Котлы - утилизаторы
В процессе работы некоторых технологических установок (печи различного назначения, газотурбинные электростанции, газоперекачивающие установки) образуется большое количество выхлопных газов, температура которых доходит до нескольких сотен градусов. Для полезного использования этого количество тепловой энергии были изобретены котлы-утилизаторы.
Котлы-утилизаторы представляют собой теплообменные устройства, передающие тепловую энергию, содержащуюся в выхлопных газах, другим теплоносителям, в качестве которых может выступать вода или масло.
По своей типологии котлы-утилизаторы могут быть: одного, двух и трех уровней давлений; выносные и центральные экономайзеры, пароперегреватели; водогрейные и паровые; вертикального и горизонтального профиля; оснащенные дожигающим устройством и без него; подвесные, самоопорные.
Котлы-утилизаторы классифицируются по назначению и по конструктивным особенностям. По назначению котлы могут быть водогрейные, паровые или термомасляные.
Разделение по конструкционным особенностям позволяет выделить две группы: змеевиковые, служащие для подогрева диатермического масла и выработки пара, а также жаротрубные, применяемые для производства пара и горячей воды. Кроме того, можно выделить котлы-утилизаторы с вертикальной и горизонтальной конструкцией теплообменников.
В зависимости от температуры и количества газов, протекающих через котел-утилизатор, паропроизводительность их составляет от 2,5 до 100 т/ч и более при давлении 1,4-10 МПа и температуре 240-450°С. При малой производительности и низких давлениях применяют котлы-утилизаторы газотрубные либо с многократной принудительной циркуляцией, реже - прямоточные сепараторные и барабанные с естественной циркуляцией. Крупные котлы-утилизаторы имеют все элементы котлоагрегата, за исключением топочных и других устройств, связанных со сжиганием топлива. Отходящие вторичные газы попадают сразу на поверхности нагрева (экономайзер, испаритель, паро-перегреватель). Воздухоподогре-ватель и топка в котлах-утилизаторах отсутствуют, так как газы, используемые в котле, образуются в технологическом процессе основного производства. Температура газов, поступающих в котел-утилизатор, колеблется от 350-400 до 1500°С.
Система обозначений:
Г - газотрубный котел;
Б - с выносным паросборником;
П - с пароперегревателем;
В - с воздухоподогревателем;
И - с испарительной поверхностью; Э - с экономайзером.
Ц - с циклонной топкой,
ГТ - для газовых турбин и т.д.
Пример:
КГТ-25/14 – конвективный, для газовой турбины, 25 т/ч.
ПОЛУЧЕНИЕ ПАРА НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ
16 ИСТОЧНИК ЭНЕРГИИ, ТЕПЛОНОСИТЕЛИ И СХЕМЫ АЭС
Атомная энергетика развивается исключительно быстрыми темпами. Если в 1954 г. работала только одна — первая в мире атомная электростанция СССР мощностью 5 МВт, то через 30 лет в 26 странах мира действовали 313 ядерных энергетических реакторов суммарной мощностью 208 млн. кВт. В СССР на начало 1985 г. действовало свыше 40 ядерных энергоблоков общей мощностью более 23 млн. кВт. Пущен ряд блоков по 1000 МВт, а на Игна- линской АЭС — крупнейший в мире энергоблок на 1500 МВт.
К 1986 г. в мире было построено 382 атомных энергоблока общей установленной мощностью 258,8 млн. кВт с годовой выработкой 1487 млрд. кВт-ч, что составляет около 15 % мирового производства электроэнергии. К 1990 г. мощность мировой ядерной энергетики составит 370—400 млн. кВт, а к 2000 г. — от 580 до 800 млн. кВт.
Получают развитие атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) и атомные станции теплоснабжения (АСТ). Ведутся также работы по созданию ядерных энергетических установок на промышленных предприятиях для энергоснабжения технологических процессов химических, металлургических и других производств.
