WO2016093736A9 - Горизонтальный парогенератор для реакторной установки - Google Patents

Горизонтальный парогенератор для реакторной установки Download PDF

Info

Publication number
WO2016093736A9
WO2016093736A9 PCT/RU2015/000785 RU2015000785W WO2016093736A9 WO 2016093736 A9 WO2016093736 A9 WO 2016093736A9 RU 2015000785 W RU2015000785 W RU 2015000785W WO 2016093736 A9 WO2016093736 A9 WO 2016093736A9
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
steam generator
heat exchange
reactor
heat transfer
pipes
Prior art date
Application number
PCT/RU2015/000785
Other languages
English (en)
French (fr)
Other versions
WO2016093736A2 (ru
WO2016093736A3 (ru
Inventor
Дмитрий Александрович ЛАХОВ
Алексей Владимирович САФРОНОВ
Original Assignee
Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс")
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority to CA2970600A priority Critical patent/CA2970600A1/en
Application filed by Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс") filed Critical Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс")
Priority to EP15868379.7A priority patent/EP3236150A4/en
Priority to CN201580076021.4A priority patent/CN107250664B/zh
Priority to UAA201707376A priority patent/UA121984C2/ru
Priority to EA201650102A priority patent/EA032753B1/ru
Priority to KR1020177019088A priority patent/KR20170103810A/ko
Priority to US15/535,360 priority patent/US20170321879A1/en
Priority to BR112017012525-0A priority patent/BR112017012525A2/pt
Priority to JP2017550453A priority patent/JP2018506724A/ja
Publication of WO2016093736A2 publication Critical patent/WO2016093736A2/ru
Publication of WO2016093736A3 publication Critical patent/WO2016093736A3/ru
Publication of WO2016093736A9 publication Critical patent/WO2016093736A9/ru
Priority to ZA201704656A priority patent/ZA201704656B/en

