Добавил:

okley Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.

Вуз:

Национальный исследовательский ядерный университет (МИФИ)

Предмет:

[НЕСОРТИРОВАННОЕ]

Файл:

Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД

.pdf

Скачиваний:

Добавлен:

16.10.2026

Размер:

44 Мб

Скачать

☆

1 / 311 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 > Следующая >>>

ВОДООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ НА ВОДЕ

СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ

(ПРЕДЛОЖЕНИЯ ПО ПРОГРАММЕ И ПУТЯМ РАЗВИТИЯ РАБОТ)

П.Л. Кириллов

ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ" имени А.И. Лейпунского, Обнинск

АННОТАЦИЯ

Рассматриваются прогнозы развития атомной энергетики, определяющие и ограни-

чивающие факторы ее развития, ее доли в общем производстве электроэнергии. Пока-

зывается, что эволюционный путь развития водоохлаждаемых энергетических реакто-

ров (ВВЭР) это − переход к использованию воды сверхкритических параметров (СКП).

Раскрываются основные преимущества, достигаемые в энергетике при внедрении

ВВЭР на воде СКП. Анализируются основные этапы программы разработки таких ре-

акторов, включая проблемы, которые могут считаться решенными, а также проблемы,

требующие решения. Обсуждаются предложения по программе и путям развития работ

в рассмотренной области на ближайший период.

ВВЕДЕНИЕ

Согласно различным прогнозам в ближайшие 50 лет потребности в электроэнергии

увеличатся в 2-3 раза по сравнению с современным уровнем. В настоящее время в мире

эксплуатируется 440 энергоблоков, значительное количество которых уже к 2050 г. вы-

работают свой ресурс. Если доля атомной энергетики в производстве энергии останется

даже без изменений (15-20 %), то необходимо будет ввести в мире как минимум около

1000 энергоблоков атомных электростанций (АЭС). По аналогичным причинам в Рос-

сии для обеспечения электроснабжения необходимо будет ввести десятки, если не сот-

ню новых АЭС.

Выбор типа будущих АЭС будет определяться, и ограничиваться следующими

факторами:

− экономикой, низкой стоимостью капитальных затрат (≤ 1000 дол. США/кВт-эл.);

− решаемостью вопросов безопасности;

− приемлемой экологичностью;

− обеспечением величины коэффициента воспроизводства топлива как минимум

− применением замкнутого топливного цикла с переработкой топлива;

− степенью освоенности технологии теплоносителя;

− возможностью реализации энергоблоков различной мощности (300-1700 МВт-

эл.);

− ограниченностью материальных ресурсов − топлива, компонентов сталей и т.п.

Вышеперечисленным требованиям сегодня удовлетворяют (и только частично) два

типа перспективных реакторов 4-го поколения: 1) быстрые реакторы, охлаждаемые на-

трием, 2) реакторы с быстрым (или с быстро-резонансным) спектром нейтронов с ох-

лаждением водой СКП. Наибольший опыт по эксплуатации нескольких быстрых реак-

торов с охлаждением натрием имеется в России и Франции. В России и других странах

накоплен большой опыт эксплуатации водоохлаждаемых энергетических реакторов ти-

па ВВЭР, PWR

, BWR

. Разработчики стремятся к их дальнейшему усовершенствова-

PWR – pressurized water reactor (реактор с водой под давлением).

нию [1]. Несмотря на громкие заявления о "ренессансе атомной энергетики", прогноз ее

развития в мире на 40 -50 лет, остается неопределенным. Специалисты во многих слу-

чаях дают оптимистические оценки.

Вернемся во времени на 40 лет назад. В 1967 г. в Москве состоялся 7-ой Мировой

Энергетический Конгресс (МИРЭК-VII) [2]. В заглавном докладе академика А.П. Алек-

сандрова утверждалось: "Существующие и создаваемые сейчас реакторы на тепловых

нейтронах в ближайшие 10-15 лет дадут возможность обеспечить плутонием отно-

сительно небольшое число реакторов на быстрых нейтронах, что позволит примерно

за десятилетие после 1975-1980 гг. (т.е. к 1990) создать мощности реакторов на бы-

стрых нейтронах примерно такого же порядка, какие будут существовать к тому

времени в той или иной стране на тепловых реакторах".