Современные АЭС являются паротурбинными. Источником энергии для выработки пара на АЭС является ядерный реактор, в котором при делении ядер некоторых тяжелых элементов (уран плутоний Ри) высвобождается ядерная энергия, преобразуемая в тепловую. При полном
Рис. 16.1. Принципиальные схемы ядерных реакторов: а — канальный, б — корпусной газографитовый; в — корпусной водо-водяной; 1 - тепловыделяющий элемент; 2 - замедлитель; 3 - подвод теплоносителя, 4 - отвод теплоносителя; 5 - отражатель; 6 - регулирующий стержень; 7 - корпус; 8 - биологическая защита |
5) |
а) |
делении 1 кг урана-235 выделяется 86,4 ■ 106 МДж энергии, т. е. примерно в 3 млн. раз больше, чем при сжигании 1 кг органического топлива.
Принципиальные схемы ядерного реактора показаны на рис. 19.1. Делящееся вещество (ядерное «горючее») размещают в так называемых тепловыделяющих элементах (твэлах), покрытых защитной оболочкой. Выделяющиеся при делении ядер 235У вторичные нейтроны движутся с огромной скоростью (15 000 км/с), имея энергию примерно 5 МэВ. Для увеличения вероятности встречи нейтронов с ядрами 235У и поддержания реакции необходимо снизить энергию нейтронов (скорость движения) до энергии теплового движения (0,025 эВ). Такие нейтроны называются медленными или тепловыми. Снижение энергии нейтронов достигается применением различных замедлителей (графит, вода обычная или тяжелая), имеющих в своем составе легкие атомы, сталкиваясь с которыми быстрые нейтроны теряют скорость. Располагаемые в реакторе твэлы окружены отражателем, уменьшающим потери нейтронов в окружающую среду.
Теплота, выделяющаяся при распаде ядерного топлива, отводится от расположенных в реакторе твэлов первичным теплоносителем. Применяются жидкие и газообразные теплоносители, которые передают теплоту рабочему телу — воде, пароводяной смеси, пару.
Теплоносители, применяемые для отвода теплоты в ядерных реакторах, должны удовлетворять ряду требований: иметь тепловую и ядерную устойчивость и стойкость против коррозии, высокие теплоемкость и теплопроводность, низкую температуру плавления, способность отводить теплоту из реактора при высоких температурах. По последнему показателю применяемые теплоносители подразделяются на две группы: низкотемпературные (температура на выходе из реактора до 450 °С) и высокотемпературные (температура на выходе из реактора до 900 °С).
В качестве жидких теплоносителей для котлов АЭС могут применяться обычная и тяжелая вода, органические вещества (низкотемпературные теплоносители) и жидкие металлы (высокотемпературные теплоносители).
В качестве газового теплоносителя наибольшее распространение находит диоксид углерода. Весьма перспективным являются гелий и другие инертные газы. При газовом теплоносителе, как и при жидкометаллическом, может быть получена высокая температура. Такой газовый теплоноситель не обладает химической активностью, является коррозионно инертным, практически не разлагается в активной зоне и не активируется. Недостатками большинства газовых теплоносителей являются их низкие теплопроводность, теплоемкость и плотность.
Выбор оптимального теплоносителя для котлов АЭС решается на основе технико-экономических сопоставлений при учете протекающих ядерно-физических, теплофизичес- ких и физико-химических процессов.
Реактор, схема которого показана на рис. 19.1, а, называется канальным. Теплоносителем в нем является вода, циркулирующая в трубках (каналах), а замедлителем — графит. Реакторы корпусного типа приведены на рис. 19.1, б и в. На схеме рис. 19.1,6 показано применение газового теплоносителя, который заполняет весь объем (корпус) реактора, омывая при движении твэлы и отводя от них теплоту. Замедлителем здесь также является графит. Другой тип корпусного реактора показан на рис. 19.1, в, в котором вода одновременно является теплоносителем и замедлителем. Во всех реакторах предусмотрена биологическая защита от ионизирующих излучений.
В реакторах комбинированного назначения наряду с распадом 23511 идет синтез нового ядерного топлива 239Ри.