Links

Classifications

    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/023—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers with heating tubes, for nuclear reactors as far as they are not classified, according to a specified heating fluid, in another group
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/16—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour
    • F22B1/162—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour in combination with a nuclear installation
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B29/00—Steam boilers of forced-flow type
    • F22B29/06—Steam boilers of forced-flow type of once-through type, i.e. built-up from tubes receiving water at one end and delivering superheated steam at the other end of the tubes
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/002—Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/22—Drums; Headers; Accessories therefor
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/22—Drums; Headers; Accessories therefor
    • F22B37/228—Headers for distributing feedwater into steam generator vessels; Accessories therefor
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D7/00—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall
    • F28D7/16—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall the conduits being arranged in parallel spaced relation
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F9/00—Casings; Header boxes; Auxiliary supports for elements; Auxiliary members within casings
    • F28F9/007—Auxiliary supports for elements
    • F28F9/013—Auxiliary supports for elements for tubes or tube-assemblies
    • F28F9/0132—Auxiliary supports for elements for tubes or tube-assemblies formed by slats, tie-rods, articulated or expandable rods
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D21/00—Heat-exchange apparatus not covered by any of the groups F28D1/00 - F28D20/00
    • F28D2021/0019—Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for
    • F28D2021/0061—Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for for phase-change applications
    • F28D2021/0064—Vaporizers, e.g. evaporators
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • a horizontal steam generator for a reactor installation with a water-cooled power reactor and a reactor installation with said steam generator relates to the electric power industry, in particular, horizontal steam generators for nuclear power plants with a pressurized water reactor (VVER) and to a reactor installation with a VVER and horizontal steam generator.
  • VVER pressurized water reactor
  • NPPs nuclear power plants
  • RU reactor installation
  • steam generators In nuclear power plants (NPPs) with VVER-type reactors, the most important element of the primary circuit of the reactor installation (RU) is a steam generator. In it, due to the heat received in the reactor, steam is generated, which is then used as the working fluid of the turbine to produce electricity. In addition to steam generation, steam generators must reliably and continuously provide cooling of the reactor core in all operating modes of the nuclear power plant.
  • the steam generator Since the creation of reactor installations for nuclear power plants with a water-cooled power reactor (VVER), two different approaches to the design of steam generators have been developed - vertical type steam generators and horizontal type steam generators.
  • the steam generator In the first case, the steam generator has a vertically located housing and vertically oriented U-shaped heat transfer tubes embedded in a horizontal tube plate.
  • the steam generator In the second case, the steam generator has a horizontally located case and horizontally oriented heat transfer pipes embedded in vertically mounted input and output collectors of the primary coolant.
  • both constructive concepts have taken shape in stable, but differing from each other, areas of technological development.
  • the claimed invention relates to the concept of horizontal steam generators, and to their use in the composition of reactor facilities in conjunction with reactors of the WER type.
  • the feed water distribution device is located in the middle of the heat exchange tube bundle, which leads to a significant horizontal gap in the filling of the steam generator body with a heat exchange surface.
  • the consequence of the insufficient filling of the body of the steam generator with heat transfer tubes is low power, increased metal consumption, and less durability of the steam generator of the reactor installation due to the smaller amount of heat exchange labor.
  • a horizontal steam generator described in the patent of the Russian Federation for utility model ⁇ 100590, published on 12.20.2010, IPC: F22B37 / 00.
  • a horizontal steam generator comprises a housing, on each end of which an elliptical bottom is welded, containing a revision nozzle with a flat cover in which, according to the proposed utility model, the ratio of the average height of the revision nozzle to the internal diameter of the revision nozzle is not more than 0.9 and not less than 0.1 .
  • This technical solution is aimed at reducing the dimensions of the steam generator to simplify its delivery from the manufacturer to the installation site and increase the free space in the box of the steam generator. The reduction of the longitudinal dimensions is achieved by performing a shorter inspection pipe, and not by changing the length of the steam generator body, that is, reducing the metal consumption in this device is not achieved.
  • PWR reactors pressurized water reactor
  • vertical steam generators vertical steam generators
  • horizontal steam generators In contrast to the mentioned steam generators with a vertically arranged casing, horizontal steam generators have the following well-known features arising from their design:
  • the horizontal arrangement of the heat exchange surface provides reliable natural circulation of the medium along the primary circuit even when the water level drops below the upper rows of the heat exchange tubes;
  • a reactor installation is known that is equipped with a pressurized water reactor, which includes a reactor, a pump for pumping a coolant having an inlet connected to an outlet of the housing a reactor, a steam generator having an inlet connected to a high temperature pipe at the outlet of said pump, and an output of a low temperature pipe connected to an inlet of the reactor vessel.
  • the steam generator has a horizontally oriented casing, inside of which is placed a horizontally U-shaped bundle of heat transfer tubes.
  • Heat transfer tubes are embedded in a vertically arranged tube plate.
  • the use of a tube plate in the design of a horizontal steam generator has drawbacks associated with high metal consumption, manufacturing complexity, and the difficulty of ensuring the tightness of the connection of the heat exchange pipes with the tube plate.
  • Using a tube plate does not allow to place a large number of pipes in the steam generator, as a result they have a considerable length.
  • the design of the above-mentioned steam generator approximately corresponds to the design steam generators of a vertical type, which as a part of this reactor installation are placed horizontally.
  • a feature of the reactor installation is a small number of pipes in its steam generators, due to the fact that one tube plate is installed in the distribution chamber, that is, the entire heat exchange surface is provided by one loop of U-shaped pipes.
  • heat transfer pipes have a large length and a small thickness of the side wall. This leads to a decrease in the operational reliability of the reactor installation, since its steam generators have a smaller margin for damping the heat exchanger pipes, and a greater hydraulic resistance of the heat exchanger pipes from the side of the primary circuit, which negatively affects the emergency operation.
  • VVER-1000 type reactor plants In operating nuclear power plants in Russia and abroad, in terms of reliability and efficiency, VVER-1000 type reactor plants have proven themselves well. Naturally, during long-term operation, components and parts of the reactor installation that need improvement are periodically identified.
  • the coolant circulation loop of the primary circuit of the switchgear consists of two parts. The first part is the hot circulation pipe connecting the switchgear with the steam generator, and the second part is the cold circulation pipe, through which the primary coolant is pumped out from the steam generator by means of the MCP into the reactor.
  • the function of each reactor loop is the unimpeded transportation of the primary coolant from the reactor through the steam generator and the MCP back to the reactor.
  • the main function of the steam generator is to produce dry saturated steam due to the heat transferred to the steam generator from the core of the nuclear reactor by the primary coolant.
  • the switchgear, the steam generator and the MCP are interconnected by a welded pipeline having an internal diameter of 850 mm (DN850).
  • the switchgear is connected to the MTC steam generator having a vertical pipe bend with a radius of 1340 mm.
  • Thermal expansion and vibration of all primary circuit systems occur.
  • the primary circuit circulation loops are exposed to the coolant at high pressure and temperature, which can lead to damage up to the formation of cracks.
  • the utility model in particular, is aimed at solving the problem of preventing damage to the weld JsT »l 1 1 on the circulation pipe.
  • the objective of the claimed invention is to improve the operational performance of the reactor installation by increasing the number of heat transfer tubes in the body of the steam generator without significantly increasing its dimensions with the possibility of placing it in the boxes of the reactor building without increasing the volume of capital construction.
  • the indicator of the number of heat exchange tubes in the steam generator is important for increasing the capacity of the steam generator, for improving the parameters of steam, in particular, pressure, which in turn allows to increase the efficiency of the reactor installation.
  • An increase in the number of heat transfer pipes in the case of the steam generator also increases the durability of its operation, since if there is a spare number of heat transfer pipes, if one or more pipes fail, they can be plugged with continued operation of the device.
  • the reactor cools better, that is, the safety factor increases before the heat transfer crisis in the reactor core.
  • An increase in the number of heat transfer tubes in the case of the steam generator also reduces the rate of metal consumption of the case, since an increase in the power of the device is achieved in a smaller case.
  • the technical result from the use of the claimed invention is to increase the intensity of heat transfer, reliability and durability of the steam generator by increasing the number of heat transfer pipes placed in its housing, while ensuring maintainability and manufacturability of manufacturing U-shaped pipes, as well as reducing the metal consumption of the steam generator body.
  • the technical result from the use of the claimed invention also consists in increasing the reliability, durability and efficiency of the reactor installation, as well as in reducing the metal consumption of the steam generators of the reactor installation while ensuring the manufacturability of their manufacture.
  • a horizontal steam generator for a reactor installation with a water-to-water power reactor comprising a cylindrical body, equipped with at least a feed water supply pipe and a steam discharge pipe, as well as two elliptical bottoms, internals, input and output collectors of the coolant a primary circuit connected to a bundle of heat transfer tubes forming a heat transfer surface of the steam generator, the bundle of heat transfer tubes being divided into a packet corridors between the tubes, characterized in that the distance S between the axes of the primary coolant manifolds transversely housing
  • the steam generator is selected from the ratio: 0.4 ⁇ 0.6, where D Kopn - internal
  • the diameter of the steam generator body, and the length of the steam generator L K along the inner surfaces of the elliptical bottoms is selected from the ratio:
  • D KCWI is the outer diameter of the coolant collector in the drilled part, mm; a - the central bend angle of the heat transfer pipes, deg .;
  • S KOn is the circumferential pitch of the heat exchange pipes along the outer surface of the coolant collector, mm;
  • Sr is the step between the heat exchange tubes in the horizontal row of the heat exchange beam, mm;
  • Npto the area of the heat exchange surface of the steam generator, m; ⁇ , is the number of heat exchange pipes in the steam generator, pcs .;
  • d is the outer diameter of the heat exchange tubes, mm;
  • ⁇ is the distance from the outer pipe of the heat transfer beam to the inner surface of the bottom of the steam generator along the longitudinal axis of the steam generator, while the central bending angle a of the heat transfer pipes and the distance ⁇ are selected from the following ranges: 90 ° ⁇ a ⁇ 150 ° and 300 ⁇ ⁇ 1000 mm.
  • the layout of the reactor installation in the reactor building depends on the choice of the length L K of the case of the steam generator, since it is difficult to fit four large-sized steam generators into the limited size of the containment. Moreover, the length L K of the case of the steam generator, selected in accordance with the claimed invention, guarantees the manufacturability of the manufacture of U-shaped tubes of the heat transfer beam forming the heat transfer surface of the steam generator, which is important to ensure their integrity and reliability of the reactor installation.
  • the heat exchange bundle of the steam generator is filled evenly from the top to the top with the gaps between adjacent pipes vertically not exceeding the vertical pitch of the pipes in the bundle.
  • the bundle is divided into packages by annular corridors.
  • the width of the vertical annular corridors is 100-250 mm.
  • the horizontally located heat exchange pipes are inserted into the openings of vertically mounted primary coolant collectors.
  • the bending of the heat exchanger tubes when connected to a heat carrier collector is made with a radius of at least 60 mm, preferably at least 100 mm.
  • the area of its drilling zone on the outer surface must be at least 20% greater than the area of the holes made in it for connecting the heat exchange pipes.
  • the steam generator as internal housing devices may contain at least the following devices: a device for supplying and distributing feed water located above the bundle of heat exchange pipes, a device for supplying and distributing feed water in emergency conditions, located in the steam space, a chemical feed device for flushing the steam generator, a submerged hole sheet and a ceiling hole sheet.
  • the second object of the claimed invention is a reactor installation with a water-cooled power reactor and a horizontal steam generator, including a nuclear reactor with four circulation loops, each of which contains a steam generator with a horizontal bundle of heat exchange tubes, divided into packages by annular corridors and connected to the primary coolant collectors inside the cylindrical housings with elliptical bottoms, the main circulation pump, as well as the main circulation pipe the carrier of the primary circuit, the inner diameter of the housing D KOpn, the distance S between the axes of the collectors of the primary coolant in the transverse direction, and the length of the steam generator L K along the inner surfaces of the elliptical bottoms selected, respectively, from the relations:
  • ⁇ is the number of heat transfer pipes in the body of the steam generator, pcs .
  • N the height of the filling of the body of the steam generator with pipes, mm;
  • ⁇ ⁇ is the outer diameter of the collector of the primary circuit in the drilling zone, mm;
  • the steam generator and the main circulation pump of the reactor installation can be attached to the walls of the reactor building using hydraulic shock absorbers.
  • the main circulation pump of the reactor installation can be placed after the steam generator along the primary coolant along the circulation loop.
  • main circulation pumps can be installed on each loop. That is, the main circulation pump can be placed in the circulation loop, both on the hot and on the cold thread of the main circulation pipe. Moreover, an increase in reliability is achieved due to the possibility of redundancy of one of the pumps.
  • the two main circulating pumps of reduced power can be installed in parallel on the cold thread of the main circulation pipeline. This will reduce the dimensions of the pumps, increase the safety margin and the technical and economic performance indicators of the reactor installation.
  • valves on the threads of the main circulation pipeline. This makes it possible to increase the operational reliability of the reactor installation due to the possibility of cutting off the steam generator from the reactor and carrying out repair work without decommissioning the reactor installation.
  • FIG. 1 shows a horizontal section of a containment with a reactor installation located in it.
  • FIG. 2 shows a horizontal section through the body of a steam generator.
