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

Размещено на http://www.allbest.ru/

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

В.А.Силин

В настоящее время основная доля электроэнергии на АЭС вырабатывается на станциях с легководными реакторами, но сегодня эволюционный путь их развития выходит на некоторые предельные параметры. Выбор типа будущих АЭС определяется, в первую очередь, их высокими экономическими показателями и уровнем безопасности, требования к которым растут постоянно. Дальнейшее улучшение характеристик легководных реакторных установок (РУ)связывается с переходом как и в тепловой энергетике на сверхкритическое давление (СКД) воды в первом контуре. Такой переход объясняется однофазностью воды при СКД во всём диапазоне температур , резким ростом теплоёмкости и изменением плотности в окрестности некоторой температуры Т_М, определяемой как псевдокритическая (Рис. 1).

Рис. 1 Физические свойства воды при сверхкритическом давлении

Эти свойства воды позволяют:

- повысить уровень температуры теплоносителя и КПД без опасности возникновения кризиса теплообмена в активной зоне;

- упростить вопросы гидродинамики теплоносителя;

- использовать топливный цикл с повышенным коэффициентом воспроизводства;

- поддерживать критичность реактора в процессе кампании изменением спектра нейтронов;

- снизить удельный расход теплоносителя;

- снизить количество тепла, отводимого к конечному поглотителю, что снижает воздействие на окружающую среду;

- значительно повысить уровень безопасности РУ при интегральном размещении оборудования.

Исследования по возможному использованию воды СКД в атомной энергетике начались в 60-х годах прошлого века (например, [1]). В разных странах рассматривались три типа РУ:

- одноконтурные петлевые РУ, в которых вода с помощью насосов (ГЦН) подаётся в реактор, превращается в пар, поступающий на турбину (Рис. 2);

Рис. 2 Схема одноконтурной петлевой РУ

- двухконтурные петлевые РУ, в которых вода с помощью ГЦН подаётся в реактор, нагревается и поступает в парогенератор (ПГ), где превращает в пар воду второго контура, а пар поступает на турбину (Рис. 3);

Рис. 3 Схема двухконтурной петлевой РУ

- двухконтурные РУ с интегральным расположением оборудования. Парогенераторы размещаются в кольцевом пространстве между корпусом реактора и обечайкой активной зоны (Рис. 4).

Рис. 4 Схема интегральной двухконтурной РУ

Проведённые исследования выявили серьёзные проблемы, которые необходимо решить при переходе на сверхкритическое давление воды в атомной энергетике. К ним можно отнести:

- разработку надёжных зависимостей для расчёта теплообмена и гидравлического сопротивления при течении воды СКД в плотноупакованных решётках твэлов и в каналах сложной формы;

- обеспечение необходимого уровня безопасности, как в режимах нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах;

- разработку материалов, работающих в активной зоне при температурах выше 800С;

- ограничение выноса активности в машинный зал для одноконтурных АЭС.

Рассмотрим состояние каждой проблемы в настоящее время, перспективы её решения и влияние этого на выбор очерёдности разработок типов РУ СКД.

Наиболее сложной задачей, вероятно, является исследование процессов теплообмена при течении воды СКД в РУ и разработка на этой основе надёжных методик для расчёта теплоотдачи и гидравлического сопротивления. Проведённые к настоящему времени исследования были направлены, в первую очередь, на решение проблем, связанных с использованием воды СКД на ТЭС, поэтому основной объём экспериментов был проведен для течения воды в трубах диаметром 10-20 мм при умеренно высоких массовых скоростях и тепловых потоках. Эксперименты показали очень сложный характер процесса теплообмена при течении жидкостей СКД. Полученные в опытах режимы теплоотдачи условно были разделены на:

- режимы нормального теплообмена, в которых можно считать изменение температуры стенки по длине экспериментального участка монотонным (Рис. 5);

Рис. 5 Температурные режимы стенки трубы при давлении воды Р=24,5 МПа, массовой скорости w=380 кг/(м2с), температуре на входе 300 С, тепловом потоке 0,35 (1), 0,41 (2), 0,43 (3), 0,47 МВт/м2

- режимы с ухудшенной теплоотдачей (РУТ), в которых при T_C > T_M > T_Ж на некторой длине опытного участка происходит резкое снижение коэффициента теплоотдачи (Рис. 5);

- режимы с высокочастотными пульсациями давления (РПД) при T_C > T_M > T_Ж, с частотой 100-10000 Гц и амплитудой до 10 МПа, сопровождающиеся хорошо слышимым шумом (рис. 6).

