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

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:

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

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.