР) «United Cycle» САПР «United Cycle» - специализированная программа для автоматизированного проектирования, моделирования и расчета стационарных режимов работы теплоэнергетических установок и систем. Спектр расчетных режимов работы охватывает весь диапазон эксплуатационных нагрузок с учетом отпуска электроэнергии, тепла и пара [3-5]. На кафедре «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» УрФУ при помощи данной программы успешно проводились расчеты по определению наиболее термодинамически эффективной модификации тепловой схемы АЭС с реактором ВВЭР-1200. В случае легководных реакторов (ЛВР) становится возможным также понизить параметры первого и второго контура, с последующей компрессией и огневым перегревом пара. Понижение начальных параметров пара на ЛВР позволит увеличить глубину выгорания ядерного топлива и уменьшить толщину корпуса реактора [6]. 3. Объект исследования В настоящее время известно несколько способов повышения энергоэффективности АЭС путем применения перегрева как ядерного, так и неядерного пара. Повышение КПД цикла АЭС путем применения ядерного перегрева пара успешно применялось на реакторах канального типа АМБ-100 и АМБ-200, но не получило дальнейшего развития, главным образом, из-за необходимости применять для активной зоны реакторов высокотемпературные стали, снижающие эффективность использования уранового топлива [7]. Однако в теплоэнергетике благодаря развитию технологий энергетического машиностроения и созданию высокотемпературных паровых турбин и компрессоров стало возможно широкое применение циклов на суперсверхкритических параметрах пара (P = 30 МПа, t = 650 °C), что позволяет рассматривать возможность достижения суперсверхкритических параметров пара на АЭС с реакторами как на тепловых, так и на быстрых нейтронах [8, 9]. 4. Постановка задачи Перед началом моделирования были заданы следующие начальные параметры: температура острого пара принималась равной 530 °C, давление - 26 МПа, расход пара - 890 т/ч. В САПР «United Cycle» затем были построены несколько потенциально возможных вариантов тепловых схем для их дальнейшего расчета. Рассматривались следующие варианты: - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 со стандартными параметрами; - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 со стандартными параметрами и начальным огневым перегревом пара (до 650 °C); - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 с компрессией (до 30 МПа) и одним промежуточным огневым перегревом пара (до 650 °C); - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 с компрессией (до 30 МПа) и двумя промежуточными огневыми перегревами пара (до 650 °C). Моделирование производилось без учета и с учетом системы регенеративного подогрева питательной воды (РППВ) в тепловых схемах АЭС. 5. Результаты На рис. 2 и 3 представлены показатели электрической мощности и коэффициента полезного действия АЭС нетто, полученные в результате расчетов без учета и с учетом регенеративного подогрева питательной воды. Рис. 2. Электрическая мощность нетто; I - тепловые схемы без включения системы РППВ; II - тепловые схемы с включением РППВ; 1 - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 со стандартными параметрами; 2 - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 со стандартными параметрами и начальным огневым перегревом пара; 3 - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 с компрессией и одним промежуточным огневым перегревом пара; 4 - тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 с компрессией и двумя промежуточными огневыми перегревами пара Рис. 3. КПД нетто цикла. Обозначения номеров схем аналогичны рис. 2 Для оценки величины вклада ядерной мощности в общую мощность станции был рассчитан коэффициент использования ядерной энергии ξ по следующей формуле: , (1) где QПГ - тепловая мощность парогенератора; ΣQК - суммарная тепловая мощность паровых котлов, используемых в тепловой схеме. На рис. 4 представлены результаты расчета. Рис. 4. Коэффициент использования ядерной энергии в цикле. Обозначения номеров схем аналогичны рис. 2 Можно заключить, что коэффициент полезного действия и значение электрической мощности наиболее высоки в схеме 3 (тепловая схема с компрессией и одним огневым перегревом) (рис. 3). Расширение пара в турбине в каждом из рассматриваемых циклов, за исключением стандартного для работы турбины, проходит в зоне глубокой сверхкритичности, что