Возможность получения ядерного топлива в большем количестве, чем его было израсходовано, открывается при применении реакторов-размножителей. В отличие от реакторов на медленных (тепловых) нейтронах, в которых нейтроны имеют энергию 0,025 эВ, в реакторах-размножи-
Рис. 16.2. Принципиальные технологические схемы одноконтурной и двухконтурной АЭС: а — одноконтурная; б — двухкоитурная; / — атомный реактор: 2 — парогемериру- ющне каналы; 3 — барабан сепаратор; 4 — циркуляционный насос; 5 — паропере- гревательиые каналы; 6 — турбина; 7 — электрогенератор; 8 — конденсатор; 9 — питательный иасос; 10— парогенератор: И— подпитка |
телях нейтроны должны иметь энергию 0,1—0,4 МэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.
Чтобы повысить вероятность протекания процесса, увеличивают концентрацию ядер 2350 в зоне реакции путем применения урана, обогащенного изотопом 23511. Замедлитель в реакторах на быстрых нейтронах не применяют. Отражатель изготовляют из 2381_1. В таких реакторах значительно увеличивается тепловыделение, что требует применения теплоносителя, способного отводить большие тепловые потоки.
Получение рабочего пара может быть осуществлено непосредственно в реакторе или в специальном теплообмен- нике-парогенераторе за счет теплоты, переданной теплоносителем из ядерного реактора. В первом случае теплоноситель, охлаждающий элементы реактора, является одновременно и рабочим телом (рис. 19.2, а). Такая АЭС называется одноконтурной. Во втором случае теплота, воспринятая теплоносителем в реакторе, передается в теплообменнике рабочему телу (воде, пароводяной смеси, пару). Такая АЭС называется двухконтурной (рис. 19.2,6).
В современных одноконтурных АЭС теплоносителем и рабочим веществом является кипящая вода. Примером такой одноконтурной станции является второй блок Бело- ярской АЭС с канальным реактором и графитовым замедлителем, общая принципиальная схема которой соответствует рис. 19.2, а. Образующаяся в испарительных каналах реактора пароводяная смесь направляется в барабан-сепаратор. Насыщенный пар проходит пароперегревательные каналы, перегревается (р = 8,8 МПа, /п.п = 500°С) и направляется в турбину. Из конденсатора питательная вода (конденсат) с соответствующей подпиткой и вода из барабана-сепаратора вновь поступают в парогенерирующие элементы реактора. В рассматриваемой одноконтурной схеме реактор является генератором пара.
В двухконтурной АЭС (рис. 19.2,6), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре (корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящая вода. Одновременно вода является и замедлителем. На выходе из водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) давление воды составляет 12—16 МПа при температуре около 300—320 °С. В парогенераторе теплоноситель, охлаждаясь до 269—289 отдает теплоту воде паросилового (второго) контура с получением насыщенного пара давлением около 4,5—6,5 МПа.
В отличие от одноконтурных АЭС, в которых все паротурбинное оборудование является радиоактивным, в двух- контурных АЭС второй контур нерадиоактивен.
Применяются также трехконтурные АЭС. Примером трехконтурной АЭС с жидким металлическим теплоносителем (натрием) является Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Натрий, циркулирующий в реакторе (первый контур), имеет повышенную радиоактивность. Для повышения безопасности теплота от этого теплоносителя передается рабочему веществу в парогенераторе (третий контур) через промежуточный теплоноситель, которым также является расплавленный натрий. В промежуточном (втором) контуре натрий уже нерадиоактивен.
19.2. КОНСТРУКЦИИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС
В настоящее время на отечественных двухконтурных АЭС с ВВЭР применяются парогенераторы горизонтального типа.
