alternativeАльтернативная энергетика и экология (ISJAEE)Alternative Energy and Ecology (ISJAEE)1608-8298Международный издательский дом научной периодики "Спейс10.15518/isjaee.2020.09.005alternative-2002Research ArticleII. НЕВОЗОБНОВЛЯЕМАЯ ЭНЕРГЕТИКА 9. Атомная энергетикаО возможности повышения термодинамической эффективности и глубины выгорания ядерного топлива в реакторах ВВЭРOn the possibility of increasing the thermodynamic efficiency and nuclear fuel burn-up depth in VVER reactorКостаревВ. С.KostarevV. S.

Костарев Вячеслав Сергеевич - студент 5 курса кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» 

ул. Мира, 19, Екатеринбург 620002

тел..: +79122963262

Kostarev Vyacheslav Sergeevich - 5th year student at Ural Federal University, Department of Nuclear Power Plants and Renewable Energy Sources 

19 Mira St., Yekaterinburg 620002

tel..: +79122963262 

slavakostarev@yandex.ruАникинА. А.AnikinA. A.

Аникин Александр Александрович - студент 5 курса кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии»  

ул. Мира, 19, Екатеринбург 620002

Anikin Aleksandr Alersandrovich - 5th year student at Ural Federal University, Department of Nuclear Power Plants and Renewable Energy Sources 

19 Mira St., Yekaterinburg 620002

ЩеклеинС. Е.ShchekleinS. E.

Щеклеин Сергей Евгеньевич - доктор технических наук, профессор, заведующий кафедрой «Атомные станции и возобновляемые источники энергии»  

ул. Мира, 19, Екатеринбург 620002

Shcheklein Sergey Evgenevich - Doctor of technical science, professor, head of Atomic Stations and Renewable Energy Sources Department at Ural Federal University 

19 Mira St., Yekaterinburg 620002

Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б. Н. ЕльцинаРоссияUral Federal University named after the first President of Russia B. N. YeltsinRussian Federation202020042021025-275261Copyright © Международный издательский дом научной периодики "Спейс, 20212021Международный издательский дом научной периодики "СпейсМеждународный издательский дом научной периодики "Спейсhttps://www.isjaee.com/jour/about/submissions#copyrightNoticehttps://www.isjaee.com/jour/article/view/2002

В настоящее время мировая теплоэнергетика уже начала переход на суперсверхкритические параметры пара, что позволяет увеличить КПД и снизить расход топлива, а, соответственно и сбросы вредных веществ в окружающую среду. АЭС необходимо увеличивать свою эффективность для поддержания конкурентоспособности на рынке производителей электрической энергии. Рассматриваются такие задачи как: повышение установленной мощности действующих энергоблоков путем модернизации оборудования, повышение коэффициентов полезного действия АЭС путем совершенствования тепловых схем и термодинамических циклов, увеличение глубины выгорания ядерного топлива, повышение коэффициентов использования установленной мощности (КИУМ). Самым распространенным в атомной энергетике типом реактора является реактор с водой под давлением (ВВЭР или PWR). Существенным недостатком таких реакторов является низкое значение начальных параметров пара (температура и давление). Это объясняется ограничением по температуре, равным 350°C для оболочек твэлов из циркониевых сплавов. По этой причине температура пара во втором контуре не может превышать 315°C. Таким образом, при повышении единичной мощности блоков термодинамические параметры АЭС с реакторами с водой под давлением остаются на одном уровне: давление первого контура ≈16 МПа, температура теплоносителя на выходе из реактора 320 – 330°C; давление и температура пара во втором контуре соответственно 6,3-7,2 МПа и 279-285°C. КПД современных АЭС с водо-водяными реакторами находится на уровне 35%, что ниже КПД современных ТЭС (45%), и значительно ниже КПД парогазовых электростанций (60%).Одним из способов повышения энергоэффективности АЭС как с легководным так и с тяжеловодным реактором является совершенствование термодинамического цикла. В работе представлены результаты компьютерного моделирования вариантов тепловых схем АЭС с реактором ВВЭР-1200 при пониженных начальных параметрах с использованием огневого перегрева пара, а также паровой компрессии для получения суперсверхкритических параметров пара и проведена оценка эффективности использования данных тепловых схем.