Рис. 6 Температура стенки в режиме с высокочастотными пульсациями давления

Несмотря на большой объём проведённых исследований, пока нет достаточного понимания физических процессов, определяющих тот или иной режим. Для описания теплоотдачи в режимах нормального теплообмена в ряде работ были предложены расчётные зависимости, существенно отличающиеся порой друг от друга по структуре, и, как правило, описывающие данные экспериментов в ограниченном диапазоне определяющих параметров (Рис. 7), [2].

Рис. 7 Коэффициенты теплоотдачи h, рассчитанные по корреляциям разных авторов, для течения воды в обогреваемых трубах при Р=23,3 МПа, q=1,084 МВт/м2, w=1500 кг/(м2с), d=8 мм. - эксперимент

Для описания условий появления РУТ было предложено несколько зависимостей, например [3,4], пригодных для использования в узком диапазоне параметров. В нескольких работах [5,6] были предложены зависимости для расчёта коэффициента теплоотдачи в зоне ухудшения, но они описывают очень ограниченный объём опытных данных и имеют сложный характер. реакторная установка давление температура

По РПД можно отметить, что, как правило, при их появлении теплоотдача улучшается [7]. На сегодня нет расчётных зависимостей, определяющих область существования РПД. Условия их появления - небольшие диаметры участков, высокие тепловые потоки, высокие скорости - соответствуют условиям в активных зонах петлевых РУ СКД.

При переходе на охлаждение активных зон РУ водой СКД потребуется провести большой объём экспериментальных исследований теплообмена и гидравлического сопротивления при течении воды СКД в многостержневых сборках. Сегодня известно только о двух таких исследованиях, выполненных в ВТИ [4] и НИЦ «Курчатовский институт» [8].

В ВТИ эксперименты проведены на проточном стенде в вертикальном канале с восходящим потоком, Экспериментальный участок представлял собой семистержневой пучок трубок наружного диаметра 5,2 мм, длиной 500 мм, плотноупакованных в шестигранный тонкостенный кожух. Каждую трубку с шагом 400 мм обвивали четыре ребра высотой 0,6 мм, шириной 1 мм. Обогрев канала обеспечивался путём пропускания постоянного электрического тока. Наружные трубки пучка использовались в качестве импульсных трубок для измерения перепада давления между шестью отборами. Температура стенки измерялась только в центральной трубке в десяти точках по длине с помощью подвижного термопарного зонда. Опыты были проведены при давлении 25,5 МПа, температуре воды от 90 до 570С, массовых скоростях от 500 до 4000 кг/(м²с), плотности теплового потока до 4,7 МВт/м² и отношении q/w до 1,27 кДж/кг. В опытах использовались 5 каналов, гидравлический диаметр варьировался от 2,15 до 2,77 мм. Всего было проведено 59 опытов с обогревом сборки.

Результаты опытов существенно отличаются от данных, полученных в опытах на трубках и в кольцевых каналах. Не были обнаружены РУТ даже при больших значениях q/w. Наблюдались режимы с низкочастотными пульсациями давления (период 25-30 с) с амплитудой до 5 МПа в области массовых скоростей свыше 2000 кг/(м²с) при относительно высоких значениях плотности теплового потока. Как оказалось, локальные значения коэффициента теплоотдачи зависели от предыстории потока, что потребовало соответствующей корректировки формул. В результате, зависимость для расчёта коэффициента теплоотдачи оказалась довольно сложной. С помощью своего уравнения авторам удалось с разбросом 20% описать основную часть данных. Отклонение небольшой части данных доходило до 30%. Сопоставление с результатами исследований теплообмена в трубках в данной работе отсутствует. Данные по гидравлическому сопротивлению, полученные в опытах, были обобщены авторами с погрешностью не более 25%.