Аналогичного мнения придерживался и А.И. Лейпунский. "До 1980 г. будут стро-

иться преимущественно АЭС с тепловыми реакторами отработанных доказавших

свою экономичность типов. За период 1980-2000 гг. ядерная энергетика вырастет до

уровня, составляющего значительную долю (скажем, половину) всей энергетики. В

этот период темпы роста АЭС высоки и становится острой проблема обеспечения

атомной энергетики ядерным горючим. После 2000 г. темпы развития атомной энер-

гетики, вероятно, снизятся, и ее развитие обеспечится размножителями при мини-

мальном расходе топлива". В обзорном докладе С.М. Файнберга на основании докла-

дов специалистов разных стран приведены прогнозные данные по мощностям АЭС в

разных странах (см. табл. 1).

Таблица 1

Прогноз развития по мощностям АЭС, выполненный в 60-е годы XX века

Прогноз, ГВт

Страна

Введено

до 1967 г.,

ГВт

На 1980 г. На 2000 г.

Реально в

эксплуатации на

01.05.2005, ГВт**

Великобритания 13 40 140 11,8

Западная Европа

− −

1760 172

СССР (Россия + Ук-

раина)

0,6

−

160 35

США 2,9 120 - 200 734 - 1000 99,1

Япония

−

40 165 45,5

В мире 17 500

1540 (67 г.)

1300-1650 (77 г)

367

Доля мощности АЭС

в мире, % по прогно-

зу 1967 г.*

0,9 14 50 16 ***

Примечание: Ряд дополнительных данных был использован из следующих материалов:

* Мировая энергетика. Прогноз развития до 2020 г.−М.: Энергия. 1980

** Сайт Интернет http://www.proatom.ru/modules.pnp?name Nuclear News. 2005. March.

*** Доля производства эл. энергии АЭС (%).

Кроме электроэнергетики, существуют другие области применения атомной энер-

гии, это, в первую очередь, – промышленные технологии, потребляющие высокопотен-

циальное тепло с температурой 850-1000

С (производство метанола, аммиака, нефте-

химические производства, металлургия и др.). Данные отрасли характеризуются тем,

что потребляют топлива значительно больше, чем при производстве электроэнергии.

Перспективным направлением здесь является разработка высокотемпературных (газо-

охлаждаемых) реакторов с охлаждением гелием (ВТГР) [3, 4]. По понятным причинам

указанная роль атомной энергии как источника высокотемпературного тепла ниже не

рассматривается.

BWR – boiling water reactor (кипящий легководный реактор).

По заявлениям руководства государства атомной энергетике в новом столетии

предстоит внести существенный вклад в энергообеспечение страны

, что требует соз-

дания перспективных ядерных энергетических установок (ЯЭУ), которые могут обес-

печить высокую экономическую эффективность, безопасность, надежность и защиту

окружающей среды. Подобные факторы влияют и на конкурентоспособность различ-

ных источников энергии. К их числу относятся: наличие и оптимальное использование

природных ресурсов; возможность сокращения всех расходов на строительство и экс-

плуатацию; минимизация экологического воздействия на окружающую среду; удовле-

творение требованиям национальной и глобальной политики.

При существующих условиях разработка конструкции реактора, его узлов и обору-

дования АЭС может занять, в лучшем случае, не менее 20-30 лет. Учитывая возможные

трудности с запасами и производством топлива в середине ХХI столетия, уже сейчас

целесообразно приступить к разработке реактора на воде СКП с быстрым или с быстро-

резонансным спектром нейтронов. Важной особенностью таких реакторов является вы-

сокая эффективность использования топлива. Так при использовании МОХ-топлива в

быстрых реакторах на воде СКП может быть достигнут коэффициент воспроизводства

топлива около или больше единицы.

Перспективность различных типов реакторов существенно зависит от характери-

стик химической переработки топлива. Поскольку в реакторах на воде СКП предпола-

гается использовать такое же топливо, как в ВВЭР и существующих быстрых реакто-

рах, то в этом случае нет необходимости разрабатывать новые методы переработки.

