Возможность повышения мощности интегрального водоохлаждаемого реактора сверхкритического давления

Владимир [Vladimir] Александрович [A.] Силин [Silin]; Вячеслав [Vyacheslav] Михайлович [M.] Зорин [Zorin]; Роман [Roman] Алексеевич [A.] Хлопов [Khlopov]

Владимир [Vladimir] Александрович [A.] Силин [Silin]
Вячеслав [Vyacheslav] Михайлович [M.] Зорин [Zorin]
Роман [Roman] Алексеевич [A.] Хлопов [Khlopov]

Ключевые слова: сверхкритическое давление, парогенератор, теплоноситель, теплогидравлический расчет

Аннотация

Одним из шести направлений дальнейшего развития ядерной энергетики в международной программе «Generation IV» является создание реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления. В настоящее время в России ведутся работы по созданию подобной реакторной установки с интегральной компоновкой основного оборудования первого контура (ВВЭР-СКДИ): парогенератор размещен в корпусе реактора. Главное преимущество этого проекта состоит в повышенном уровне безопасности относительно одноконтурных и двухконтурных петлевых схем, достигаемом за счет малой протяженности радиоактивного контура, естественной циркуляции теплоносителя, поддержания критичности в ходе кампании изменением спектра нейтронов и менее тесной решетки твэлов. Наиболее существенным недостатком считается невысокая единичная мощность (670 МВт (эл.) против 1300 — 1800 МВт (эл.) в проектах одноконтурных реакторных установок), ограниченная максимально возможным в изготовлении размером корпуса, необходимым для размещения в нем контура естественной циркуляции. Вопросу повышения мощности ВВЭР-СКДИ посвящена настоящая работа. Повышение тепловыделения в активной зоне без повышения максимальной температуры оболочек твэлов и при неизменных геометрических параметрах возможно только с повышением расхода теплоносителя и интенсификацией теплосъема, для чего принято вернуться к чехловым ТВС. Одновременно с этим, повышение подогревов в периферийных ТВС дросселированием расходов повышает среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, как и температурный напор в парогенераторе. Однако увеличение расхода теплоносителя и высоты парогенератора, а также уменьшение гидравлического диаметра активной зоны ведут к росту гидравлического сопротивления контура, что при естественной циркуляции теплоносителя требует увеличения высоты контура, необходимой для достаточного движущего напора, тогда как предел уже достигнут при мощности 670 МВт (эл.). Решение видится в переходе к принудительной циркуляции теплоносителя первого контура, так при повышении мощности до 1000 МВт (эл.) высота корпуса с установкой циркуляционных насосов на 1,7 м меньше, чем при мощности 670 МВт (эл.) с естественной циркуляцией. В случае отключения приводов насосов движущего напора достаточно для работы на естественной циркуляции со снижением мощности до 50%.

Сведения об авторах

Владимир [Vladimir] Александрович [A.] Силин [Silin]

Учёная степень: кандидат технических наук
Место работы НИЦ «Курчатовский институт»
Должность ведущий научный сотрудник

Вячеслав [Vyacheslav] Михайлович [M.] Зорин [Zorin]

Учёная степень: доктор технических наук
Место работы кафедра Атомных электрических станций НИУ МЭИ
Должность профессор

Роман [Roman] Алексеевич [A.] Хлопов [Khlopov]

Место работы кафедра Атомных электрических станций НИУ МЭИ
Должность инженер

Литература

1. Buongiorno J., MacDonald P.E. Supercritical Water Reactor (SCWR). Progress Report for the FY-03 Generation-IV. R&D Activities for the Development of the SCWR in the U.S. Report INEEL/EXT03-03-01210. Idaho (USA): National Eng. and Environmental Laboratory, 2003.
2. Koehly C., Schulenberg T., Starfinger J. HPLWR reactor design concept // Proc. 4th Intern. Symp. Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSWR-4). Heidelberg (Germany), 2009.
3. Ryzhov S.B. et al. Concept of single circuit RP with vessel type supercritical-cooled reactor // Proc. 5th Intern. Symp. Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSWR-5). Vancouver, British Columbia (Canada), 2011.
4. Силин В.А. и др. Проблемы перехода на сверхкритические параметры теплоносителя в ядерной энергетике // Атомная энергия. 2014. Т. 117. Вып. 5. С. 254 — 261.
5. Силин В.А. Двухконтурный вариант ВВЭР-СКДИ с одноходовой активной зоной со спектральным регулированием // Росэнергоатом. 2009. № 9. С. 10 — 13.
6. Turk R., Watzie R. The minimum attention plant inherent safety through LWR simplification // ASME Winter Annual Meeting. Anaheim, California (USA), 1986. P. 271 — 279.
7. Gibson I.H., Hayns M.R., Rogers J.M. Acceptance and licensing of advanced reactor innovations // Proc. Inter. Conf. on Design and Safety of Advanced Power Plants. Tokyo (Japan), 1992. P. 4.3 — 1–6.
8. Small Modular Reactor by Westinghouse [Электрон. ресурс]: http://westinghousenuclear.com/New-Plants/ Small-Modular-Reactor (дата обращения: 01.06.2016).
9. Силин В.А., Митькин В.В., Зорин В. М., Хлопов Р.А. Расчетное исследование контура естественной циркуляции ВВЭР-СКДИ // Вестник МЭИ. 2014. № 4. C. 28 — 34
10. Силин В.А., Зорин В. М., Хлопов Р.А. Улучшение характеристик циркуляционного контура ВВЭР-СКДИ// Электрические станции. 2016. № 5. C. 10 — 14.
11. Краснощеков Е.А., Протопопов В.С. Экспериментальное исследование теплообмена двуокиси углерода в сверхкритической области при больших температурных напорах // Теплофизика высоких температур. 1966. Т. 4. № 3. C. 389 — 398.
12. РТМ 1604,062–90. Рекомендации, правила, методика расчета гидродинамических и тепловых характеристик элементов и оборудования энергетических установок.