влияет на термодинамическую эффективность цикла в лучшую сторону. Переход в область влажного пара происходит исключительно на последних ступенях цилиндра низкого давления, что оказывает воздействие на работу конденсатора, куда при обычных режимах не должен попадать перегретый пар. На рис. 2 и 3 показаны значения электрической мощности и КПД нетто с условием использования системы РППВ в тепловой схеме турбоустановки. При сопоставлении параметров пара, полученных в результате расчета стандартной тепловой схемы БРЕСТ-ОД-300 в «United Cycle», с проектными на основе системы с турбиной К-300-240 ЛМЗ становится видно, что применение рассмотренных методов повышения параметров пара можно достичь с увеличением КПД станции в целом. Конечные параметры и параметры пара при отборе для каждой вариации тепловой схемы, за исключением стандартной, подбирались по критерию наиболее высокого коэффициента полезного действия. Наибольшим КПД (45.24%) обладает схема с компрессией и единичным огневым промперегревом пара. Наибольшей электрической мощностью (402.43 МВт) располагает схема с компрессией и двумя промперегревами пара. Высокие параметры пара позволяют отказаться от включения в систему РППВ ПВД-8 (после прохождения ПВД-7 пар отправляется сразу в парогенератор), а также снизить давление после прохождения турбины с 0.0034 до 0.0029 МПа с повышением влажности пара с 8.39 до 8.6%. Данный вариант схемы представлен на рис. 5. Рис. 5. Тепловая схема с компрессией и одноступенчатым огневым перегревом, созданная в «United Cycle»: I, II - отсеки ЦВД; III, IV, V, VI - отсеки ЦСД; VII, VIII, IX - отсеки ЦНД; Д - деаэратор; ДН - дренажный насос; К - конденсатор; КН - конденсатный насос; ПВД-6, 7 - подогреватели высокого давления; ПГ - парогенератор; ПНД-1, 2, 3, 4 - подогреватели низкого давления; ПЭН - питательный электронасос; Э - эжектор; ЭГ - электрогенератор Другие варианты тепловых схем представляют меньший интерес, так как КПД незначительно повышается в сравнении со стандартной схемой. На рис. 6 представлены h-S-диаграммы процесса расширения пара в турбине для стандартной схемы и для схемы с компрессией и одним промежуточным огневым перегревом пара (таблица). На рис. 6 обозначены следующие характерные точки процесса расширения пара в турбине: • 1 - параметры пара на выходе из парогенератора; • 2 - параметры пара на выходе из компрессора (только для схемы А); • 3А, 3Б - параметры пара в конце процесса расширения в ЦВД; • 4А, 4Б - параметры пара после промежуточного перегрева; • 5А, 5Б - параметры пара в конце процесса расширения в ЦНД. Из данных диаграммы рис. 6 видно, что расширение пара в турбине для схемы с компрессией и промежуточным огневым перегревом находится в области гораздо больших значений энтальпии по сравнению со стандартной схемой, что существенно повышает общую термодинамическую эффективность цикла. Рис. 6. Диаграмма h-S процесса расширения пара в турбине: А - тепловая схема с компрессией и промежуточным огневым перегревом; Б - стандартная тепловая схема БРЕСТ-ОД-300. Цифрами обозначены характерные точки процесса расширения Значения термодинамических параметров в характерных точках процесса расширения пара Номер точки P, кг/см2 T, °C (Y, %) Стандартная тепловая схема БРЕСТ-ОД-300 1 240.0 560.0 3 40.0 303.8 4А 39.74 560.0 5А 0.035 9.12 Тепловая схема с компрессией и промежуточным огневым перегревом 1 240.0 560.0 2 300.0 607.8 3 40.0 303.8 4Б 43.12 650.0 5Б 0.030 8.65 Заключение Анализ результатов позволяет сделать вывод, что применение в тепловой схеме АЭС с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 компрессии (до 30 МПа) и последующего промежуточного неядерного (огневого) перегрева пара после ЦВД увеличит электрическую мощность установки на 24.84%, а КПД нетто - на 3.82% по сравнению со стандартным циклом установки, что приводит к значительному повышению термодинамической эффективности цикла. Применение компрессии и неядерного огневого перегрева пара для выхода параметров пара в область суперсверхкритических параметров на АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 является целесообразным мероприятием, так как использование данных методов повышения параметров пара позволяет существенно повысить электрическую мощность вырабатываемой АЭС, а также коэффициент полезного действия, что может существенно сказаться на экономической составляющей АЭС.

Скачать электронную версию публикации