  • FIG. Figure 3 shows a fragment of a horizontal section of the case of the steam generator in the area of connection of the heat exchange pipes with the primary coolant collector.
  • FIG. 4 shows a cross-section of a steam generator made along the axis of the inlet collector of the primary coolant.
  • FIG. 5 shows a chess arrangement of heat exchange tubes.
  • FIG. 6 shows a corridor arrangement of heat exchange tubes.
  • FIG. Figure 7 shows the loop of the coolant of the primary circuit of the reactor installation (RU) with the location of the main circulation pump (MCP) on the cold thread of the main circulation pipeline (MCP).
  • FIG. Figure 8 shows the circulation loop of the coolant of the primary circuit of the switchgear with the location of the MCP on the cold and on the hot thread of the MCP.
  • FIG. Figure 9 shows the circulation loop of the coolant of the primary circuit of the switchgear with the location of the MCP spirit on the cold thread of the MTC.
  • FIG. Figure 10 shows the loop of circulation of the coolant of the primary circuit of the switchgear with the placement of valves on the cold and on the hot thread of the central heating circuit.
  • the equipment of the reactor installation including steam generators, as well as its safety systems are located in the reactor compartment of nuclear power plants.
  • the reactor compartment consists of sealed and non-sealed parts.
  • a containment or containment In the sealed part, usually called a containment or containment, is located the equipment of the primary circuit and the reactor.
  • FIG. 1 shows a horizontal section of a pressurized shell 1 with a reactor installation located therein.
  • the containment is made in the form of a cylinder of prestressed concrete, the thickness of which, for example, for the VVER-1000 project is 1.2 meters with an internal diameter of 45 meters and a height of 52 m.
  • a reactor 2 In the central part of the containment shell 1, a reactor 2 is placed connected via a main circulation pipe (MTC) 3 to steam generators 4.
  • MTC main circulation pipe
  • MCP main circulation pumps
  • pressure compensators 6 To maintain pressure stability and compensate for changes in the volume of the coolant during its heating or cooling, pressure compensators 6 are additionally used as part of the reactor installation. As shown in figure 1, steam Rivers 4 occupy a larger area in containment than any other reactor facility equipment.
  • the claimed invention allows to increase the intensity of heat transfer, reliability and durability of the steam generator by increasing the number of heat transfer pipes placed in its casing, which allows to improve the operational performance of the reactor installation without a significant increase in size with the possibility of placing the steam generators in the containment boxes of the given sizes.
  • the claimed horizontal steam generator 4 for a WER reactor installation comprises a cylindrical body 7 provided with at least a pipe 8 for supplying feed water and a pipe 9 for removing steam, as well as two elliptical bottoms 10, internals, input 1 1 and output 12 collectors of the coolant first circuit connected to the bundle 13 of heat transfer tubes forming the heat transfer surface of the steam generator, and the bundle of heat transfer tubes is divided into packets 14 and 15 of the annular tubes 16.
  • the distance S (Fig. 2) between the axes of the collectors 1 1 and 12 of the primary coolant in the transverse direction of the casing 7 of the steam generator is selected from the relation: 0.4 ⁇ 0.6, where ⁇ is the inner diameter of the casing f
  • the steam generator, and the length of the steam generator LK, measured on the inner surfaces of the elliptical bottoms, is selected from the ratio:
  • D K0JI is the outer diameter of the coolant collector in the drilled part, mm; a - the central bend angle of the heat transfer pipes, deg .;
  • Bi is the width of the Central annular corridor of the bundle of heat transfer pipes, mm; In 2 - the width of the annular corridor of the bundle of heat transfer pipes located opposite the collector of the coolant, mm;
  • S K ( wi is the circumferential pitch of the heat exchanger pipes along the outer surface of the heat transfer manifold, mm.
  • the indicated step is measured as the distance from the center of one heat exchanger pipe to the center of the adjacent heat exchanger pipe in a horizontal row along the outer surface of the heat transfer manifold.
  • Sr is the step between the heat transfer tubes in the horizontal row of the heat transfer beam, mm.
  • the indicated step is measured as the distance from the center of one heat exchange pipes to the center of the adjacent heat exchange pipe in a horizontal row, as shown in FIG. 5 and 6.
  • N pt0 is the area of the heat exchange surface of the steam generator, m 2 .
  • the area of the heat transfer surface of the steam generator is measured as the sum of the surface area of the tubes of the heat transfer beam.
  • ⁇ is the number of heat transfer pipes in the steam generator, pcs.
  • d is the outer diameter of the heat transfer tubes, mm
  • ⁇ is the distance from the outer pipe 17 of the heat transfer beam to the inner surface of the bottom 10 of the steam generator along the longitudinal axis of the steam generator, mm; the central bending angle a of the heat exchange tubes and the distance ⁇ are selected from the following ranges: 90 ° ⁇ oc ⁇ 150 ° and 300 ⁇ ⁇ 1000 mm.
  • the heat exchange bundle 13 of the steam generator is filled evenly from the top to the top with gaps b between adjacent pipes vertically not exceeding the vertical pipe spacing in the bundle, as shown in FIGS. 5 and 6.
  • Horizontally arranged heat transfer tubes are inserted into openings of vertically mounted collectors 11 and 12 of the primary coolant.
  • the bending of the heat exchanger tubes when connected to the heat carrier collector as shown in FIG. 3 is made with a radius Rr of at least 60 mm, preferably at least 100 mm.
  • the steam generator as an internal unit may contain at least the following devices: a device 18 for supplying and distributing feed water located above the bundle 13 of heat exchange pipes, a device 19 for supplying and distributing feed water in emergency conditions, located in the steam space, a device 20 for supplying chemical reagents during washing a steam generator, a submerged hole sheet 21 and a ceiling hole sheet 22.
  • the primary coolant from the reactor 2 is supplied to the input collector 11 of the steam generator, distributed through the pipes of the heat exchange beam 13 and moves through them to the collecting output collector 12, transferring its heat to the boiler water, i.e. the coolant of the second circuit (the working fluid) through the wall of the heat exchange surface.
  • Feed water through the pipe 8 and the device 18 for supplying and distributing feed water connected to it is supplied to the volume of the steam generator and replenishes the boiler water level in the steam generator, is heated by mixing with the steam-water mixture there. Water heated to saturation is drawn into the circulation circuit of the steam generator (second circuit). On a heat exchange surface the heat carrier of the second circuit boils and rises upward in the lifting sections of the circulation circuit.
  • a single-stage gravity-precipitation separation is used. Steam is removed from the steam generator through the steam nozzles 9 in the upper part of the housing 7.
  • Compensation of the mass of steam leaving the heat-exchange bundle 13 is carried out due to the downward movement of water in the annular corridors 16, 23 over the entire height of the tube bundle, and in the gap between the steam generator body and the tube bundle.
  • the empirical ratio that is proposed to determine the length of the steam generator LK takes into account the technological requirements for bending pipes of the heat exchange surface near the bottoms of the steam generator.
  • the U-shaped tubes of the heat exchange beam are attached in three bends.
  • the angle corresponding to the central bend is from 90 ° to 150 °
  • the distance from the outer pipe of the heat exchange beam to the inner surface of the bottom is from 300 to 1000 mm, which is important for technological and technical and economic reasons.
  • Preferred is a central bending angle of the heat exchanger tubes of 120 °.
  • the bending radii of the heat exchange tubes, for introducing them into the holes of the collector are performed with a size of at least 60 mm, preferably at least 100 mm.
  • the manufacture of a steam generator when choosing the inner diameter of its casing D Kopn , the distance S between the axes of the heat carrier manifolds in the transverse direction and the length of the steam generator LK (on the inner surfaces of elliptical bottoms) allows you to place the largest number of heat transfer pipes in the casing of the steam generator of a selected size, ensuring their reliable fastening, as well as obtaining the required humidity of steam in the housing of the minimum diameter, and to meet the requirements of manufacturability of manufacturing U-shaped heat transfer tubes.
  • the dimensions of the steam generator D Kopn and LK are selected taking into account its placement in the reactor installation in the containment boxes.
  • FIG. 1 A reactor unit containing the claimed steam generator is shown in FIG. 1. It contains a nuclear reactor 2 with four circulation loops, each of which contains a steam generator 4 with a horizontal bundle 13 of heat transfer tubes, divided into packages 14 and 15 by the annular tubes 16 and connected to the collectors 11 and 12 of the primary coolant inside the cylindrical housing 7 with elliptical bottoms 10, the main circulation pump 5, as well as the main circulation pipe 3 of the primary coolant. Moreover, the inner diameter of the housing 7 D K0Pn , the distance S between the axes of the collectors 1 1 and 12 of the primary coolant in the transverse direction and the length of the steam generator LK along the inner surfaces of the elliptical bottoms 10 are selected, respectively, from the relations:
  • ⁇ ⁇ is the number of heat transfer pipes in the body of the steam generator, pcs .
  • H is the filling height of the steam generator body with pipes, mm as shown in FIG. 4;
  • D K0Jl is the outer diameter of the collector of the primary circuit in the drilling zone, mm;
  • d is the outer diameter of the heat exchange tubes, mm;
  • ⁇ is the distance from the outer pipe of the heat transfer beam to the inner surface of the bottom of the steam generator along the longitudinal axis of the steam generator, while the angle of bending of the heat transfer pipes and the distance ⁇ are selected from the following ranges:
  • the steam generator and the main circulation pump of the reactor installation can be attached to the walls of the reactor building using hydraulic shock absorbers 24.
  • FIG. 7-9 shows the layout options of the proposed reactor installation on the example of one of the four circulation loops, in which the cold thread of the MTC is indicated by 25, and the hot thread is 26.
  • the main circulation pump 5 of the reactor installation 2 can be placed after the steam generator 4 in the direction of the primary coolant along the circulation loop on the cold thread 25 of the MTC 3.
  • two main circulation pumps 5 can be installed on each circulation loop 5. That is, the main circulation pump 5 can be placed in the circulation loop, both on the hot thread 26 and on the cold thread 25 of the main circulation the pipeline. Moreover, an increase in reliability is achieved due to the possibility of redundancy of one of the pumps.
  • the two main low-power circulation pumps 5 can be installed in parallel on a cold thread 25 of the main circulation pipe, as shown in Fig.9. This will reduce the dimensions of the pumps, increase the safety margin and technical and economic performance indicators of the reactor installation.
  • valves 27 on the threads 25 and 26 of the main circulation pipe, as shown in Fig.10. This makes it possible to increase the operational reliability of the reactor installation due to the possibility of cutting off the steam generator from the reactor and carrying out repair work without decommissioning the reactor installation.
  • the reactor installation operates as follows.
  • the technological scheme of the reactor installation bypass The first circuit is radioactive and is located in containment 1, it includes a water-water power reactor 2, type VVER, and four circulation loops of the central heating circuit 3, through which the primary coolant is pumped through the active zone of the reactor 2 using the main circulation pumps 5 - water under pressure (160 kgf / cm 2 ).
  • the water temperature at the inlet to the reactor is approximately 289 ° C; at the outlet, 322 ° C.
  • the water heated in the reactor 2 is sent through the four pipelines of the MTC 3 to the steam generators 4.
  • the pressure and the coolant level of the primary circuit are maintained using a steam pressure compensator 6.
  • the second circuit is non-radioactive, consists of an evaporative and water-feeding plants, a block desalting plant, and a turbine unit (not shown in the diagram).
  • the coolant of the first circuit is cooled in the steam generators 4, while losing heat to the water of the second circuit.
  • Saturated steam produced in the steam generators 4, through the pipes 9 of the steam outlet and the steam manifold is sent to a turbine unit, leading the generator to rotate.
  • a steam generator was manufactured for the reactor installation, having the following parameters:
  • the inner diameter of the casing of the steam generator D KOpn is selected from the range in accordance with the following ratio:
  • the distance S between the axes of the coolant collectors in the transverse direction is selected from the range in accordance with the following ratio:
  • the length of the steam generator LK (on the inner surfaces of elliptical bottoms) is selected from the range in accordance with the following ratios:
  • the inner diameter of the case of the steam generator D K0Pn is less than 2825 mm, then in such a steam generator it will be impossible to ensure reliable fastening of the heat exchanger pipes by spacer elements, since there will be no space left for them, therefore, the reliability requirement for the design of the steam generator will not be met.
  • the case of a steam generator with an inner diameter of more than 4202 mm is not advantageous to place in the reactor installation, since it increases its metal consumption, and the humidity of the generated steam and the efficiency of the installation do not improve, but the dimensions of the containment increase.
  • the size of the heat exchange surface is placed in the steam generator, therefore, the coolant in the reactor installation stays in the same temperature range. The safety factor before the heat transfer crisis in the reactor core, as a consequence, does not increase.
  • the length of the LK steam generator (along the inner surfaces of elliptical bottoms) of less than 13790 mm does not allow us to ensure the manufacturability of bending and fastening heat transfer pipes into a U-shaped bundle, as the bending angle of the pipe exceeds 150 °, and the distance between the outer tubes of the beam and the bottom of the body is less than 300 mm, which does not allow to place the beam support.
  • the length of the steam generator LK (along the inner surfaces of elliptical bottoms) of more than 16807 mm is not advisable, since with an increase in the length of the body of the steam generator, the quality indicators of steam, for example, drying, do not improve, and the area of the heat exchange surface remains constant, equal to 6000 m 2 , in connection with that the increase in the length of the steam generator does not occur due to an increase in the number of heat transfer pipes and the growth of the heat transfer surface, but due to bending of the pipes at a sharper angle and excessive gaps between the bundle of heat transfer pipes and the bottoms of the steam generator.
  • the metal consumption of the steam generator of the reactor installation increases without increasing the safety factor before the heat transfer crisis in the reactor core, without improving the steam parameters in terms of humidity and pressure in the steam generator, and the size of the containment increases without a positive technical effect in the operation of the reactor installation.
  • the central part of the heat exchange beam of the steam generator will not be filled with pipes. Since in order to fix the heat-exchange pipe in the hole of the side wall of the primary coolant collector, its end must have a rectilinear shape on a segment longer than the depth of the specified hole. If the specified condition is not fulfilled, then the heat exchange pipe cannot be placed and fixed in the hole in the side wall of the coolant collector.
  • the distance S between the axes of the heat carrier collectors in the transverse direction is chosen to be more than 2521 mm, it will be impossible to place the bundle of heat transfer pipes near the side wall of the steam generator housing, which will also not allow provide a heat transfer surface of a given area and operational performance of the reactor installation.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
  • Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)