Этот фактор − одно из основных преимуществ данных реакторов в рамках междуна-

родной программы GIF.

Строительство АЭС сегодня занимает минимум 7-8 лет, что значительно отличает-

ся от времени строительства ТЭС и газовых электростанций. Длительный срок строи-

тельства снижает привлекательность инвестирования в строительство АЭС, уменьшает

конкурентоспособность, приводит к замораживанию средств и увеличению стоимости

капитальных вложений. Наибольший эффект для ускорения строительства может дать

принцип модульности конструкции, который позволяет производить часть монтажных

работ на площадке завода-изготовителя, что, в свою очередь, положительно сказывает-

ся на культуре производства, общей безопасности, уменьшает стоимость и сроки мон-

тажных и пуско-наладочных работ.

1. ПРЕИМУЩЕСТВА ПЕРЕХОДА НА СВЕРХКРИТИЧЕСКИЕ

ПАРАМЕТРЫ

Экономика АЭС отличается высокой долей капитальной и низкой долей топливной

составляющих в приведенных затратах. Затраты на топливо составляют незначитель-

ную часть общей проектной стоимости атомной энергии. При удвоении цен на все ви-

ды топлива для энергетики стоимость электрической энергии от АЭС увеличится ме-

нее, чем на 10 %, а для ТЭС на природном газе − почти на 60 %.Поэтому наличие ядер-

ной энергетики страхует от потерь, связанных с изменчивостью цен на топливо и кур-

сов валют.

В стоимости оборудования и монтажа энергоблока АЭС примерно 70 % составляет

стоимость оборудования и монтажа парогенерирующей установки, следовательно, ос-

Утверждается, что для покрытия прогнозируемого энергодефицита России в ближайшие 30 лет, необходимо будет ввести не ме-

нее 300 ГВт новых энергомощностей. Выполнение новой федеральной программы по атомной энергетике позволит к 2020 г. увели-

чить долю производства электроэнергии на АЭС до 20-30% в целом по стране и до 25-40% в европейской части России. Планиру-

ется, что до 2030 г. в России будет построено для собственных нужд от 42 до 58 атомных энергоблоков, и, кроме того, от 40 до 50

энергоблоков за рубежом. В связи с этим С.В. Кириенко подчеркнул: "Ренессанс атомной энергетики наступает не потому, что она

замечательная, а потому что это неизбежность" [5].

GIF − Generation IV International Forum.

новное возможное снижение капиталовложений следует искать в технологической схе-

ме реактора. Реализация прямоточной схемы АЭС, исключающей парогенераторы, по-

зволит обеспечить сокращение металлоемкости ядерной части установки, повышение

КПД АЭС до 44 % вместо 33 %, характерных для действующих АЭС с водоохлаждае-

мыми реакторами [6].

Критические параметры воды − давление 22,1 МПа, температура 374

С. При за-

критическом давлении отсутствует фазовый переход жидкость-пар. Вода при СКП мо-

жет считаться однофазной средой, свойства которой сильно зависят от температуры

(см. рис. 1, 2). Тепло отводится в основном в области псевдокритической температуры,

которая соответствует максимуму теплоемкости. Для давления 25 МПа эта температура

составляет примерно 385 °С.

Сложная зависимость теплофизических свойств воды от температуры при сверх-

критическом давлении (СКД) представляет определенные трудности при расчетах ин-

тенсивности теплообмена. В области околокритических параметров воды в ряде гидро-

динамических режимов возможно возникновение ухудшенного теплообмена. Это об-

стоятельство может привести к нежелательному повышению температуры тепловыде-

ляющих элементов. Однако с ним можно справиться уже известными методами и уст-

ройствами интенсификации теплообмена. При СКД нет такого явления, как критиче-

ский тепловой поток (своего рода "дамоклов меч"), который может привести к пережо-

гу твэлов в ВВЭР [7].

