Ядерная энергетическая установка с реактором типа ВВЭР-1200 увеличенной топливной кампании

Расчёт ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР-1200 с увеличенной топливной кампанией. Ключевые показатели и расчётные данные, обосновывающие рентабельность увеличения длительности кампании. T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе.

Рубрика Физика и энергетика
Вид статья
Язык русский
Дата добавления 20.08.2018
Размер файла 190,9 K

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018

ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ

Размещено на http://www.allbest.ru/

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018

ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ

УДК 620.9

ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Ядерная энергетическая установка с реактором типа ВВЭР-1200 увеличенной топливной кампании

Лазарев Д.А.

E-mail: denislas@mail.ru

Аннотация

энергетический реактор турбинный топливный

В данной статье производится анализ и расчёт ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР-1200 с увеличенной топливной кампанией. Приведены ключевые показатели и расчётные данные, обосновывающие рентабельность увеличения длительности кампании.

Ключевые слова: ядерная энергетика, ВВЭР, кампания, ядерное топливо, ядерный реактор.

Annotation

Nuclear power plant with extended fuel campaign vver-1200

Lazarev D.A.

This article provides analysis and calculation of nuclear power plant with extended fuel campaign VVER-1200. There are provided main parameters and calculated data substatiating rentability of increasing the duration of fuel campaign.

Keywords: nuclear power, VVER, campaign, nuclear fuel, nuclear reactor.

На сегодняшний день проблемы мирового энергетического обеспечения являются одними из самых важных. Решение данных проблем определяет устойчивое развитие экономики в целом, поскольку позволяет избежать истощения природных, экономических, экологических и социальных ресурсов.

Каждый способ генерирования электроэнергии имеет как свои преимущества, так и недостатки. Однако именно ядерная энергетика обладает рядом черт, которые являются превосходствами относительно других ветвей энергетики [1].

Одной из основных проблем современной ядерной энергетики является улучшении экономических показателей. Одним из важнейших параметров в данном случае выступает выгорание топлива. На текущий момент в реакторах типа ВВЭР достигается среднее выгорание 40-60 МВт*сут/кг [1]. Целью данной работы стало проектирование реакторной установки типа

ВВЭР с увеличенной топливной кампанией. В этих целях будет произведён тепловой и нейтронный расчёт активной зоны реактора [2].

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) - это водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире, и на сегодняшний день являющиеся основой российской ядерной энергетики [3].

ВВЭР является самым распространенным типом легководных реакторов. В ЯЭУ данного типа используется вода в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя.

Современные ВВЭР - это установки с двумя контурами. В первом контуре установки используется некипящая вода под давлением. Установленное давление в первом контуре определяет температуру воды на выходе из реактора с учетом некоторого запаса до кипения. Во втором контуре установки происходит генерирование нерадиоактивного насыщенного пара. Далее пар, генерируемый в парогенераторе, поступает в турбину.

В качестве прототипа была выбрана реакторная установка с ВВЭР-1200. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Концепция данного проекта заключалась в создании конкурентоспособного на внутреннем и внешнем рынках серийного проекта реакторной установки единичной электрической мощностью 1200 МВт «АЭС- 2006» за счет реального достижения мирового уровня по технико-экономическим показателям и принятым международным энергетическим сообществом критериям безопасности.

Для обеспечения повышения технико-экономических показателей «АЭС-2006» реакторная установка разрабатывается на номинальную тепловую мощность реактора 3200 МВт, срок службы РУ составляет 60 лет.

Энергоблоки проекта АЭС-2006 (поколение «3+») имеют улучшенные экономические и технические показатели, обеспечивают полную безопасность в процессе эксплуатации, и полностью соответствуют постфукусимским требованиям МАГАТЭ. Ключевой особенностью энергоблоков с ВВЭР-1200 является наличие множества элементов «пассивной системы безопасности». Пассивные системы безопасности станции способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения, могут выполнять все функции обеспечения безопасности без участия активных систем и вмешательства оператора. В проекте реализован полный комплекс технических решений, позволяющих обеспечить безопасность АЭС и исключить утечку радиоактивных продуктов в случае отклонений от стационарного режима работы. В частности, контейнмент представлен двумя защитными оболочками с вентилируемым пространством между ними. Внутренняя защитная оболочка обеспечивает герметичность внутриреакторного пространства. Внешняя оболочка выполняет защитную функцию от природных (смерчи, ураганы, землетрясения, наводнений и т.д.), техногенных и антропогенных (взрывы, падение самолета и т.д.) воздействий на АЭС.

В нижней части защитной оболочки станции, установлена «ловушка» расплава, предназначенная для локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора в случае запроектной аварии, которая может привести к повреждению активной зоны реактора.