Today, the global thermal power industry has already begun the transition to ultra-supercritical steam parameters, which makes it possible to increase the efficiency and reduce fuel consumption, and, accordingly, the discharge of harmful substances into the environment. NPPs need to increase their efficiency to maintain competitiveness in the electricity producer market. The following tasks are considered: increasing the installed capacity of operating power units by upgrading equipment, increasing the efficiency of NPPs by improving cycle arrangements and thermodynamic cycles, increasing the nuclear fuel burnup, increasing the installed capacity utilization factors (ICUF). The most common type of reactor in the nuclear power industry is the pressurized water reactor (VVER or PWR). A significant disadvantage of such reactors is the low value of the initial steam parameters (temperature and pressure). This is due to the temperature limitation equal to 350 °C for the cladding of fuel elements made of zirconium alloys. For this reason, the steam temperature in the second loop cannot exceed 315 °C. Thus, with an increase in the unit power of the units, the thermodynamic parameters of NPPs with reactors with pressurized water remain at the same level: the pressure of the primary circuit is ≈16 MPa, the temperature of the coolant at the outlet from the reactor is 320-330 °C; pressure and temperature of steam in the second loop, respectively, 6.3-7.2 MPa and 279-285 °C. The efficiency of modern NPPs with pressurized water reactors is at the level of 35%, which is lower than the efficiency of modern TPPs (45%), and significantly lower than the efficiency of steam-gas power plants (60%). One of the ways to increase the energy efficiency of NPPs with both light water and with a heavy water reactor is the improvement of the thermodynamic cycle. The paper presents the results of computer simulation of options for cycle arrangements of NPPs with a VVER-1200 reactor at reduced initial parameters using fossil-fired steam superheating, as well as steam compression to obtain ultra-supercritical steam parameters, and an assessment of the efficiency of using these cycle arrangements.