Рис. 1 Изменение свойств воды при сверхкритическом давлении

λ − теплопроводность, ρ − плотность, μ − динамическая вязкость, h − энтальпия, C

− удельная

теплоемкость

Рис. 2 Теплоемкость воды

Пар из реактора поступает непосредственно в турбину, поскольку схема установки

одноконтурная. Данное обстоятельство значительно упрощает и удешевляет ЯЭУ.

Удельные затраты металла для ядерной части ЯЭУ по оценкам будут ниже по сравне-

нию с традиционными ВВЭР. Реактор на воде СКП будет иметь более простую конст-

рукцию, и содержать значительно меньше компонентов.

Благодаря большому приросту энтальпии в активной зоне реактор на воде СКП бу-

дет иметь низкий расход теплоносителя на единицу мощности реактора, примерно в 8-

10 раз меньше по сравнению с ВВЭР такой же мощности. Это снижает размеры насо-

сов, трубопроводов и соответствующего оборудования циркуляционного контура, а

также расход энергии на прокачку теплоносителя. Размеры защитной оболочки реакто-

ра на воде СКП будут значительно меньше, чем для ВВЭР или PWR.

2. НАКОПЛЕННЫЙ ОПЫТ − ОСНОВА ПРОГРАММЫ

Основным моментом при рассмотрении новых проектов ЯЭУ является экономиче-

ская осуществимость проекта c опорой на хорошо освоенные технологии. Работы по

реакторам на воде СКП в России сегодня опираются: 1) на опыт, накопленный в тепло-

вой энергетике, 2) на проектные исследования, выполненные в атомной энергетике в

70-е годы − в НИКИЭТ по энергетическим блокам с ядерными реакторами на паре

СКП и в ОКБМ, где "подробно исследовалась двухконтурная схема с закритическими

параметрами применительно к судовым реакторным установкам" [8], 3) на опыт экс-

плуатации твэлов Белоярской АЭС (БАЭС) при высоких температурах, 4) на опыт раз-

работки и эксплуатации одноконтурных реакторов типа РБМК

с кипением воды в ка-

налах.

2.1 Опыт тепловой энергетики

Одной из причин применения воды СКП в атомной энергетике является успешный

многолетний опыт эксплуатации энергоблоков СКД в обычной тепловой энергетике. В

России начало ему было положено в 50-х годах, когда были построены несколько экс-

периментальных парогенераторов малой производительности, в т.ч. парогенераторы

для ВТИ (29,4 МПа, 600

С), ЦКТИ и Киевского политехнического института (39 МПа,

700

С). Они позволили быстро накопить опыт эксплуатации и решить многие пробле-

мы. Промышленное внедрение пара СКД началось с 1963 г., когда был пущен энерго-

блок на мазуте мощностью 300 МВт [9].

Внедрение энергоблоков СКД, показавших высокие технико-экономические харак-

теристики, было весьма стремительным − к 1965 г. в промышленности работало 12

энергоблоков, в 1975 г. − 135 энергоблоков 300 МВт и 9 энергоблоков 500-800 МВт. За

десять лет доля мощности энергоблоков СКД в энергетике СССР увеличилась с 16 до

55 % Среднегодовой коэффициент готовности всех энергоблоков СКД мощностью 300

МВт за 1990-1995 гг. составлял 95-97 %, а коэффициент использования установленной

мощности (при спаде в эти годы потребности в энергии) − 66-72 % [10].

Начиная с 1975 г., в мире началась разработка высокоэффективных блоков СКД

нового поколения на пылеугольном топливе. Работающие в Японии энергоблоки СКД

такого типа мощностью 600-1000 МВт с параметрами пара 24-25 МПа, 595-560 °С, с

одним промежуточным перегревом до 595-610 °С имеют КПД 45-45,5 %. Параметры

двух энергоблоков СКД по 700 МВт, введенных в 1989 и 1990 гг. на ТЭС Кавагое, со-

ставляют 31 МПа, 593/593/593 °С.

РМБК − реактор большой мощности канальный (уран-графитовый).

В настоящее время общее число работающих на тепловых электростанциях паро-

генераторов СКД составляет: в США около 400, Японии примерно 150, в России более

130. Повышение параметров пара, внедрение СКД и, как результат, существенный рост

КПД − это путь, который прошла традиционная энергетика на органическом топливе.