В таблице 1 приведены основные параметры ВВЭР-1200.

Таблица 1 - Основные параметры ВВЭР-1200 [1]

Параметр

Значение

Тепловая мощность реактора

3212 МВт

Коэффициент использования установленной мощности

0,92

Давление генерируемого пара при номинальной нагрузке на выходе из коллектора ПГ

7,0 МПа

Время нахождения (кампания) топлива в активной зоне

3-4 года

Глубина выгорания топлива максимальная (в стационарном топливном цикле)

До 70 МВт-сут/кгU

Срок службы оборудования РУ

60 лет

Давление (номинальное) на выходе из активной зоны

16,2 МПа

Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

329,7 ?С

Температура теплоносителя на входе в активную зону

298,6 ?С

Максимальный линейный тепловой поток

420 Вт/см

Расход теплоносителя через реактор

85600 м3

Количество органов регулирования СУЗ

121 шт.

Количество твэлов в твс

312 шт.

Расположение измерительного канала

Вынесенное

Тип парогенератора

ПГВ-1000 МКП

Паропроизводительность парогенератора в номинальном режиме

1600 т/ч

Наружный диаметр корпуса парогенератора (центральная часть)

4,29 м

Тип главного циркуляционного насосного агрегата (ГЦНА)

ГЦНА-1391

Подача ГЦНА

22000 м3

Напор ГЦНА

0,59 Мпа

Теплофизический расчёт

В проекте использована для энергоблоков с реактором ВВЭР-1200 турбина К-1200-6,8/25.

T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе ВВЭР-1200, на которой отмечены ключевые точки, представлена на рисунке 1.

Определяя параметры (давление, температура, энтальпия, энтропия), в каждой конкретной

точке диаграммы был рассчитан КПД топливного цикла . Тогда тепловая мощность реактора при номинальной электрической мощности 1200 МВт равна:

В таблице 2 приведены характеристики активной зоны реактора ВВЭР-1200.

Таблица 2 - Характеристики активной зоны ВВЭР-1200 [4]

Тепловая мощность , МВт

3340

Температура теплоносителя на входе в АЗ , ?C

298,6

Температура теплоносителя на выходе из АЗ , ?C

329,7

Давление в первом контуре

, МПа

16,2

Высота активной зоны, м

3,73

Коэффициент неравномерности по высоте активной зоны

1,41

Коэффициент неравномерности по радиусу активной зоны

1,52

Количество ТВС в АЗ, шт

163

Рисунок 1 - T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе ВВЭР-1200 [2] где ag - регенеративный подогрев; gbc - нагрев и испарение в парогенераторе; cd - расширение пара в цилиндрах высокого давления; de - пар отделяется от конденсата в сепараторе; ef - пар поступает в промежуточный пароперегреватель; fk - расширение пара в цилиндрах низкого давления; ka - конденсация в конденсаторе. В таблице 3 приведены характеристики ТВС АЭС 2006.

Таблица 3 - Характеристики ТВС АЭС 2006 [4]

Характеристика

Значение

Общее количество твэлов в ТВС, шт

312

Число направляющих каналов, шт

18

Размер ТВС «под ключ», мм

235,1

Высота топливного столба твэл, мм

3730

Шаг между твэлами, мм

12,75

Наружный диаметр оболочки твэла, мм

9,1

Внутренний диаметр оболочки твэла, мм

7,96

Наружный диаметр таблетки твэла, мм

7,6

Внутренний диаметр таблетки твэла, мм

1,3

Материал таблетки твэла

UO2

Толщина циркониевой оболочки твэла , мм

0,00057

Количество направляющих каналов, шт

18

Внешний диаметр направляющего канала, мм

12,6

Расположение измерительного канала

Вынесенное

Внешний диаметр измерительного канала, мм

12,6

По данным таблиц 2 - 3 были рассчитаны температурные распределения по высоте активной зоны. График распределения температуры теплоносителя и внешней стороны оболочки твэла по высоте активной зоны представлен на рисунке 2 (расчёт был произведён с учётом поверхностного кипения), по температуре в центре топливной таблетки от высоты активной зоны - на рисунке 3.

Рисунок 2 - Распределение температур теплоносителя и внешней стороны оболочки твэла с учетом поверхностного кипения в зависимости от координаты высоты активной зоны

Рисунок 3 - Распределение температуры в центре топливной таблетки в зависимости от координаты высоты активной зоны

Также был рассчитан коэффициент запаса до кризиса теплообмена, равный 1,82. По полученному значению можно сделать вывод, что при проектировании реактора с заданными параметрами кризиса теплообмена не наблюдается.

Рассчитанное КПД согласуется с проектными данными для РУ типа ВВЭР-1200. Максимальные значения температур существенно ниже предельно допустимых для оболочки твэла и топлива.