тепловая схема АЭСВВЭР-1200термодинамическая эффективностьглубина выгорания ядерного топливасуперсверхкритические параметры параогневой перегрев паракомпьютерное моделированиеcycle arrangement of nuclear power plantsVVER-1200thermodynamic efficiencynuclear fuel burn-upultra-supercritical steam parametersReferencesЩепетина Т.Д. О повышении КПД энергоблоков с водо водяными реакторами (ВВР) // Энергия: экономика, техника, экология.– 2010.– №12– c. 21-29Shchepetina T.D. O povyshenii KPD ehnergoblokov s vodo vodyanymi reaktorami (VVR) // Ehnergiya: ehkonomika, tekhnika, ehkologiya. – 2010. – №12 – c. 21-29Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1 / А.И. Бельтюков, А.И. Карпенко, С.А. Полуяктов, О.Л. Ташлыков, Г.П. Титов, А.М. Тучков, С.Е. Щеклеин; под общ. ред. С.Е.Щеклеина, О.Л. Ташлыкова. – Екатеринбург: УрФУ, 2013. – 548 с.Atomnye ehlektrostantsii s reaktorami na bystrykh neitronakh s natrievym teplonositelem: uchebnoe posobie. V 2 ch. CH. 1 / A.I. Bel'tyukov, A.I. Karpenko, S.A. Poluyaktov, O.L. Tashlykov, G.P. Titov, A.M. Tuchkov, S.E. Shcheklein; pod obshch. red. S.E.Shchekleina, O.L. Tashlykova. – Ekaterinburg: URFU, 2013. – 548 s.Влияние температурных характеристик на глубину выгорания ядерного топлива / Щеклеин С. Е., Титов Г. П., Борисова Е. В. // Вестник Одесского политехнического университета. – 2011. – №2 (36) – с. 104-108Vliyanie temperaturnykh kharakteristik na glubinu vygoraniya yadernogo topliva / Shcheklein S. E., Titov G. P., Borisova E. V. // Vestnik Odesskogo politekhnicheskogo universiteta. – 2011. – №2 (36) – s. 104-108Работа ВВЭР-440 в режиме продления кампании при скользящем давлении во втором контуре / Андрушечко С. А., Виденеев Е. Н., Горохов В. Ф., Панин М. В., Петров В. А., Проселком В. Н., Пыткин Ю. Н., Спассков В. П. // Атомная энергия. –1989. – №1 (66) – с. 3-6Rabota VVEHR-440 v rezhime prodleniya kampanii pri skol'zyashchem davlenii vo vtorom konture / Andrushechko S. A., Videneev E. N., Gorokhov V. F., Panin M. V., Petrov V. A., Proselkom V. N., Pytkin YU. N., Spasskov V. P. // Atomnaya ehnergiya. –1989. – №1 (66) – s. 3-6Использование опыта Белоярской АЭС в области ядерного перегрева при создании ядерных реакторов нового поколения с повышенными и сверхкритическими параметрами теплоносителя / Петров А. А., Роменков А. А., Ярмоленко О. А. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2009. – №2 – с. 21-29Ispol'zovanie opyta Beloyarskoi AEHS v oblasti yadernogo peregreva pri sozdanii yadernykh reaktorov novogo pokoleniya s povyshennymi i sverkhkriticheskimi parametrami teplonositelya / Petrov A. A., Romenkov A. A., Yarmolenko O. A. // Izvestiya vuzov. Yadernaya ehnergetika. – 2009. – №2 – s. 21-29Перспективы использования парогазовых технологий в энергоблоках атомных электростанций / Касилов В. Ф., Низовой А. В. // Научные исследования: от теории к практике.–2015.– №4 (5) – с. 34-38Perspektivy ispol'zovaniya parogazovykh tekhnologii v ehnergoblokakh atomnykh ehlektrostantsii / Kasilov V. F., Nizovoi A. V. // Nauchnye issledovaniya: ot teorii k praktike. – 2015. – №4 (5) – s. 34-38United Cycle. Руководство пользователяUnited Cycle. Rukovodstvo pol'zovatelyaВлияние температуры нейтронного газа на продолжительность кампании и воспроизводство горючего в энергетическом реакторе / Красин А. К., Минашин М. Е., Свириденко В. Я. // Атомная энергия. – 1958. – Т. 5, вып. 2 – с. 111-118Vliyanie temperatury neitronnogo gaza na prodolzhitel'nost' kampanii i vosproizvodstvo goryuchego v ehnergeticheskom reaktore / Krasin A. K., Minashin M. E., Sviridenko V. YA. // Atomnaya ehnergiya. – 1958. – T. 5, vyp. 2 – s. 111-118Darwish M.A. Combining the nuclear power plant steam cycle with gas tur-bines / M.A. Darwish, F.M. Al Awadhi, A.O. Bin Amer // Energy. – 2010. – №35. – Р. 4562–4571.Darwish M.A. Combining the nuclear power plant steam cycle with gas tur-bines / M.A. Darwish, F.M. Al Awadhi, A.O. Bin Amer // Energy. – 2010. – №35. – R. 4562–4571.A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Issued by the US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, December 2002.A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Issued by the US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, December 2002.