Есть все основания думать, что такой же путь предстоит пройти и атомной энергетике

[6].

2.2 Существующие заделы в области атомной энергетики

Концепция применения воды при СКД в энергетических реакторах стала активно

обсуждаться с начала 60-х годов. Впервые эта идея применительно к реакторам каналь-

ного типа была высказана Н.А. Доллежалем. В последнее десятилетие при анализе

дальнейших путей развития атомной энергетики XXI века данная концепции привлекла

внимание специалистов многих стран, таких как Япония, Канада, США, Китай, Корея,

страны Европейского сообщества. Начиная с 2000 г., действует международная про-

грамма GIF по разработке усовершенствованных реакторов 4-го поколения, в которой

представлено шесть основных типов реакторов, включая водоохлаждаемые на СКД

[11].

В отечественной атомной энергетике накоплен уникальный опыт эксплуатации ре-

акторов с ядерным перегревом пара на БАЭС, блоки которой различаются по мощности

и тепловым схемам. Схема первого блока − двухконтурная; электрическая мощность

100 МВт (э), тепловая − 280 МВт. Мощность второго блока БАЭС − 200 МВт (э), (теп-

ловая − 530 МВт).

Для обоих блоков БАЭС применялись серийные турбины на параметры пара 8,8

МПа 500-535 °С, который подавался непосредственно из реактора. Хотя давление в

блоках БАЭС не является сверхкритическим, но рабочие температуры тепловыделяю-

щих элементов примерно соответствуют тем, которые ожидаются в реакторах на воде

СКП. Первоначально максимальная температура пара на выходе из парогенерирующе-

го канала (ПК) была ограничена уровнем 510 °С. Положительные результаты эксплуа-

тации пароперегревательных твэлов, позволили повысить ее значение до 535

С, а за-

тем до 545

С. Длительная (свыше четырех лет) эксплуатация при таких режимах не

снизила работоспособности твэлов, вследствие чего было решено поднять температуру

пара на выходе отдельных ПК до 560-565

С.

Средняя выработка энергии выгруженных каналов составляла 600-850 МВт⋅сут на

канал, или 18−26 МВт⋅сут/кг U, и срок их работы в реакторе составил пять-шесть лет

при числе полных циклов охлаждения и разогрева свыше 200. Максимальная энерго-

выработка ПК, работающих во втором блоке БАЭС, составляла 950 МВт⋅сут на канал.

Позже было решено довести энерговыработку большой группы каналов до 1200-1300

МВт⋅сут на канал (37−40 МВт⋅сут/кг U) [12].

Отсутствие большого количества дорогостоящего оборудования (парогенераторы,

насосы, трубопроводы, арматура второго контура и др.) является сегодня решающим

преимуществом легководных реакторов BWR, имеющих одноконтурную схему, по

сравнению с реакторами других типов. В Японии проект усовершенствованного реак-

тора ABWR был разработан компаниями "Хитачи" и "Тошиба" совместно с обладате-

лем технической лицензии, компанией "Дженерал Электрик" (США). Первые два энер-

гоблока с реакторами ABWR (Кашивазаки-Карива-6, 7) начали коммерческую эксплуа-

тацию в 1996 и 1997 гг. соответственно.

К середине 2005 г. в Японии функционировали два реактора ABWR, и один нахо-

дился на стадии строительства, еще два строились на Тайване. Фирма "Джапан Элек-

трик" начала в 2006 г строительство реактора ABWR мощностью 1383 МВт, сдача в

эксплуатацию которого намечена на 2012 г. Это будет первый японский реактор, не

считая экспериментального реактора, специально спроектированный для использова-

ния МОХ-топлива (смесь UO

/PuO

). В общей сложности планируется соорудить де-

сять реакторов типа ABWR [13].

В России 60 % электроэнергии, производимой на АЭС, вырабатывается сейчас на

уран-графитовых реакторах РБМК, которые при всем отличии их от BWR являются

также кипящими и одноконтурными.