Abstract

Изобретение относится к энергетике, в частности к горизонтальным парогенераторам для атомных электростанций и к реакторной установке с водо-водяным энергетическим реактором и горизонтальным парогенератором. Реакторная установка включает ядерный реактор с четырьмя циркуляционными петлями, каждая из которых содержит парогенератор с горизонтальным пучком теплообменных труб, разделенных на пакеты межтрубными коридорами и соединенных с коллекторами теплоносителя первого контура внутри цилиндрического корпуса с эллиптическими днищами, главный циркуляционный насос, а также главный циркуляционный трубопровод теплоносителя первого контура. Внутренний диаметр корпуса, расстояние между осями коллекторов теплоносителя первого контура в поперечном направлении и длина парогенератора по внутренним поверхностям эллиптических днищ выбраны из заданных соотношений. Изобретение повышает интенсивность теплопередачи, надежность и долговечность парогенератора.

Description

Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо- водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором. Изобретение относится к электроэнергетике, в частности, горизонтальным парогенераторам для атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) и к реакторной установке с ВВЭР и горизонтальным парогенератором.
В атомных электростанциях (АЭС) с реакторами типа ВВЭР важнейшим элементом первого контура реакторной установки (РУ) является парогенератор. В нем за счет тепла, получаемого в реакторе, вырабатывается пар, который затем используется как рабочее тело турбины для производства электроэнергии. Кроме выработки пара парогенераторы должны надежно и постоянно во всех режимах работы АЭС обеспечивать охлаждение активной зоны реактора.
При работе парогенератора через него прокачивается высокорадиоактивный теплоноситель первого контура. По этой причине парогенераторы АЭС располагаются внутри защитной гермооболочки (контайнмента) реакторного здания, и габариты парогенераторов существенно влияют размеры защитной гермооболочки.
Со времени создания реакторных установок для атомных электростанций с водо- водяным энергетическим реактором (ВВЭР) сложились два различных подхода к конструкции парогенераторов - парогенераторы вертикального типа и парогенераторы горизонтального типа. В первом случае парогенератор имеет вертикально расположенный корпус и вертикально ориентированные U-образные теплообменные трубы, заделанные в горизонтальную трубную доску. Во втором случае парогенератор имеет горизонтально расположенный корпус и горизонтально ориентированные теплообменные трубы, заделанные в вертикально установленные входной и выходной коллекторы теплоносителя первого контура. В настоящее время обе конструктивные концепции оформились в устойчивые, но отличающиеся друг от друга направления развития техники. Причем заявленное изобретение относится к концепции горизонтальных парогенераторов, и к их использованию в составе реакторных установок в совокупности с реакторами типа ВВЭР.
Из уровня техники известны различные варианты конструкции горизонтальных парогенераторов, различающиеся между собой надежностью, габаритами, мощностью, плотностью компоновки пучка теплообменник труб, расположением внутрикорпусных устройств, металлоемкостью и др. характеристиками.
Парогенератор, раскрытый в международной заявке WO9320386, опубликованной 14.10.1993; МПК F22B1/02, имеет горизонтально ориентированный корпус и расположенный в нем горизонтально пучок теплообменных труб, заделанных в вертикально установленные входной и выходной коллекторы теплоносителя первого контура. При этом устройство раздачи питательной воды расположено в середине пучка теплообменных труб, что приводит к значительному горизонтальному разрыву в наполнении корпуса парогенератора теплообменной поверхностью. Следствием недостаточного наполнения корпуса парогенератора теплообменными трубами является низкая мощность, повышенная металлоемкость, и меньшая долговечность парогенератора реакторной установки вследствие меньшего количества теплообменных труд.
Известен горизонтальный парогенератор, описанный в патенте РФ на полезную модель Ш 100590, опубликованном 20.12.2010, МПК: F22B37/00. Горизонтальный парогенератор, содержит корпус, к каждому торцу которого приварено эллиптическое днище, содержащее патрубок ревизии с плоской крышкой в котором, согласно предлагаемой полезной модели, отношение средней высоты патрубка ревизии к внутреннему диаметру патрубка ревизии составляет не более 0,9 и не менее 0,1. Данное техническое решение направлено на уменьшение габаритов парогенератора для упрощения его доставки от завода-изготовителя к месту монтажа и увеличения свободного пространства в боксе парогенератора. Уменьшение продольных габаритов достигается путем выполнения более коротким патрубка ревизии, а не за счет изменения длины корпуса парогенератора, то есть снижение металлоемкости в данном устройстве не достигается.
Зарубежными аналогами производимых в России реакторов ВВЭР являются реакторы типа PWR (реактор с водой под давлением, англ.: pressurized water reactor). Реакторные установки с реакторами типа PWR обычно оснащаются вертикальными парогенераторами.
В отличие от упомянутых парогенераторов с вертикально расположенным корпусом горизонтальные парогенераторы обладают следующими известными особенностями, вытекающими из их конструкции:
- умеренная паровая нагрузка допускает использование простой схемы сепарации при надежном обеспечении требуемой влажности пара;
- умеренная скорость среды во втором контуре исключает опасность вибрации теплообменных труб и других элементов парогенератора;
- вертикальные цилиндрические входной и выходной коллекторы первого контура позволяют избежать накопления шламовых отложений на их поверхности и за счет этого снизить опасность коррозионного повреждения теплообменных труб в районе мест заделки их в указанные коллекторы;
- повышенный запас воды во втором контуре способствует более надежному расхолаживанию реактора через парогенератор в случае использования аварийного водопитания, а большая аккумулирующая способность такого парогенератора смягчает переходные режимы эксплуатации реакторной установки;
- горизонтальное расположение поверхности теплообмена обеспечивает надежную естественную циркуляцию среды по первому контуру даже при снижении уровня воды ниже верхних рядов теплообменных труб;
- обеспечиваются благоприятные условия для естественной циркуляции теплоносителя первого контура в аварийных режимах;
- обеспечивается удобный доступ к пучку теплообменных труб для обслуживания и контроля как со стороны первого контура, так и второго контура. В нижних точках корпуса парогенератора, где возможно оседание и накопление шлама, нет теплообменных труб, поэтому в случае скопления коррозионно-активных примесей в нижней части корпуса парогенератора возможен смыв шлама через систему продувки и штуцеры.
Из уровня техники известны разработки, относящиеся к атомной промышленности, включающие в себя создание горизонтальных парогенераторов на базе использования опыта конструирования вертикальных парогенераторов. Например, из патента США US5331677, опубликованного 19.07.1994, МПК: F22B37/00, известна реакторная установка, оснащенная реактором с водой под давлением, которая включает в себя реактор, насос для перекачивания охлаждающей жидкости, имеющий входное отверстие, соединенное с выпускным отверстием корпуса реактора, парогенератор, имеющий входное отверстие, соединенное с высокотемпературным трубопроводом на выходе упомянутого насоса, и выход низкотемпературного трубопровода, подсоединенный к входному отверстию корпуса реактора. Парогенератор имеет горизонтально ориентированный корпус, внутри которого размещен горизонтально U-образный пучок теплообменных труб. Теплообменные трубы заделаны в вертикально расположенную трубную доску. Использование трубной доски в конструкции горизонтального парогенератора имеет недостатки, связанные с большой металлоемкостью, сложностью изготовления, сложностью обеспечения герметичности соединения теплообменных труб с трубной доской. Использование трубной доски не позволяет разместить большое количество труб в парогенераторе, как следствие они имеют значительную длину. Конструкция упомянутого парогенератора, приблизительно, соответствует конструкции парогенераторов вертикального типа, который в составе данной реакторной установки размещен горизонтально. Особенностью реакторной установки является небольшое количество труб в ее парогенераторах, в следствие того, что в раздающей камере установлена одна трубная доска, то есть вся теплообменная поверхность обеспечивается одной петлей U-образных труб. Как следствие, теплообменные трубы имеют большую длины и небольшую толщину боковой стенки. Это приводит к снижению эксплуатационной надежности реакторной установки, так как ее парогенераторы имеют меньший запас на глушение теплообменных труб, и большее гидравлическое сопротивление теплообменных труб со стороны первого контура, что негативно сказывается на протекании аварийных режимом.
Еще один недостатком реакторной установки является радиальное расположение ее парогенераторов, приводящее к увеличению размеров реакторного здания. Это усложняет объем контайнмента и объема капитального строительства
На действующих атомных электростанциях в России и за рубежом с точки зрения надежности и экономичности хорошо зарекомендовали себя реакторные установки типа ВВЭР-1000. Естественно, что в процессе длительной эксплуатации периодически выявляются узлы и детали реакторной установки, требующие усовершенствования.
Так, в патенте РФ на полезную модель N° 143541, опубликованном 27.07.2014, МПК: G21C1/03, описана реакторная установка (РУ) типа ВВЭР-1000, которая имеет четыре петли циркуляции теплоносителя первого контура, в каждой из которых установлен парогенератор типа ПГВ-1000 и главный циркуляционный насос (ГЦН). Петля циркуляции теплоносителя первого контура РУ состоит из двух частей. Первая часть это горячий циркуляционный трубопровод, соединяющий РУ с парогенератором, и вторая часть - это холодный циркуляционный трубопровод, по которому из парогенератора теплоноситель первого контура откачивается при помощи ГЦН в реактор. Функцией каждой петли циркуляции РУ является беспрепятственная транспортировка теплоносителя первого контура из реактора через парогенератор и ГЦН обратно в реактор. Основной функцией парогенератора является выработка сухого насыщенного пара за счет тепла, переносимого в парогенератор из активной зоны ядерного реактора теплоносителем первого контура. РУ, парогенератор и ГЦН соединяются между собой сварным трубопроводом, имеющим внутренний диаметр 850 мм (Ду850). Причем РУ соединяется с парогенератором ГЦТ, имеющим вертикальный гиб трубы радиусом 1340 мм. Под напором горячей воды первого контура происходит тепловое расширение и вибрация всех систем первого контура. На изгибы трубопроводов и сварные соединения петли циркуляции первого контура оказывается воздействие теплоносителем при высоком давлении и температуре, что может привести к их повреждениям вплоть до образования трещин. Полезная модель, в частности, направлена на решение задачи предотвращения повреждений сварного шва JsT»l 1 1 на циркуляционном трубопроводе.
Для решения указанной проблемы в данной полезной модели предлагается горячий коллектор парогенератора соединить с горячим циркуляционным трубопроводом через малый коллектор, так чтобы длина горячего циркуляционного трубопровода от нижнего края малого коллектора до изгиба горячего циркуляционного трубопровода не превышала 0,25 м, а длина холодного циркуляционного трубопровода была бы выполнена соответственно длине горячего циркуляционного трубопровода.
Недостатком данной полезной модели является усложнение конструкции и технологии изготовления парогенератора. Дополнительный малый коллектор предложено приваривать к основному выходному коллектору через дополнительное сварное соединение, невозможность проведения ремонта которого снижает эксплуатационную надежность парогенератора и реакторной установки.
Задачей заявленного изобретения является улучшение эксплуатационных показателей реакторной установки за счет увеличения количества теплообменных труб в корпусе парогенератора без существенного увеличения его габаритов с возможностью размещения его боксах здания реакторной установки без увеличения объемов капитального строительства.
Кроме того показатель количества теплообменных труб в парогенераторе важен для повышения мощности парогенератора, для улучшения параметров пара, в частности, давления, что в свою очередь позволяет повысить КПД реакторной установки. Увеличение количества теплообменных труб в корпусе парогенератора также повышает показатели долговечности его эксплуатации, поскольку при наличии запасного количества теплообменных труб, при выходе из строя одной или нескольких труб, они могут быть заглушены с продолжением эксплуатации устройства. При увеличении количества теплообменных труб в корпусе парогенератора, работающего в составе реакторной установки, реактор лучше расхолаживается, то есть повышается коэффициент запаса до кризиса теплопередачи в активной зоне реактора. Увеличение количества теплообменных труб в корпусе парогенератора также снижает показатель металлоемкости корпуса, поскольку повышение мощности устройства достигается в корпусе меньшего размера. Технический результат от использования заявленного изобретения заключается в повышении интенсивности теплопередачи, надежности и долговечности парогенератора за счет повышения количества теплообменных труб, размещенных в его корпусе, при одновременном обеспечении условий ремонтопригодности и технологичности изготовления U-образных труб, а также снижении металлоемкости корпуса парогенератора.
Технический результат от использования заявленного изобретения также заключается повышении надежности, долговечности и эффективности работы реакторной установки, а также в снижении металлоемкости парогенераторов реакторной установки при обеспечении технологичности их изготовления.
