Размещено на http://www.allbest.ru/

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]

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]

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]

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