К использованию парогазовых схем для паротурбинных установок на насыщенном водяном паре / Цанев C.В., Белозеров С.Н.// Известия вузов. Энергетика. – 1988. – №12. – С. 70–74.K ispol'zovaniyu parogazovykh skhem dlya paroturbinnykh ustanovok na nasyshchennom vodyanom pare / Tsanev C.V., Belozerov S.N.// Izvestiya vuzov. Ehner-getika. – 1988. – №12. – S. 70–74.Конструкция уран-графитовых канальных реакторов с трубчатыми твэлами и ядерным перегревом пара / Доллежаль Н.А., Алещенков П.Н., Буланков Ю.В., Князева Р.Д. // Атомная энергия. –1971. – №2 (30). – С.149-155.Konstruktsiya uran-grafitovykh kanal'nykh reaktorov s trubchatymi tvehlami i yadernym peregrevom para / Dollezhal' N.A., Aleshchenkov P.N., Bulankov YU.V., Knyazeva R.D. // Atomnaya ehnergiya. – 1971. – №2 (30). – S.149-155.Повышение энергоэффективности АЭС / Щеклеин С. Е., Ташлыков О. Л., Дубинин А. М. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – №4. – С. 15-25.Povyshenie ehnergoehffektivnosti AEHS / Shcheklein S. E., Tashlykov O. L., Dubinin A. M. // Izvestiya vuzov. Yadernaya ehnergetika. – 2015. – №4. – S. 15-25.Определение энергетического эффекта модернизации энергооборудования и технологических систем АЭС / Хоменок Л. А., Кругликов П. А., Смолкин Ю. В., Соколов К. В. // Теплотехника. – 2012. – №12. – С. 21-29.Opredelenie ehnergeticheskogo ehffekta modernizatsii ehnergooborudovaniya i tekhnologicheskikh sistem AEHS / Khomenok L. A., Kruglikov P. A., Smolkin YU. V., Sokolov K. V. // Teplotekhnika. – 2012. – №12. – S. 21-29.Повышение эффективности экс-плуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 путем модернизации тепловых схем / Хрусталев В. А., Новикова З. Ю. // Вестник Саратовского государственного технического университета.–2011.–№3 (54).– С. 166-173.Povyshenie ehffektivnosti ehks-pluatatsii ehnergoblokov AEHS s VVEHR-1000 putem modernizatsii teplovykh skhem / Khrustalev V. A., Novikova Z. YU. // Vestnik Saratovskogo gosudarstvennogo tekhnicheskogo universiteta. – 2011. – №3 (54). – S. 166-173.Пути совершенствования паротурбинных установок АЭС / Филиппов Г. А., Назаров О. И., Беляев Л. А. // Известия Томского политехнического университета. – 2012. – №4. – С. 5-9.Puti sovershenstvovaniya paroturbinnykh ustanovok AEHS / Filippov G. A., Nazarov O. I., Belyaev L. A. // Izvestiya Tomskogo politekhnicheskogo universiteta. – 2012. – №4. – S. 5-9.Термодинамические циклы АЭС, работающих на суперсверхкритических параметрах воды / Абдулкадыров В. М., Богословская Г. П., Грабежная В. А. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2012. – №4. – С. 85-91.Termodinamicheskie tsikly AEHS, rabotayushchikh na supersverkhkriticheskikh parametrakh vody / Abdulkadyrov V. M., Bogoslovskaya G. P., Grabezhnaya V. A. // Izvestiya vuzov. Yadernaya ehnergetika. – 2012. – №4. – S. 85-91.Долгов В. В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя // Атомная энергия. – 2002. – №4. – С. 277-280.Dolgov V. V. Ehnergobloki na osnove VVEHR s zakriticheskimi parametrami teplonositelya // Atomnaya ehnergiya. – 2002. – №4. – S. 277-280.Возможности повышения экономичности и надежности паровых турбин АЭС. / Филиппов Г. А., Юрчевский Е. Б. // Теплоэнергетика. – 2018. – №9. – С. 5-13.Vozmozhnosti povysheniya ehkonomichnosti i nadezhnosti parovykh turbin AEHS. / Filippov G. A., Yurchevskii E. B. // Teploehnergetika. – 2018. – №9. – S. 5-13.Теплогидравлические модели оборудования атомных станций / Аветисян А. Р., Пащенко А. Ф., Пащенко Ф. Ф. и др. // М.: Физматлит, 2014. – 448 с.Teplogidravlicheskie modeli oborudovaniya atomnykh stantsii / Avetisyan A. R., Pashchenko A. F., Pashchenko F. F. i dr. // M.: Fizmatlit, 2014. – 448 s.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.