Для решения поставленной задачи заявлен горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором, содержащий цилиндрический корпус, снабженный, по меньшей мере, патрубком подвода питательной воды и патрубком отвода пара, а также двумя эллиптическими днищами, внутрикорпусными устройствами, входным и выходным коллекторами теплоносителя первого контура, соединенными с пучком теплообменных труб, образующим теплообменную поверхность парогенератора, причем пучок теплообменных труб разделен на пакеты межтрубными коридорами, отличающийся тем, что расстояние S между осями коллекторов теплоносителя первого контура в поперечном направлении корпуса
5
парогенератора выбрано из соотношения: 0,4 < < 0,6 , где DKopn - внутренний
^ко п
диаметр корпуса парогенератора, а длина парогенератора LK по внутренним поверхностям эллиптических днищ выбрана из соотношения:
Figure imgf000008_0001
где: DKCWI - наружный диаметр коллектора теплоносителя в сверленой части, мм; а - центральный угол изгиба теплообменных труб, град.;
В\ - ширина центрального межтрубного коридора пучка теплообменных труб, мм;
В2 - ширина межтрубного коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя, мм;
SKOn - окружной шаг теплообменных труб по наружной поверхности коллектора теплоносителя, мм;
Sr - шаг между теплообменными трубами в горизонтальном ряду теплообменного пучка, мм;
Нпто - площадь теплообменной поверхности парогенератора, м ; Νη, - количество теплообменных труб в парогенераторе, шт.;
d - наружный диаметр теплообменных труб, мм;
Δ - расстояние от внешней трубы теплообменного пучка до внутренней поверхности днища парогенератора по продольной оси парогенератора, при этом центральный угол а изгиба теплообменных труб и расстояние Δ выбраны из следующих диапазонов: 90°< а <150° и 300 < Δ < 1000 мм.
От выбора расстояние S между осями коллекторов теплоносителя первого контура в поперечном направлении корпуса парогенератора из указанного выше эмпирического соотношения зависит возможность разместить в парогенераторе наибольшее количество теплообменных труб при обеспечении условий ремонтопригодности, надежности и эффективности теплопередачи.
От выбора длины LK корпуса парогенератора зависит компоновка реакторной установки в реакторном здании, поскольку четыре крупногабаритных парогенератора сложно вписать в ограниченные размеры контайнмента. При этом длина LK корпуса парогенератора, выбранная в соответствии с заявленным изобретением, гарантирует технологичность изготовления U-образных труб теплообменного пучка, формирующих теплопередающую поверхность парогенератора, что важно для обеспечения их цельности и надежности работы реакторной установки.
В соответствии с заявленным изобретением теплообменный пучок парогенератора заполнен теплообменными трубами равномерно снизу доверху с зазорами между соседними трубами по вертикали, не превышающими вертикальный шаг труб в пучке. Пучок разделен на пакеты межтрубными коридорами. Ширина вертикальных межтрубных коридоров составляет 100-250 мм. Горизонтально расположенные теплообменные трубы заведены в отверстия вертикально установленных коллекторов теплоносителя первого контура. Изгиб теплообменных труб при соединении с коллектором теплоносителя выполнен радиусом не менее 60 мм, предпочтительно, не менее 100 мм. Для соблюдения требований прочности боковых стенок коллектора теплоносителя площадь зоны его сверления на наружной поверхности не менее чем на 20% должна превышать площадь отверстий, выполненных в нем для присоединения теплообменных труб.
Кроме того парогенератор в качестве внутрикорпусных устройств может содержать по меньшей мере следующие устройства: устройство подвода и раздачи питательной воды, расположенное над пучком теплообменных труб, устройство подвода и раздачи питательной воды в аварийных режимах, расположенное в паровом пространстве, устройство подачи химических реагентов при промывке парогенератора, погруженный дырчатый лист и потолочный дырчатый лист.
Вторым объектом заявленного изобретения является реакторная установка с водо- водяным энергетическим реактором и горизонтальным парогенератором, включающая ядерный реактор с четырьмя циркуляционными петлями, каждая из которых содержит парогенератор с горизонтальным пучком теплообменных труб, разделенных на пакеты межтрубными коридорами и соединенных с коллекторами теплоносителя первого контура внутри цилиндрического корпуса с эллиптическими днищами, главный циркуляционный насос, а также главный циркуляционный трубопровод теплоносителя первого контура, причем внутренний диаметр корпуса DKOpn, расстояние S между осями коллекторов теплоносителя первого контура в поперечном направлении и длина парогенератора LK по внутренним поверхностям эллиптических днищ выбраны, соответственно, из соотношений:
0,148-D + 0,637· 0,054-D2 + 3,142· <DKOpn < l ,827-H,
k
s
0,4 < < 0,6 ,
орп
Figure imgf000010_0001
где: D - номинальная паропроизводительность парогенератора, т/ч;
Ντρ - количество теплообменных труб в корпусе парогенератора, шт.;
SB и Sr - шаг между теплообменными трубами соответственно в вертикальном и в горизонтальном ряду теплообменного пучка, мм;
к - признак компоновки теплообменного пучка в пакетах (к=1 для коридорной компоновки, к=2 для шахматной компоновки);
Н - высота наполнения корпуса парогенератора трубами, мм;
Όκοπ - наружный диаметр коллектора первого контура в зоне сверления, мм;
а - центральный угол изгиба теплообменных труб, град.;
Βι - ширина центрального коридора пучка теплообменных труб, мм;
В2 - ширина коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя, мм;
Бкол - окружной шаг теплообменных труб по наружной поверхности коллектора теплоносителя, мм;
Нпто - площадь теплообменной поверхности парогенератора, м2;
d - наружный диаметр теплообменных труб, мм; Δ - расстояние от внешней трубы теплообменного пучка до внутренней поверхности днища парогенератора по продольной оси парогенератора, при этом угол а изгиба теплообменных труб и расстояние Δ выбраны из следующих диапазонов:
90°< а <150° и 300 мм < Δ < 1000 мм.
Для улучшения сейсмической устойчивости парогенератор и главный циркуляционный насос реакторной установки могут быть прикреплены к стенкам реакторного здания с помощью гидроамортизаторов.
Для повышения кавитационного запаса за счет снижения температуры в рабочей камере главный циркуляционный насос реакторной установки может быть размещен после парогенератора по ходу движения теплоносителя первого контура по циркуляционной петле.
Для повышения эксплуатационной надежности реакторной установки на каждой петле может быть установлено по два главных циркуляционных насоса. То есть, главный циркуляционный насос может быть размещен в циркуляционной петле, как на горячей, так и на холодной нитке главного циркуляционного трубопровода. При этом повышение надежности достигается за счет возможности резервирования одного из насосов.
В другом варианте компоновки реакторной установки два главных циркуляционных насоса пониженной мощности могу быть установленных параллельно на холодной нитке главного циркуляционного трубопровода. Это позволит уменьшить габариты насосов, повысить запас надежности и технико-экономические показатели работы реакторной установки.
Кроме того, в составе реакторной установки может быть предусмотрено размещение задвижек на нитках главного циркуляционного трубопровода. Это позволяет повысить эксплуатационную надежность реакторной установки за счет возможности отсечения парогенератора от реактора и проведения ремонтных работ без вывода из эксплуатации реакторной установки.
Изобретение иллюстрируется следующими фигурами.
На фиг. 1 представлен горизонтальный разрез гермооболочки с размещенной в ней реакторной установкой.
На фиг. 2 представлен горизонтальный разрез корпуса парогенератора.
На фиг. 3 показан фрагмент горизонтального разреза корпуса парогенератора в области соединения теплообменных труб с коллектором теплоносителя первого контура.
На фиг. 4 показано поперечное сечение парогенератора, выполненное по оси входного коллектора теплоносителя первого контура. На фиг. 5 показана шахматная компоновка теплообменных труб.
На фиг. 6 показана коридорная компоновка теплообменных труб.
На фиг. 7 показана петля циркуляции теплоносителя первого контура реакторной установки (РУ) с расположением главного циркуляционного насоса (ГЦН) на холодной нитке главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ).
На фиг. 8 показана петля циркуляции теплоносителя первого контура РУ с расположением ГЦН на холодной и на горячей нитке ГЦТ.
На фиг. 9 показана петля циркуляции теплоносителя первого контура РУ с расположением дух ГЦН на холодной нитке ГЦТ.
На фиг. 10 показана петля циркуляции теплоносителя первого контура РУ с размещением задвижек на холодной и на горячей нитке ГЦТ.
Оборудование реакторной установки, включая парогенераторы, а также ее системы безопасности размещаются в реакторном отделении АЭС. Реакторное отделение состоит из герметичной и негерметичной частей. В герметичной части, называемой обычно гермооболочкой или контайнментом, располагается оборудование первого контура и реактор.
На фиг. 1 представлен горизонтальный разрез гермооболочки 1 с размещенной в ней реакторной установкой. Гермооболочка выполнена в виде цилиндра из предварительно напряжённого железобетона, толщина которой, например, для проекта ВВЭР-1000 составляет 1,2 метра при внутреннем диаметре 45 метров и высоте 52 м.
В центральной части гермооболочки 1 размещен реактор 2 соединенный при помощи главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) 3 с парогенераторами 4. Для перекачки ГЦТ теплоносителя первого контура (воды под давлением) из парогенераторов 4 в реактор 2 и обратно служат главные циркуляционные насосы (ГЦН) 5. Для поддержания стабильности давления и компенсации изменений объёма теплоносителя при его разогреве или расхолаживании в составе реакторной установки дополнительно используются компенсаторы давления 6. Как показано на фигуре 1 парогенераторы 4 занимают в контайнменте площадь больше, чем любое другое оборудование реакторной установки. Однако потребности развития общества требуют увеличения выработки электроэнергии, а от АЭС - повышения мощности реакторных установок, следовательно, увеличения теплообменной поверхности и габаритов парогенераторов, которые в настоящее время уже с трудом вписываются в боксы реакторных зданий. Причем дальнейшее увеличение площади и размеров контайнментов экономически невыгодно по причине значительного роста объемов и стоимости капитального строительства при сооружении АЭС.
Заявленное изобретение позволяет повысить интенсивность теплопередачи, надежность и долговечность парогенератора за счет повышения количества теплообменных труб, размещенных в его корпусе, что позволяет улучшить эксплуатационные показатели реакторной установки без существенного увеличения габаритов с возможностью размещения парогенераторов в боксах контайнмента заданных размеров.
Заявленный горизонтальный парогенератор 4 для реакторной установки с ВВЭР содержит цилиндрический корпус 7, снабженный, по меньшей мере, патрубком 8 подвода питательной воды и патрубком 9 отвода пара, а также двумя эллиптическими днищами 10, внутрикорпусными устройствами, входным 1 1 и выходным 12 коллекторами теплоносителя первого контура, соединенными с пучком 13 теплообменных труб, образующим теплообменную поверхность парогенератора, причем пучок теплообменных труб разделен на пакеты 14 и 15 межтрубными коридорами 16. Для решения поставленной задачи расстояние S (фиг. 2) между осями коллекторов 1 1 и 12 теплоносителя первого контура в поперечном направлении корпуса 7 парогенератора выбрано из соотношения: 0,4 < < 0,6 , где ϋκορπ - внутренний диаметр корпуса f корп
парогенератора, а длина парогенератора LK, измеренная по внутренним поверхностям эллиптических днищ, выбрана из соотношения:
Figure imgf000013_0001
где: DK0JI - наружный диаметр коллектора теплоносителя в сверленой части, мм; а - центральный угол изгиба теплообменных труб, град.;
Bi - ширина центрального межтрубного коридора пучка теплообменных труб, мм; В2 - ширина межтрубного коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя, мм;
SK(wi - окружной шаг теплообменных труб по наружной поверхности коллектора теплоносителя, мм. Указанный шаг измеряется как расстояние от центра одной теплообменной трубы до центра соседней теплообменной трубы в горизонтальном ряду по наружной поверхности коллектора теплоносителя.
Sr - шаг между теплообменными трубами в горизонтальном ряду теплообменного пучка, мм. Указанный шаг измеряется как расстояние от центра одной теплообменной трубы до центра соседней теплообменной трубы в горизонтальном ряду, как показано на фиг. 5 и 6.
Нпт0 - площадь теплообменной поверхности парогенератора, м2. Площадь теплообменной поверхности парогенератора измеряется как сумма площади поверхности труб теплообменного пучка.
Ντρ - количество теплообменных труб в парогенераторе, шт.
d - наружный диаметр теплообменных труб, мм.
Δ - расстояние от внешней трубы 17 теплообменного пучка до внутренней поверхности днища 10 парогенератора по продольной оси парогенератора, мм; при этом центральный угол а изгиба теплообменных труб и расстояние Δ выбраны из следующих диапазонов: 90°< ос <150° и 300 < Δ < 1000 мм.
В соответствии с заявленным изобретением теплообменный пучок 13 парогенератора заполнен теплообменными трубами равномерно снизу доверху с зазорами b между соседними трубами по вертикали, не превышающими вертикальный шаг труб в пучке, как показано на фиг.5 и 6. Горизонтально расположенные теплообменные трубы заведены в отверстия вертикально установленных коллекторов 11 и 12 теплоносителя первого контура. Изгиб теплообменных труб при соединении с коллектором теплоносителя как показано на фиг.З, выполнен радиусом Rr не менее 60 мм, предпочтительно, не менее 100 мм.
Парогенератор качестве внутрикорпусных устройств может содержать по меньшей мере следующие устройства: устройство 18 подвода и раздачи питательной воды, расположенное над пучком 13 теплообменных труб, устройство 19 подвода и раздачи питательной воды в аварийных режимах, расположенное в паровом пространстве, устройство 20 подачи химических реагентов при промывке парогенератора, погруженный дырчатый лист 21 и потолочный дырчатый лист 22.