На рис. 19.3 показан парогенератор блока АЭС с реактором ВВЭР-440. Горизонтальный корпус парогенератора имеет внутренний диаметр 3210 мм, толщина стенки корпуса— 130 мм, длина корпуса—11,5 м. В нижней части корпуса расположены поверхности нагрева, выполненные из нержавеющих У-образных змеевиков из труб диамет ром 16X1,4 мм. Змеевики развальцованы и приварены к входному и выходному коллекторам теплоносителя, расположенным в центральной части корпуса. Поступающий из реактора в змеевики теплоноситель — вода имеет давление 12,3 МПа. Снаружи змеевиков находится рабочее тело
Рис. 16.3 Парогенератор блока АЭС с реактором ВВЭР-440: |
1т |
1 — корпус; 2 — пучок труб тепло- передающей поверхности, 3 — штуцера уровнемера; 4— жалюзийный сепаратор; 5 — коллектор сухого пара, 6 — воздушник, 7 — лаз; 8 — штуцер непрерывной продувки; 9 — раздающий коллектор питательной воды, 10 — штуцер периодической продувки, 11 — опорные стойки; 12 — верхняя часть опоры; 13 — входной раздающий коллектор теплоносителя; 14 — трубка воздушника коллектора; 15 — трубка отвода утечек; 16 — крышка коллектора; 17 — крышка люка; 18 — патрубок входа питательной воды; 19 — выходной собирающий коллектор теплоносителя
(пароводяная смесь). Питательная вода вводится в корпус парогенератора через трубку, расположенную выше уровня воды. Подогрев, испарение, сепарация и осушка пара осуществляются внутри корпуса. На выходе пар имеет давление 4,6 МПа. Паропроизводительность такого парогенератора 451,8 т/ч. За реактором ВВЭР-440 установлено шесть парогенераторов общей паропроизводительностью 2711 т/ч сухого насыщенного пара, обеспечивающих получение электрической мощности 440 МВт.
В настоящее время на АЭС работают также горизонтальные парогенераторы в схеме с водо-водяными энергетическими реакторами ВВЭР-1000. Корпус такого парогенератора имеет внутренний диаметр 4000 мм, толщина стенки 145 мм. Конструкция трубного пучка, выполненного из труб 12X1.2 мм, аналогична трубному пучку парогенератора блока ВВЭР-440. Уменьшение диаметра труб змеевика увеличило интенсивность теплообмена. Повышение давления воды в реакторе до 16 МПа позволило поднять давление пара до 6,48 МПа, что обеспечило повышение КПД АЭС с 27,6 до 33 %• Паропроизводительность парогенератора 1469 т/ч. За реактором ВВЭР-1000 установлено четыре парогенератора суммарной паропроизводительно- стью 5876 т/ч сухого насыщенного пара, обеспечивающих получение электрической мощности 1000 МВт. Ведутся работы по созданию ВВЭР еще большей мощности, в частности с перегревом пара.
Горизонтальные парогенераторы имеют ряд существенных положительных особенностей. Они технологичны в изготовлении, осушка пара осуществляется в них в простейшем сепарационном устройстве и др. Однако создание таких парогенераторов большой единичной мощности ограничено возможностями транспортировки корпуса парогенератора по железной дороге. В связи с этим для мощных АЭС с ВВЭР разрабатываются также вертикальные парогенераторы, лишенные ряда указанных недостатков.