С учетом практического опыта по применению воды СКП, имеющегося как в теп-

ловой, так и в проектах атомной энергетики, можно заключить, что предпочтительной

тепловой схемой будет ВВЭР на СКД. Он будет представлять собой одноконтурный

реактор, который может быть спроектирован с активной зоной, как для теплового, так и

для быстрого спектра нейтронов. В тепловом реакторе замедлитель (вода) протекает в

специальных каналах ("водяные стержни") внутри тепловыделяющей сборки, а в быст-

ром реакторе используется плотная (тесная) решетка твэлов. Тесные решетки имеют

большое гидравлическое сопротивление и являются более приемлемыми для реактора

на воде СКП, так как это способствует гидравлической стабильности потока [14].

При разработке концепции реактора на воде СКП ориентируются на следующие

условия (ограничения): температура оболочек твэлов не более 450 °С для нержавеющей

стали и 620 °С для никелевого сплава; максимальный, линейный тепловой поток не бо-

лее 40 кВт/м; обязательное обеспечение отрицательной пустотной (по теплоносителю)

реактивности (для теплового и быстрого реакторов).

3. ПРОБЛЕМЫ, ОБУСЛОВЛЕННЫЕ СПЕЦИФИКОЙ АТОМНОЙ

ЭНЕРГЕТИКИ

Основные проблемы, требующие решения при разработке реакторов на воде СКП,

возникают из-за специфики атомной энергетики. Ведущие организации многих зару-

бежных стран проводят интенсивные исследования по проблемам таких реакторов в

рамках международных и национальных программ по развитию атомной энергетики

XXI столетия. МАГАТЭ организовало специальную координационную программу

(CRP) по теплогидравлическим проблемам водоохлаждаемых реакторов на СКД, в ко-

торой участвуют специалисты 15 стран.

Другая проблема заключается в подборе конструкционных материалов для узлов

активной зоны реактора. В обычной тепловой энергетике используются материалы,

способные работать при тех же температурах и давлениях, которые будут иметь место

в реакторе на воде СКП. В настоящее время можно делать только предварительные

оценки о поведении этих материалов в условиях облучения [15].

Примерно такая же ситуация наблюдается относительно водно-химического режи-

ма (ВХР) в ЯЭУ. На существующих ТЭС используются разные типы ВХР, дискуссия о

наиболее целесообразном типе до сих пор не закончена. Кроме того, сходные проблемы

с ВХР существуют и в парогенераторах АЭС [16]. Таким образом, проблема ВХР

должна быть рассмотрена с учетом двух аспектов: 1) возможности применения опыта

по ВХР, апробированного на ТЭС, 2) необходимости изменения ВХР, если это потре-

буется, по сравнению с режимами, применяемыми в РБМК и BWR.

Важным направлением является исследование радиационной химии реакций в воде

СКП под воздействием облучения, в зависимости от температуры и плотности среды.

Необходимо знать, сколько кислорода и перекиси водорода образуется в результате ра-

диолиза, можно ли подавить радиолиз добавлением водорода и т.д. [17]. Проблемы ра-

диолиза воды при СКД недавно обсуждались на семинаре в Институте ядерных иссле-

дований в Чехии [18].

Анализ различных материалов по концепции разработки реактора на воде СКП,

представленных в трудах международных конференций Global, ICONE, ICAPP, а также

в Интернете по теме SCWR

, например, [19, 20]:, позволяет выделить следующие ос-

новные задачи (milestones):

I. Теплогидравлические явления

• Разработка тепловой схемы АЭС с одноконтурной реакторной установкой.

• Исследование основных теплогидравлических характеристик реактора на воде СКП.

• Исследования интенсивности теплообмена и способов его интенсификации.

• Анализ гидравлической устойчивости при различных режимах работы реактора.

• Разработка компьютерного кода для теплогидравлического расчета реактора СКП.

II. Физические расчеты

• Обоснование физических характеристик активной зоны реактора СКП.

• Экспериментальная проверка физических расчетов реактора СКП на стенде БФС.

• Верификация расчетных кодов.

III. Выбор конструкционных материалов

• Исследование коррозионной стойкости и растрескивания материалов-кандидатов при

рабочем давлении и температурах 280-620

С.

