О возможности повышения термодинамической эффективности и глубины выгорания ядерного топлива в реакторах ВВЭР

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.

1. Щепетина Т.Д. О повышении КПД энергоблоков с водо водяными реакторами (ВВР) // Энергия: экономика, техника, экология.– 2010.– №12– c. 21-29

2. Атомные 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.

3. 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. 104-108

4. Работа 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. 3-6

5. Использование 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. 21-29

6. Перспективы использования парогазовых технологий в энергоблоках атомных электростанций / Касилов В. Ф., Низовой А. В. // Научные исследования: от теории к практике.–2015.– №4 (5) – с. 34-38

7. United Cycle. Руководство пользователя

8. Влияние 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. 111-118

9. 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. – Р. 4562–4571.

10. 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.

11. 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.

12. 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.

13. Повышение энергоэффективности АЭС / Щеклеин С. Е., Ташлыков О. Л., Дубинин А. М. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – №4. – С. 15-25.

14. 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.

15. 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.

16. Пути совершенствования паротурбинных установок АЭС / Филиппов Г. А., Назаров О. И., Беляев Л. А. // Известия Томского политехнического университета. – 2012. – №4. – С. 5-9.

17. 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.

18. Долгов В. В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя // Атомная энергия. – 2002. – №4. – С. 277-280.

19. Возможности повышения экономичности и надежности паровых турбин АЭС. / Филиппов Г. А., Юрчевский Е. Б. // Теплоэнергетика. – 2018. – №9. – С. 5-13.

20. Теплогидравлические модели оборудования атомных станций / Аветисян А. Р., Пащенко А. Ф., Пащенко Ф. Ф. и др. // М.: Физматлит, 2014. – 448 с.