Нейтронно-физический расчёт

В процессе нейтронно-физического расчета для заданного выгорания 60 [5] была определены такие параметры как: необходимое обогащение топлива x=5,32%, концентрация борной кислоты на начало кампании, коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя, коэффициент реактивности по плотности теплоносителя. Реактор, сконструированный по данным параметрам будет иметь длительность кампании

суток.

Заключение

В ходе теплофизического расчета показано, что у реактора с заданными параметрами кризиса теплообмена не наблюдается.

Нейтронно-физический расчет показал, что полученные значения коэффициентов реактивности позволяют сделать вывод, что в случае отклонения ЯЭУ от условий нормальной эксплуатации произойдёт самопогашение ядерной реакции.

Полученное значение длительности кампании суток удовлетворяет условию улучшения технико-экономических показателей реактора.

Список литературы

1. Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки [текcт] / К.Н. Проскуряков. - М.: Издательский дом МЭИ, 2015. - 446 с.

2. Конструирование ядерных реакторов [текст] / И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин; Под общ. Ред. Акад. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоиздат, 1982. - 400 с.

3. Первый ВВЭР-1200 на минимальном контролируемом уровне мощности [электронный ресурс] / Электрон. текстовые дан. - 2016. - Режим доступа: http://tnenergy.livejournal.com/59824.html, свободный.

4. Реакторная установка с ВВЭР-1200 [электронный ресурс] / Электрон. текстовые дан. - 2016. - Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/wwer1200.php, свободный.

5. Проект АЭС-2006 «Основные концептуальные решения на примере Ленинградской

АЭС-2» [Электронный ресурс] / Санкт-Петербургский научно- исследовательский и проектноконструкторский ин-т «АТОМЭНЕРГПРОЕКТ». - Электрон. текстовые дан. - Санкт-Петербург:

«ОАО «СПбАЭП», 2011. - Режим доступа: http://atomproekt.com/resources/5649768047832721a78eef9e1277e356/AES- 2006_2011_RU_site.pdf, свободный.

Размещено на Allbest.ru

...

Подобные документы

  • Основные технико-экономические показатели энергоблока атомной электростанции. Разработка типового оптимизированного и информатизированного проекта двухблочной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1300. Управление тяжелыми авариями.

    реферат [20,6 K], добавлен 29.05.2015

  • Структура и состав ядерной энергетической установки. Схемы коммутации и распределения в активных зонах. Требования надежности. Виды и критерии отказов ядерной энергетической установки и ее составных частей. Имитационная модель функционирования ЯЭУ-25.

    отчет по практике [1,0 M], добавлен 22.01.2013

  • Оценка влияния течей второго контура на эксплуатационные режимы работы реакторной установки. Определение дополнительных признаков и их использование для составления процедуры управления и диагностики течей контура. Управление запроектными авариями.

    дипломная работа [2,3 M], добавлен 19.03.2013

  • Анализ ходовых режимов корабля класса "эсминец", Обоснование выбора типа энергетической установки. Выбор состава, типа и количества механизмов устройства, системы обслуживания. Расчет показателей надежности естественной циркуляции высоконапорного котла.

    дипломная работа [200,0 K], добавлен 16.07.2015

  • Выбор энергетической установки для ледокола. Тепловой расчёт турбины. Назначение и область применения муфты: передача крутящего момента от реверс-редукторной установки к валопроводу. Обоснование выбранной конструкции. Жесткостные характеристики муфты.

    дипломная работа [1,7 M], добавлен 16.07.2015

  • Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.

    курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014

  • Роль судов в транспортном процессе. Технический уровень оборудования судовой энергетической установки, анализ мероприятий, направленных на повышение ее энергетической эффективности. Модернизация основной и вспомогательной энергетических установок.

    дипломная работа [3,7 M], добавлен 11.09.2011

  • Уравнения материальных и тепловых балансов для теплообменных аппаратов и точек смешения сред в рабочем контуре ядерной энергетической установки. Определение расхода пара на турбину, паропроизводительности парогенератора и мощности ядерного реактора.

    контрольная работа [177,6 K], добавлен 18.04.2015

  • Описание конструкции и принципа работы основной топливной системы и поплавкового клапана уровня. Анализ схемной надежности основной топливной системы самолета Ан-148. Вероятностная оценка статического запаса прочности и безопасной работы компрессора.

    курсовая работа [993,1 K], добавлен 12.12.2012

  • Описания отрасли энергетики, занимающейся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии. Обзор работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным реактором. Вклад ядерной энергетики Украины в общую выработку.

    реферат [430,1 K], добавлен 28.10.2013

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.