Статья: Проблемы перехода на сверхкритическое давление воды в атомной энергетике и возможный путь их преодоления

Вследствие упрощения строительства АЭС, снижения удельных расходов железобетона, удельного расхода металла для строительных конструкций, металлоёмкости оборудования ядерного острова можно ожидать снижения капитальной составляющей на 35 - 40 %. Срок сооружения двублочной АЭС может составить 40 месяцев, что близко к прогнозируемому фирмой Вестингхаус сроку сооружения АЭС с интегральным реактором SMR.

Для РУ В-670 СКДИ в качестве материала оболочек, направляющих каналов ОР СУЗ, центральных трубок и дистанционирующих решёток рассматривается циркониевый сплав с характеристиками сплава Э110. Расчётные исследования показали, что использование циркониевого сплава вместо стали позволяет существенно увеличить длину кампании. При средней величине обогащения топлива подпитки плутонием в 18,5 %, средняя глубина выгорания топлива в активной зоне составляет 48,7 МВт*сут/кг т.м. без спектрального регулирования и 52,5 МВт*сут/кг т.м. с спектральным регулированием. Интервал между перегрузками примерно 442 суток. Таким образом, переход на циркониевый сплав позволяет значительно улучшить характеристики топливного цикла. Можно говорить о том, что создание циркониевого сплава, работающего в реакторах при СКД воды до 500С, не более сложная задача, чем создание нержавеющей стали для оболочек, работающих при температурах 700С и выше.

В таблице 1 приведены основные характеристики РУ В-670 СКДИ.

Таблица 1 - Основные характеристики РУ В-670 СКДИ

Результаты проведённых работ показали, что переход на давление выше критического даёт возможность создать реакторную установку в интегральном исполнении с естественной циркуляцией теплоносителя в первом контуре электрической мощностью 670 МВт. По уровню безопасности она может относиться к установкам так называемого предельно достижимого уровня безопасности, имеет удельные капитальные затраты значительно ниже затрат установки ВВЭР-1200. Удельный расход топлива по делящимся нуклидам ниже, чем в ВВЭР-1000 (примерно на 30%).

Реакторная установка допускает работу в условиях сейсмических воздействий интенсивностью до 8 баллов по шкале MSK-64.

ВЫВОДЫ

Для использования в атомной энергетике воды сверхкритических параметров придётся преодолеть ряд сложных проблем. Создание реакторных установок с высокими значениями температуры в первом контуре - дело далёкого будущего, когда возможно удастся решить все эти проблемы.

Первым шагом в создании РУ СКД может быть разработка и сооружение РУ с интегральной компоновкой оборудования и более низкими значениями температуры в первом контуре. Такая реакторная установка обладает предельно достижимым для установок с водным теплоносителем уровнем безопасности. По своим технико-экономическим показателям РУ СКДИ опережает находящиеся в эксплуатации и проектируемые реакторные установки.

Основной проблемой, которую следует решить в этом случае, является создание сплава на основе циркония, способного к длительной работе при температуре до 550С.

ЛИТЕРАТУРА

1. Скворцов С.А., Фейнберг С.М. «О применении сверхкритических параметров пара в водо-водяных энергетических реакторах». Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова,

1961 г.

2. I. Pioro and Daffey/ Heat transfer and Hydraulic Resistance at Supercritical Pressures in Power Engineering Application. By ASME. New York. 2007.

3. Краснощёков Е.А., Протопопов В.С. Экспериментальное исследование теплообмена двуокиси углерода в сверхкритической области при больших температурных напорах. Теплофизика высоких температур. Т. 4, №5, 1966 г.

4. Дядякин Б.Б., Попов А.С. «Теплоотдача и гидравлическое сопротивление семистержневого пучка, охлаждаемого потоком воды при сверхкритических параметрах состояния». Труды ВТИ. № 11. 1977.

5. Петухов Б.С., Протопопов В.С., Силин В.А. «Экспериментальное исследование режимов ухудшенного теплообмена при турбулентном течении двуокиси углерода сверхкритического давления». Теплофизика высоких температур. Т. 10, № 2, 1972.

6. Протопопов В.С., Силин В.А. «Приближённый метод расчёта начала местного ухудшения теплоотдачи при сверхкритическом давлении». Теплофизика высоких температур. Т. 11, № 2, 1973.

7. А. Корнелиус, Дж. Паркер. Неустойчивость теплообмена вблизи термодинамической критической точки. Достижения в области теплообмена. МИЗ, Москва, 1970 г.

8. Силин В.А., Вознесенский В.А., Кузнецов В.Н. и др. «Анализ результатов экспериментальных и расчётных исследований в обоснование выбора теплогидравлических характеристик активной зоны реактора ВВЭР-2000 СКД». Отчёт ВНИИАЭС и ИАЭ им. Курчатова, № ОЭ-1601/83, 1983.

9. В.Б. Анкудинов. Экспериментальное исследование сопротивления и теплообмена при турбулентном течении в трубах жидкости сверхкритических параметров. Автореферат на соискание учёной степени кандидата технических наук. МЭИ. Москва. 1982 г.

10. В.Г. Разумовский, А.П. Орнатский, Е.М. Маевский. Гидравлическое сопротивление и теплоотдача гладких каналов при турбулентном течении воды сверхкритических параметров. Теплоэнергетика. №2. 1984 г.

11. Oka Y., Ishiwatary Y., Koshizuka S. Research and Development of Super LWR and Super Fast Reactor. Proc. 3^rd SCWR Sypm.-Design and Techn., March 12015, 2007, Shanghai, China.

12. А.П. Орнатский, Ю.Г. Дашков, В.Г. Перков. Парогенераторы сверхкритического давления. Киев. ВИЩА ШКОЛА, 1980.

13. ФГУП «Атомэнергопроект». Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками №1 и №2. Тематический отчёт. Дополнительные материалы обоснования безопасности и управления авариями в проекте НВАЭС-2. 2008.

14. В.М. Зорин и др. расчёт парогенератора для энергоблока ВВЭР СКД. Отчёт МЭИ. Кафедра АЭС. 2009 г.

15. В.В.Митькин. «Код ВОЛГА2 для моделирования нестационарных процессов в реакторных установках с газо-водным теплоносителем (Версия-2)». РНЦ Курчатовский институт. Инв. № 31-36/56-07. 2007 г.

16. В.А. Силин, А.А. Седов. Разработка технических предложений по инновационному варианту СУПЕР-ВВЭР. Отчёт НИЦ «Курчатовский институт». Инв. №32/1-29-311. 2011 г.