• Исследование прочности, ползучести, шероховатости, хрупкости материалов в зави-

симости от облучения.

• Выбор материалов с учетом прочности, и реакторного облучения.

• Исследование водно-химического режима и массопереноса в контурах.

• Оценка радиоактивности пара, поступающего в турбину в зависимости от типа водно-

химического режима.

VI. Концептуальные оценки проблем безопасности

Более полный перечень предстоящих исследований должен быть составлен в про-

цессе разработки эскизного реактора большой мощности (см. ниже).

4. ПРЕДЛОЖЕНИЯ ПО ПРОГРАММЕ РАЗВИТИЯ

Анализ тенденции развития водоохлаждаемых реакторов в мире показывает тен-

денцию к росту единичных мощностей блоков в Японии, Франции, Южной Корее, Ки-

тае (см. табл. 2) [21]. В России электросетями покрыто лишь менее 15 % территории, а

на большей ее части сети отсутствуют или они слабо развиты. Мощность региональных

энергосистем за исключением центра России и ряда областей пока недостаточна для

сооружения в них станций большой мощности [22]. Поэтому есть потребность в со-

оружении энергоблоков с мощностями 100-300 МВт эл.

Таблица 2

Перечень зарубежных проектов большой мощности

с реакторами водо-водяного типа [20]

Проект

(поколение)

Страна

(фирма)

Тип

реактора

Мощность,

МВт(эл.)

Состояние

проекта

Конвой (II)

Германия

Siemens-KWU

PWR 1300

Эксплуатируется с 1989

года

N4 (II)

Франция

Framatome-EdF

PWR 1400

Эксплуатируется с 1996

года

Сайзуэлл (II)

Великобритания

Вестингауз

PWR 1200

Эксплуатируется с 1995

года

ABWR (II)

США-Япония

General Electric - Hi-

tachi

BWR 1360

Эксплуатируется с 1996

года

SCWR – SuperCritical Water Reactor

Таблица 2 (продолжение)

Перечень зарубежных проектов большой мощности

с реакторами водо-водяного типа [20]

Проект

(поколение)

Страна

(фирма)

Тип

реактора

Мощность,

МВт(эл.)

Состояние

проекта

EPR (II)

Франция-Германия

Framatome-Siemens

PWR 1600

Строится с

2006 года

IER (II)

Япония

Консорциум

BWR 1500 Проектируется

KNGR (II)

Южная Корея

KEPCO

PWR 1300

Планируется ввод в экс-

плуатацию

CP-1300 (III) Южная Корея CARR RCW 1300

Планируется ввод в экс-

плуатацию после 2025 года

Опыт создания реакторов на быстрых нейтронах с охлаждением натрием (1950-

1980) показывает, чтобы определить проблемы, возникающие при создании энергобло-

ков любой мощности в т.ч. энергетического реактора на воде СКП, необходима систе-

матическая последовательная работа по следующим этапам:

1. Разработка эскизного проект реактора большой мощности (1000-1700 МВт эл.) для

определения конструкторских, технологических проблем, разработки методов рас-

чета (и их верификации) узлов реактора.

Создание экспериментальных стендов и реакторных петель для исследований теп-

ловыделяющих элементов в условиях, максимально приближенных к условиям ре-

актора большой мощности.

Создание экспериментального реактора небольшой мощности (10-15 МВт тепл.)

для комплексных исследований и проверки конструкторских решений основных

узлов.

Создание демонстрационного реактора средней мощности (100-300 МВт эл.), кото-

рый после отработки можно будет превратить в реактор для региональных энерго-

систем.

Только после исполнения всех этих этапов, подробно представленных в табл. 3,

можно будет приступать к рабочему проекту реактора большой мощности. Опыт по-

следних 15 лет показывает, что пренебрежение таким порядком или стремление уско-

рить работы, пропустив промежуточный этап, задерживает исполнение последующего.

Учитывая высокую значимость разработки оптимальных проектов реакторов на воде

СКП необходимо предусмотреть развитие методологии выбора определяющих пара-

метров, технико-экономического обоснования и сравнения.