При работе парогенератора 4 теплоноситель первого контура из реактора 2 подается во входной коллектор 11 парогенератора, раздается по трубам теплообменного пучка 13 и движется по ним к собирающему выходному коллектору 12, передавая свою теплоту котловой воде, т.е. теплоносителю второго контура (рабочему телу) через стенку теплообменной поверхности. Питательная вода через патрубок 8 и соединенное с ним устройство 18 подвода и раздачи питательной воды подается в объем парогенератора и пополняет уровень котловой воды в парогенераторе, прогревается за счет смешения с имеющейся там пароводяной смесью. Прогретая до насыщения вода вовлекается в контур циркуляции парогенератора (второй контур). На теплообменной поверхности парогенератора теплоноситель второго контура вскипает и поднимается наверх в подъемных участках контура циркуляции. Для отделения влаги от пара в парогенераторе используется одноступенчатая гравитационно-осадительная сепарация. Отвод пара из парогенератора осуществляется через паровые патрубки 9 в верхней части корпуса 7.
Компенсация массы пара, покидающей теплообменный пучок 13, осуществляется за счет опускного движения воды в межтрубных коридорах 16, 23 по всей высоте пакета труб, и в зазоре между корпусом парогенератора и трубным пучком.
Эмпирическое соотношение, которое предложено для определения длины парогенератора LK учитывает технологические требования к изгибу труб теплообменной поверхности возле днищ парогенератора. U-образную форму трубам теплообменного пучка придают в три изгиба. При этом угол, соответствующий центральному изгибу составляет от 90° до 150°, а расстояние от внешней трубы теплообменного пучка до внутренней поверхности днища составляет от 300 до 1000 мм, что важно по технологическим и технико-экономическим соображениям. Предпочтительной является величина центрального углом изгиба теплообменных труб, составляющая 120°.
Выражение 0,4 < S/ DKOpn < 0,6 характеризует конструкцию парогенератора, в котором пакеты теплообменных труб имеют, примерно, одинаковую ширину. При равной ширине пакетов теплообменных труб, когда S/ DKOpn = 0,5, в парогенератор помещается наибольшее количество теплообменных труб при прочих, равных условиях, что снижает металлоемкость корпуса парогенератора.
Собрать парогенератор, расстояние между коллекторами которого в поперечном направлении не попадает в указанный диапазон, возможно, но количество труб в таком парогенераторе будет меньше необходимого для обеспечения показателей эффективности его работы, вследствие того, что внутреннее пространство корпуса использовано не эффективно. А именно, при расстоянии S между осями коллекторов теплоносителя в поперечном направлении S<0,4-DKopn, значительное пространство в центральной части парогенератора, прилегающее к продольной плоскости сечения в зоне расположения теплообменного пучка, останется незаполненным теплообменными трубами по следующей причине. Для заведения теплообменных труб в отверстия коллектора теплоносителя они должны иметь заданный радиус изгиба Rr (фиг. 3), а на конце - прямолинейный участок, превышающий по длине глубину отверстия в стенке коллектора, в которое их заделывают. При этом радиусы изгиба теплообменных труб, для введения их в отверстия коллектора, выполняют размером не менее 60 мм, предпочтительно, не менее 100 мм. При расстоянии S между осями коллекторов теплоносителя в поперечном направлении S>0,6-DKOpn значительное пространство в периферийной части парогенератора, прилегающее к боковым стенкам корпуса в зоне расположения теплообменного пучка, останется незаполненным теплообменными трубами по указанной выше причине, поскольку для заведения теплообменных труб в отверстия коллектора теплоносителя они должны иметь заданный радиус изгиба, а на конце - прямолинейный участок, превышающий по длине глубину отверстия, в которое их заделывают
Изготовление парогенератора при выборе внутреннего диаметра его корпуса DKopn, расстояния S между осями коллекторов теплоносителя в поперечном направлении и длины парогенератора LK (ПО внутренним поверхностям эллиптических днищ) позволяет разместить в корпусе парогенератора выбранного размера наибольшее количество теплообменных труб, обеспечив их надежное крепление, а также получение требуемой влажности пара в корпусе минимального диаметра, и удовлетворить требованиям технологичности изготовления U-образных теплообменных труб. При этом размеры парогенератора DKopn и LK выбраны с учетом его размещения в составе реакторной установки в боксах контайнмента.
Реакторная установка, содержащая заявленный парогенератор, показана на фиг. 1. Она содержит ядерный реактор 2 с четырьмя циркуляционными петлями, каждая из которых содержит парогенератор 4 с горизонтальным пучком 13 теплообменных труб, разделенных на пакеты 14 и 15 межтрубными коридорами 16 и соединенных с коллекторами 11 и 12 теплоносителя первого контура внутри цилиндрического корпуса 7 с эллиптическими днищами 10, главный циркуляционный насос 5, а также главный циркуляционный трубопровод 3 теплоносителя первого контура. При этом внутренний диаметр корпуса 7 DK0Pn, расстояние S между осями коллекторов 1 1 и 12 теплоносителя первого контура в поперечном направлении и длина парогенератора LK по внутренним поверхностям эллиптических днищ 10 выбраны, соответственно, из соотношений:
0,148-D + 0,637· 0,054-D2 + 3,142· τρ' г" в <DKOpn < 1,827·Η,
0,4 < - - < 0,6 ,
"корп
Figure imgf000016_0001
где: D - номинальная паропроизводительность парогенератора, т/ч;
Νη, - количество теплообменных труб в корпусе парогенератора, шт.;
SB и Sr - шаг между теплообменными трубами соответственно в вертикальном горизонтальном ряду теплообменного пучка, мм, как показано на фиг.5 и 6; к - признак компоновки теплообменного пучка в пакетах (к=1 для коридорной компоновки, к=2 для шахматной компоновки);
Н - высота наполнения корпуса парогенератора трубами, мм как показано на фиг.4; DK0Jl - наружный диаметр коллектора первого контура в зоне сверления, мм;
а - центральный угол изгиба теплообменных труб, град.;
- ширина центрального коридора пучка теплообменных труб, мм;
В2 - ширина коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя, мм;
SKCWI - окружной шаг теплообменных труб по наружной поверхности коллектора теплоносителя, мм;
Нпто - площадь теплообменной поверхности парогенератора, м ;
d - наружный диаметр теплообменных труб, мм;
Δ - расстояние от внешней трубы теплообменного пучка до внутренней поверхности днища парогенератора по продольной оси парогенератора, при этом угол а изгиба теплообменных труб и расстояние Δ выбраны из следующих диапазонов:
90°< а <150° и 300 мм < Δ < 1000 мм.
Для улучшения сейсмической устойчивости парогенератор и главный циркуляционный насос реакторной установки могут быть прикреплены к стенкам реакторного здания с помощью гидроамортизаторов 24.
На фигурах 7-9 показаны варианты компоновки предложенной реакторной установки на примере одной из четырех циркуляционных петель, в которой холодная нитка ГЦТ обозначена позицией 25, а горячая нитка - 26.
Для повышения кавитационного запаса за счет снижения температуры теплоносителя в рабочей камере, как показано на фиг. 7, главный циркуляционный насос 5 реакторной установки 2 может быть размещен после парогенератора 4 по ходу движения теплоносителя первого контура по циркуляционной петле на холодной нитке 25 ГЦТ 3.
В другом варианте, показанном на фиг. 8, для повышения эксплуатационной надежности реакторной установки на каждой циркуляционной петле может быть установлено по два главных циркуляционных насоса 5. То есть, главный циркуляционный насос 5 может быть размещен в циркуляционной петле, как на горячей нитке 26, так и на холодной нитке 25 главного циркуляционного трубопровода. При этом повышение надежности достигается за счет возможности резервирования одного из насосов.
В следующем варианте компоновки реакторной установки два главных циркуляционных насоса 5 пониженной мощности могут быть установленных параллельно на холодной нитке 25 главного циркуляционного трубопровода, как показано на фиг.9. Это позволит уменьшить габариты насосов, повысить запас надежности и технико- экономические показатели работы реакторной установки.
Кроме того, в составе реакторной установки может быть предусмотрено размещение задвижек 27 на нитках 25 и 26 главного циркуляционного трубопровода, как показано на фиг.10. Это позволяет повысить эксплуатационную надежность реакторной установки за счет возможности отсечения парогенератора от реактора и проведения ремонтных работ без вывода из эксплуатации реакторной установки.
Реакторная установка работает следующим образом.
Технологическая схема реакторной установки двухконтурная. Первый контур является радиоактивным и размещен в контайнменте 1, в него входит водо-водяной энергетический реактор 2, типа ВВЭР, и четыре циркуляционных петли ГЦТ 3, по которым через активную зону реактора 2 с помощью главных циркуляционных насосов 5 прокачивается теплоноситель первого контура — вода под давлением (160 кгс/см2).
Температура воды на входе в реактор, примерно, 289 °С, на выходе— 322 °С. Нагретая в реакторе 2 вода направляется по четырём трубопроводам ГЦТ 3 в парогенераторы 4.
Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления 6.
Второй контур— нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата (на схеме не показаны). Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах 4, отдавая при этом тепло воде второго контура. Насыщенный пар, производимый в парогенераторах 4, через патрубки 9 отвода пара и паровый коллектор направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор. Пример.
Осуществляется строительство реакторной установки АЭС с ВВЭР. По условиям надежного расхолаживания реактора парогенератор должен иметь следующие параметры:
- площадь теплообменной поверхности парогенератора Нт0 =6000 м .
Для реакторной установки изготовлен парогенератор, имеющий следующие параметры:
- паропроизводительность одного парогенератора реакторной установки D= 1500 т/ч;
- наружный диаметр коллектора первого контура в сверленой части Όκοπ = 1200 мм; - ширина центрального коридора пучка теплообменных труб В\ = 200 мм;
- ширина коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя В2 =200 мм;
- наружный диаметр теплообменных труб d=16 мм;
- шаг между теплообменными трубами в горизонтальном ряду теплообменного пучка Sr = 24 мм;
- шаг между теплообменными трубами в вертикальном ряду теплообменного пучка SB = 22 мм;
- количество теплообменных труб в парогенераторе Νη, =10000 шт.;
- признак компоновки теплообменного пучка к =1 для коридорной компоновки;
- высота наполнения корпуса парогенератора трубами Н = 2300 мм;
В соответствии с заявленным изобретением внутренний диаметр корпуса парогенератора DKOpn выбирается из диапазона в соответствии со следующим соотношением:
0,148-D + 0,637· o,054-D2 + 3,142· Ntp^ Sb < вкорп < 1.827-Н, тогда 2825 мм < DKOpn < 4202 мм.
Расстояние S между осями коллекторов теплоносителя в поперечном направлении выбирается из диапазона соответствии со следующим соотношением:
0,4 < < 0,6 , тогда 1130 мм < S <2521 мм.
"корп
Длина парогенератора LK (ПО внутренним поверхностям эллиптических днищ) выбирается из диапазона соответствии со следующими соотношениями:
Figure imgf000019_0001
при 90°< а <150° и 300 мм < Δ < 1000 мм, тогда 13790 мм < LK < 16807 мм.
Если внутренний диаметр корпуса парогенератора DK0Pn будет меньше 2825 мм, то в таком парогенераторе будет невозможно обеспечить надежное крепление теплообменных труб дистанционирующими элементами, так как для них не останется места, следовательно не будет выполнено требование надежности конструкции парогенератора. Корпус парогенератора с внутренним диаметром более 4202 мм не выгодно размещать в реакторной установке, так как он увеличивает ее металлоемкость, а влажность генерируемого пара и КПД установки не улучшаются, но увеличиваются размеры контайнмента В парогенераторе размещается та же величина теплообменной поверхности, поэтому теплоноситель в ГЦТ реакторной установки пребывает в том же диапазоне температур. Коэффициент запаса до кризиса теплопередачи в активной зоне реактора, как следствие, не растет.
Длина парогенератора LK (по внутренним поверхностям эллиптических днищ) величиной менее 13790 мм не позволяет обеспечить технологичность гибки и крепежа теплообменных труб в U-образный пучок т.к. угол изгиба трубы превышает 150°, а расстояние между наружными трубами пучка и днищем корпуса составляет менее 300 мм, что не позволяет разместить опору пучка.
Длина парогенератора LK (ПО внутренним поверхностям эллиптических днищ) величиной более 16807 мм не целесообразна, так как при увеличении длины корпуса парогенератора показатели качества пара, например осушки, не улучшаются, и площадь теплообменной поверхности остается постоянной, равной 6000 м2, в связи с тем, что увеличение длины парогенератора происходит не за счет увеличения количества теплообменных труб и роста теплопередающей поверхности, а за счет изгиба труб под более острым углом и избыточных зазоров между пучком теплообменных труб и днищами парогенератора. Таким образом происходит увеличение металлоемкости парогенератора реакторной установки без увеличения коэффициента запаса до кризиса теплопередачи в активной зоне реактора, без улучшения параметров пара по влажности и давлению в парогенераторе, а также происходит увеличение размеров контайнмента без положительного технического эффекта в работе реакторной установки.
Если расстояние S между осями коллекторов теплоносителя в поперечном направлении выбрано менее ИЗО мм, то центральная часть теплообменного пучка парогенератора не будет заполнена трубами. Так как для закрепления теплообменной трубы в отверстии боковой стенки коллектора теплоносителя первого контура, ее конец должен иметь прямолинейную форму на отрезке длиной более глубины указанного отверстия. Если указанное условие не выполняется, то теплообменная труба не может быть размещена и закреплена в отверстии боковой стенки коллектора теплоносителя. Таким образом, если центральная часть теплообменного пучка парогенератора не будет заполнена трубами, это не позволит обеспечить заданное количество теплообменных труб в объеме парогенератора и обеспечить теплообменную поверхность парогенератора в заданных габаритах, что снижает эксплуатационные показатели реакторной установки.
Если расстояние S между осями коллекторов теплоносителя в поперечном направлении выбрано более 2521 мм, то будет невозможно разместить пучок теплообменных труб возле боковой стенки корпуса парогенератора, что также не позволит обеспечить теплообменную поверхность заданной площади и эксплуатационные показатели реакторной установки.