В одном из вариантов вертикального парогенератора с и-образными трубными пучками (рис. 19.4) теплоноситель проходит внутри труб. Питательная вода за счет естественной циркуляции по кольцевому каналу опускается в нижнюю часть теплообменника. Пароводяная смесь поднимается в межтрубном пространстве. Пар проходит паропромывочное устройство и жалюзийный сепаратор. В вертикальном мощном парогенераторе паропроизводи- тельностью 1460 т/ч с ВВЭР (рис. 19.5) поверхности нагрева выполнены из винтовых змеевиков из трубок диаметром 10X1.2 мм, ввальцованных в центрально расположенный вертикальный коллектор для теплоносителя. Коллектор внутренними перегородками разделен на раздающую (верхнюю) и собирающую камеры. Внутренний диаметр коллектора 1150, толщина стенки 140 мм. Внутренний диаметр корпуса парогенератора 3900, толщина стенки 65 мм. Давление теплоносителя 16,7 МПа. Температура теплоносителя на входе в парогенератор 331, на выходе - 295 °С. Давление получаемого пара 6,28 МПа, температура пара 278,5 °С По сравнению с
Рис 16.4 Вертикальный парогенератор для АЭС с ВВЭР с Ц образными трубными пучками
1 — отвод пара к турбине 2 — под вод питательной воды 3 — уровень воды, 4 — непрерывная прод>вка, 5 —трубный пучок, 6 —периодическая продувка 7 — входной коллектор теплоносителя, 8 — выходной коллектор теплоносителя
Выход пара |
теплоносителя |
Рис 16.5 Вертикальный парогенератор АЭС с ВВЭР
1 — штуцер дренажа и периодической продувки, 2 — собирающая камера коллек тора теплоносителя, 3 — корпус, 4 — штуцер непрерывной продувки 5 — раздаю щий коллектор питательной воды, 6 — циклоны, 7 — люк лаз, 8—вертикальные жалюзийные сепараторы, 9—опорные птастины коллектора, 10— раздающая камера коллектора теплоносителя, II — пучок труб теплопередающей поверхно стн, 12— обечайка пучка труб, 13 — разделительная обечайка коллектора
горизонтальным для вертикального парогенератора характерен повышенный унос влаги, что требует высокоэффективной сепарации пара. Разрабатываются и другие конструкции вертикальных парогенераторов для АЭС с ВВЭР.
Список литературы
1. Липов Ю.М., Самойлов Ю.Ф., Виленский Т.В. Компоновка и тепловой расчет парового котла. - М.: Энергоиздат,1988.
2. Трембовля В.И., Фингер Е. Д., Авдеева А. А. Теплотехнические испытания котельных установок. - М.: Энергия, 1977. - 298 с.
3. Котлер В.Р., Беликов С.Е., Котлы тепловых электростанций и защита атмосферы. – М.: Аква-Терм, 2008. – 212 с.
4. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара. - М.: Энергия, 1975.
5. Котельные агрегаты большой мощности. Каталог-справочник
18-6-74, М., 1973.
6. Резников М.И., Липов Ю.М. Паровые котлы тепловых электростанций. – М.: Энергоиздат, 1981. – 240 с.
7. Резников М.И., Парогенераторные установки электростанций. - М.: Энергия, 1974. – 360 с.
8. Лебедев И.К. Гидродинамика паровых котлов. – М.: Энергоиздат, 1987. – 238 с.
9. Безопасная эксплуатация паровых и водогрейных котлов /
Г.П. Гладышев, А.А. Дорожников, В.В. Лебедев, А.А. Тихомиров. – М.: Энергоатомиздат, 1995. – 240 с
10.Теплоэнергетика и теплотехника (книга 1): Общие вопросы, Справочник. Под ред. Чл.-корр. АН СССР В.А. Григорьева, В.М. Зорина. – М.: Энергоатомиздат, 1987.
11.Тепловые и атомные электростанции (книга 3), Справочник. Под ред. А.В. Клименко, В.М. Зорина: - М.: МЭИ, 2003.
12.Рихтер Л.А. Газовоздушные тракты тепловых электростанций. - М.: «Энергия», 1969.
13.Бойко Е. А., Деринг И. С., Охорзина Т. И., Котельные установки и парогенераторы (Тепловой расчет парового котла), Учебное пособие. – Красноярск, 2005. – 97 с.
14.Парогенераторы: Учебник для вузов/Ковалев А.П., Лелеев Н.С., Виленский Т.В. - М.: Энергоиздат, 1985. -376 с.
15.Тепловой расчет котельных агрегатов (нормативный метод). - М.: Энергия, 1973. -295 с.
16.Гидравлический расчет котельных агрегатов (нормативный метод). – М.: Энергия, 1978. – 256 с.
17. Справочник по котельным установкам: Топливо. Топливоприготовление. Топки и топочные процессы /Под общ. Ред. М.И.Неуймина, Т.С.Добрякова. – М.: Машиностроение, 1993.
18. А.А.Кибарин. Режимы работы и эксплуатация котельных установок. Учебное пособие. - Алматы: АИЭС, 2008. - 85 с.
Дата добавления: 2019-09-30; просмотров: 655;