Академик М.Ф. Митенков в своих предложениях к "Стратегии атомной энергетики

России" писал следующее [8]: "…для России перспективными направлениями даль-

нейшего развития атомной энергетики и формирования ее структуры следует считать:

• совершенствование реакторов типа ВВЭР в целях повышения ресурсной надежно-

сти, срока службы, технико-экономических и эксплуатационных показателей, уров-

ня безопасности;

• реализацию в реакторах с водой в качестве теплоносителя закритических парамет-

ров пара с целью резкого повышения термодинамического КПД (до 45-47%);

• совершенствование реакторов типа БН в целях повышения ресурсной надежности,

сроков службы, технико-экономических и эксплуатационных показателей, уровня

безопасности; направления совершенствования: переход на корпусной парогенера-

тор, использование закритических параметров пара…".

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Современная тенденция перехода к АЭС с реакторами на воде СКП может привес-

ти к значительным экономическим преимуществам по сравнению с существующими

АЭС, повышению КПД АЭС до 44-45%, снижению металлоемкости оборудования, со-

кращению объемов строительных и монтажных работ, сокращению тепловых сбросов в

окружающую среду.

Совершенно справедливо заключение авторов работы [23]: "Целесообразность соз-

дания реакторных установок АЭС с теплоносителем, не имеющим подтвержденного

положительного опыта длительной эксплуатации, нужно определять исходя из гаран-

тированного приобретения новых и значимых для атомной энергетики качеств".

Идентичность тепловых схем АЭС с тепловыми и быстрыми реакторами, сходные

(почти одинаковые) температурные условия и другие параметры могут сделать струк-

туру атомной энергетики будущего с реакторами на воде СКП достаточно однородной

и по схемам, и по оборудованию. Более того, и вся энергетика (тепловая и атомная) в

таком случае будет оснащена однотипным оборудованием.

Успехи, достигнутые рядом стран (Нидерландами, Швейцарией, Швецией, Кореей

и Японией), доказывают, что достижения в технике зависят не столько от размера

средств, вкладываемых в развитие исследований и разработок, сколько от рациональ-

ного выбора направлений [24].

Работа выполнена при финансовой поддержке РФФИ, проект № 07-08-00053.

Ссылки на использование данного материала обязательны!

Список литературы

1. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы

на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т. 96. Вып. 5. С. 374-

380.

2. 7-th Congress of the World Energy Conference. Aug. 20-24, 1967. Moscow // Атомная

энергия. 1968. Т. 25. Вып. 5. С. 355-387.

3. Митенков Ф.М. и др. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор − энергоис-

точник для промышленного производства водорода // Атомная энергия. 2004. Т. 97.

Вып. 6. С. 432-446.

4. Костин В.И. и др. На пути к водородной энергетике // Атомная стратегия. 2006.

№24. С. 20.

5. Кириенко С.В. Ренессанс атомной энергетики неизбежен / Сайт Интернет

http://www.laes.ru/content/actual/2006/27_10_01.htm

6. Кириллов П.Л. Переход на сверхкритические параметры − путь совершенствования

АЭС с водоохлаждаемыми реакторами // Теплоэнергетика. 2001. №12. С. 6-10.

7. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. Теплообмен в трубах и пучках стержней при тече-

нии воды сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т. 96. Вып.5.

С.387-393.

8. Митенков Ф.М. Размышления о пережитом.−М.: ИздАт. 2004. С.126-127.

9. Орнатский А.П. и др. Парогенераторы сверхкритического давления. − Киев: Выс-

шая школа.1980.

10. Беляков И.И. Котлы сверхкритического давления − будущее развития тепловых

электростанций // Теплоэнергетика. №8.1995. С. 9-12.

11. Generation IV Technology Roadmap / Сайт Интернет http://gif.inel.gov/roadmap/

12. Белоярская АЭС/ В кн.: Атомной энергетике ХХ лет. − М.: Атомиздат.1974.

13. Развитие ядерной энергетики Японии / Сайт Интернет

http://www.minatom.ru/News

1 / 311 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 > Следующая >>>

Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)