Claims

Формула изобретения
1. Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором, содержащий цилиндрический корпус, снабженный, по меньшей мере, патрубком подвода питательной воды и патрубком отвода пара, а также двумя эллиптическими днищами, внутрикорпусными устройствами, входным и выходным коллекторами теплоносителя первого контура, соединенными с пучком теплообменных труб, образующим теплообменную поверхность парогенератора, причем пучок теплообменных труб разделен на пакеты межтрубными коридорами, отличающийся тем, что расстояние S между осями коллекторов теплоносителя первого контура в поперечном направлении парогенератора выбрано из соотношения: 0,4 < < 0,6 , где DKopn - это
^корп
внутренний диаметр корпуса парогенератора, а длина парогенератора LK по внутренним поверхностям эллиптических днищ выбрана из соотношения:
6 пто' 1 a l sin(f) V 2 2 V4-SKM / \4 SK(M / Г sin(f)
где: Όκοπ - наружный диаметр коллектора теплоносителя в сверленой части, мм; а - центральный угол изгиба теплообменных труб, град.;
В\ - ширина центрального межтрубного коридора пучка теплообменных труб, мм; В2 - ширина межтрубного коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя, мм;
SK0Sl - окружной шаг теплообменных труб по наружной поверхности коллектора теплоносителя, мм;
Sr - шаг между теплообменными трубами в горизонтальном ряду теплообменного пучка, мм;
Нпто - площадь теплообменной поверхности парогенератора, м ;
Ν-η, - количество теплообменных труб в парогенераторе, шт.;
d - наружный диаметр теплообменных труб, мм;
Δ - расстояние от внешней трубы теплообменного пучка до внутренней поверхности днища парогенератора по продольной оси парогенератора, мм; при этом центральный угол а изгиба теплообменных труб и расстояние Δ выбраны из следующих диапазонов: 90°< а <150° и 300 < Δ < 1000 мм.
2. Парогенератор по п. 1, отличающийся тем, что теплообменный пучок заполнен теплообменными трубами равномерно снизу доверху с зазорами между соседними трубами по вертикали, не превышающими вертикальный шаг труб в пучке.
3. Парогенератор по п. 1 , отличающийся тем, что ширина вертикальных межтрубных коридоров составляет 100-250 мм.
4. Парогенератор по п. 1, отличающийся тем, что изгиб теплообменных труб при соединении их с коллектором теплоносителя выполнен радиусом не менее 60 мм, предпочтительно, не менее 100 мм.
5. Парогенератор по п. 1, отличающийся тем, что площадь зоны сверления коллектора теплоносителя не менее чем на 20% превышает площадь отверстий для соединения с ним теплообменных труб.
6. Реакторная установка с водо-водяным энергетическим реактором и горизонтальным парогенератором, включающая ядерный реактор с четырьмя циркуляционными петлями, каждая из которых содержит парогенератор с горизонтальным пучком теплообменных труб, разделенных на пакеты межтрубными коридорами и соединенных с коллекторами теплоносителя первого контура внутри цилиндрического корпуса с эллиптическими днищами, главный циркуляционный насос, а также главный циркуляционный трубопровод теплоносителя первого контура, отличающаяся тем, что внутренний диаметр корпуса DKOpn, расстояние S между осями коллекторов теплоносителя первого контура в поперечном направлении и длина парогенератора LK по внутренним поверхностям эллиптических днищ выбраны, соответственно, из соотношений:
0,148-D + 0,637· |0,054-D2 + 3,142- N^ 'Sa <DKopn < 1,827·Η, 0,4 <— < 0,6 ,
^κορπ
Ηπτο 106
© - s_»s) · G + * + (3; - *) + (Sr - *) * г а + » где: D - номинальная паропроизводительность парогенератора, т/ч;
Νη, - количество теплообменных труб в корпусе парогенератора, шт.;
SB И Sr - шаг между теплообменными трубами соответственно в вертикальном и в горизонтальном ряду теплообменного пучка, мм;
к - признак компоновки теплообменного пучка в пакетах (к=1 для коридорной компоновки, к=2 для шахматной КОМПОНОВКИ);
Н - высота наполнения корпуса парогенератора трубами, мм;
DKCm - наружный диаметр коллектора первого контура в зоне сверления, мм;
а - центральный угол изгиба теплообменных труб, град.;
Βι - ширина центрального коридора пучка теплообменных труб, мм; B2 - ширина коридора пучка теплообменных труб, расположенного напротив коллектора теплоносителя, мм;
Бкол - окружной шаг теплообменных труб по наружной поверхности коллектора теплоносителя, мм;
Нпто - площадь теплообменной поверхности парогенератора, м ;
d - наружный диаметр теплообменных труб, мм;
Δ - расстояние от внешней трубы теплообменного пучка до внутренней поверхности днища парогенератора по продольной оси парогенератора, мм; при этом угол а изгиба теплообменных труб и расстояние Δ выбраны из следующих диапазонов:
90°< <150° и 300 мм < Δ < 1000 мм.
7. Реакторная установка по п.6, отличающаяся тем, что парогенератор и главный циркуляционный насос соединены со стенками реакторного здания с помощью гидроамортизаторов.
8. Реакторная установка по п.6, отличающаяся тем, что главный циркуляционный насос размещен после парогенератора по ходу движения теплоносителя первого контура по циркуляционной петле.
9. Реакторная установка по п.6, отличающаяся тем, что в циркуляционной петле, как на горячей, так и на холодной нитке главного циркуляционного трубопровода размещен главный циркуляционный насос.
10. Реакторная установка по п.6, отличающаяся тем, что на холодной нитке главного циркуляционного трубопровода размещены два главных циркуляционных насоса, установленных параллельно.
11. Реакторная установка по п.6, отличающаяся тем, что на нитках главного циркуляционного трубопровода установлены задвижки.
PCT/RU2015/000785 2014-12-12 2015-12-09 Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором WO2016093736A2 (ru)

Priority Applications (10)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020177019088A KR20170103810A (ko) 2014-12-12 2015-12-09 원자력 발전소용 수평 증기 발생기
EP15868379.7A EP3236150A4 (en) 2014-12-12 2015-12-09 Horizontal steam generator for a reactor plant
CN201580076021.4A CN107250664B (zh) 2014-12-12 2015-12-09 用于反应堆设备的卧式蒸汽发生器
UAA201707376A UA121984C2 (ru) 2014-12-12 2015-12-09 Горизонтальный парогенератор для реакторной установки
EA201650102A EA032753B1 (ru) 2014-12-12 2015-12-09 Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором
CA2970600A CA2970600A1 (en) 2014-12-12 2015-12-09 Horizontal steam generator for a reactor plant with a water-cooled water-moderated power reactor and a reactor plant with the said steam generator
US15/535,360 US20170321879A1 (en) 2014-12-12 2015-12-09 Horizontal Steam Generator for a Reactor Plant with a Water-Cooled Water-Moderated Power Reactor and a Reactor Plant with the said Steam Generator
BR112017012525-0A BR112017012525A2 (pt) 2014-12-12 2015-12-09 ?gerador de vapor horizontal para uma instalação de reator com um reator de potência moderado por água e resfriado por água e uma instalação de reator com o dito gerador de vapor?
JP2017550453A JP2018506724A (ja) 2014-12-12 2015-12-09 加圧水型原子炉施設用の横置蒸気発生器、及びそれを有する原子炉施設
ZA201704656A ZA201704656B (en) 2014-12-12 2017-07-11 Horizontal steam generator for a reactor plant

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014150427/06A RU2583324C1 (ru) 2014-12-12 2014-12-12 Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором
RU2014150427 2014-12-12

Publications (3)

Publication Number Publication Date
WO2016093736A2 WO2016093736A2 (ru) 2016-06-16
WO2016093736A3 WO2016093736A3 (ru) 2016-08-04
WO2016093736A9 true WO2016093736A9 (ru) 2016-08-25

Family

ID=55959896

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2015/000785 WO2016093736A2 (ru) 2014-12-12 2015-12-09 Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором

Country Status (14)

Country Link
US (1) US20170321879A1 (ru)
EP (1) EP3236150A4 (ru)
JP (1) JP2018506724A (ru)
KR (1) KR20170103810A (ru)
CN (1) CN107250664B (ru)
AR (1) AR102985A1 (ru)
BR (1) BR112017012525A2 (ru)
CA (1) CA2970600A1 (ru)
EA (1) EA032753B1 (ru)
JO (1) JOP20150305B1 (ru)
RU (1) RU2583324C1 (ru)
UA (1) UA121984C2 (ru)
WO (1) WO2016093736A2 (ru)
ZA (1) ZA201704656B (ru)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2583324C1 (ru) * 2014-12-12 2016-05-10 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС") Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором
RU2583321C1 (ru) * 2014-12-12 2016-05-10 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС") Парогенератор с горизонтальным пучком теплообменных труб и способ его сборки
CN106340328B (zh) * 2016-09-09 2022-05-20 中国核工业二三建设有限公司 核电站压力容器筒体和蒸汽发生器的找正、调平方法
CN107688718B (zh) * 2017-09-15 2022-11-18 中国核电工程有限公司 一种避免使用阻尼器的高温管道抗动力载荷的设计方法
CN109990256B (zh) * 2019-04-09 2020-12-04 中国核动力研究设计院 一种针对模块式小堆的主蒸汽管线布置结构及布置方法
CN112829346A (zh) * 2020-12-31 2021-05-25 江苏核电有限公司 一种核电站稳压器电加热器加热管绝缘修复装置及方法
CN112923347A (zh) * 2021-01-20 2021-06-08 西安石油大学 一种新型环型阵列流量分配装置设计

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1147064A (en) * 1965-06-15 1969-04-02 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to heat exchangers
FR2500676A1 (fr) * 1981-02-24 1982-08-27 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau
SU1168771A1 (ru) * 1984-01-06 1985-07-23 Южный Филиал Всесоюзного Дважды Ордена Трудового Красного Знамени Теплотехнического Научно-Исследовательского Института Им.Ф.Э.Дзержинского Парогенератор
JPS60195487A (ja) * 1984-03-19 1985-10-03 三菱重工業株式会社 一体構造式加圧水型原子炉
SU1714290A1 (ru) * 1989-05-26 1992-02-23 Всесоюзный Теплотехнический Научно-Исследовательский Институт Им.Ф.Э.Дзержинского Способ работы горизонтального парогенератора
JP2999053B2 (ja) * 1992-02-27 2000-01-17 三菱重工業株式会社 加圧水型原子炉プラント
CZ100592A3 (en) * 1992-04-03 1993-10-13 Vitkovice As Supply system of a heat-exchange apparatus, particularly of a steam producer
RU2106026C1 (ru) * 1995-10-17 1998-02-27 Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
JPH11294706A (ja) * 1998-04-08 1999-10-29 Mitsubishi Heavy Ind Ltd シェル・チューブ熱交換器型横置蒸気発生器
RU2231144C2 (ru) * 2002-05-20 2004-06-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии Устройство аварийного охлаждения ядерного реактора
RU2226722C1 (ru) * 2002-08-02 2004-04-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Ядерная паропроизводительная установка
RU157395U1 (ru) * 2004-08-24 2015-11-27 ОАО "Инжиниринговая компания "ЗиОМАР" Парогенератор
RU96214U1 (ru) * 2010-04-05 2010-07-20 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" Парогенератор
RU100590U1 (ru) * 2010-08-02 2010-12-20 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" Парогенератор
US9534779B2 (en) * 2011-04-04 2017-01-03 Westinghouse Electric Company Llc Steam generator tube lane flow buffer
RU143541U1 (ru) * 2014-01-28 2014-07-27 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС") Петля циркуляции теплоносителя первого контура реакторной установки типа ввэр-1000
RU2583324C1 (ru) * 2014-12-12 2016-05-10 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС") Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором
US10782073B2 (en) * 2015-02-27 2020-09-22 Technip France Waste heat boiler system, mixing chamber, and method for cooling a process gas

Also Published As

Publication number Publication date
EA201650102A1 (ru) 2017-09-29
CN107250664B (zh) 2019-10-11
ZA201704656B (en) 2019-11-27
WO2016093736A2 (ru) 2016-06-16
WO2016093736A3 (ru) 2016-08-04
RU2583324C1 (ru) 2016-05-10
EP3236150A4 (en) 2018-10-31
AR102985A1 (es) 2017-04-05
JOP20150305B1 (ar) 2023-09-17
EA032753B1 (ru) 2019-07-31
KR20170103810A (ko) 2017-09-13
US20170321879A1 (en) 2017-11-09
UA121984C2 (ru) 2020-08-25
BR112017012525A2 (pt) 2018-02-27
JP2018506724A (ja) 2018-03-08
EP3236150A2 (en) 2017-10-25
CA2970600A1 (en) 2016-06-16
CN107250664A (zh) 2017-10-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2583324C1 (ru) Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором
CN107250707B (zh) 高温热能储存器、构建该储存器的方法和操作该储存器的方法
KR101743910B1 (ko) 수동형 원자로 냉각시스템
US9786395B2 (en) Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials
US11901088B2 (en) Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
RU2583321C1 (ru) Парогенератор с горизонтальным пучком теплообменных труб и способ его сборки
EA037574B1 (ru) Система пассивного отвода тепла из водоводяного энергетического реактора через парогенератор
RU2670425C1 (ru) Пассивная система охлаждения с естественной циркуляцией и способ
CN211929059U (zh) 一种压水堆非能动换热器
CN206861492U (zh) 一种带有水平支承连接板的压水堆用蒸汽发生器
RU2570992C1 (ru) Горизонтальный парогенератор атомной электростанции и способ его сборки
CA2990585C (en) Steam generator
US4073267A (en) Vapor generator
US4136644A (en) Tube heat exchanger with heating tubes
RU155185U1 (ru) Пароводяной теплообменник
US20240093950A1 (en) Green energy thermal storage system
RU30928U1 (ru) Парогенератор
EP3926643A2 (en) Inverse steam generator for fast neutron reactor having lead coolant
RU12213U1 (ru) Парогенератор
RU2040051C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
KR20130077602A (ko) 증기발생기
Hunt et al. Vapor generator
JP2013186085A (ja) 原子力発電所及びその工法

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 15868379

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A2

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201650102

Country of ref document: EA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2970600

Country of ref document: CA

Ref document number: 2017550453

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15535360

Country of ref document: US

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112017012525

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20177019088

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2015868379

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: A201707376

Country of ref document: UA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112017012525

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20170612