В НИЦ «Курчатовский институт» эксперименты проводились на замкнутом циркуляционном контуре при давлении воды 23,5 и 30,0 МПа. Экспериментальные участки обогревались выпрямленным током. Длина обогреваемой части - 880 мм. Участки отличались числом (7 и 19) и диаметром элементов (5,6 и 4,0 соответственно). Термопары размещались внутри элементов, их число варьировалось от 11 до 21. Для элементов диаметром 5,6 мм использовались 4-5 дистанционирующих решёток. Для элементов диаметром 4,0 мм использовались капилляры диаметром 1 мм, обвивающие каждый элемент. Гидравлический диаметр ячейки 19-стержневой сборки составлял 3,23 мм. Энтальпия жидкости изменялась от 1470 до 3000 кДж/кг, массовая скорость - от 2000 до 5500 кг/(м²с), плотность теплового потока - от 1,16 до 4,59 МВт/м², отношение q/w - от 0,32 до 0,84 кДж/кг. Для 7-стержневой сборки гидравлический диаметр составлял 3,68 мм, энтальпия жидкости изменялась от 1000 до 3050 кДж/кг, массовая скорость - от 350 до 2300 кг/(м²с), плотность теплового потока - от 0,4 до 1,84 МВт/м², отношение q/w - от 0,32 до 0,84 кДж/кг. Анализ проведённых экспериментов показал:

- температура теплоотдающей поверхности элементов в исследованной области параметров при Т_Ж < T_M и q/w < 0,8 кДж/кг, как правило, соответствовала расчётной зависимости [3], полученной при течении воды (и СО₂) СКД в круглых трубах;

- измеренная температура стенки (средняя по длине пучка) при Т_Ж > Т_М и q/w > 0,8 кДж/кг, была выше расчётной, наблюдался большой разброс по элементам, что может быть связано с появлением и смывом отложений на поверхности элементов (Рис. 8);

Рис. 8 Зависимость температуры стенки от энтальпии воды для семистержневой сборки при Р=23,6 МПа, w=500 (3), 900 кг/(м²с) (4), q=0,5 и 0,9 МВт/м² соответственно [1]. Кривые 1 и 2 - расчёт при w=500 и 900 кг/(м²с)

- температура элементов при высокой массовой скорости в области q/w > 0,6 кДж/кг в некоторых случаях возрастала во времени при постоянных режимных параметрах;

- наличие на поверхности элементов оксидов железа и меди в случае слива воды сразу после отключения нагрузки в режимах с ростом Т _С;

- наблюдалось иногда плавное, иногда скачкообразное изменение распределения температуры элементов;

- в исследованном диапазоне режимных параметров при массовой скорости от 350 до 5500 кг/(м²с) и величине q/w до 1,7 кДж/кг режимы с ухудшением теплоотдачи не обнаружены.

Может быть несколько причин существенного расширения области нормальных режимов:

- появление шероховатостей за счёт выпадения на поверхности теплообмена окислов металлов (возможно наиболее вероятная причина);

- сложная геометрия каналов и переток воды между ячейками.

Можно говорить о том, что полученные на сегодня экспериментальные данные охватывают широкий диапазон определяющих параметров, но их анализ ставит больше вопросов, чем ответов. Это отсутствие РУТ для сборок, заметная разница в коэффициентах теплоотдачи в опытах ВТИ и НИЦ «Курчатовский институт», наличие РПД в опытах ВТИ, выпадение окислов металлов на теплоотдающую поверхность в опытах НИЦ «Курчатовский институт». Выполненные работы показали, кроме высокой стоимости, чрезвычайную сложность экспериментов. При обосновании АЭС с РУ СКД потребуется существенно больший объём исследований для ответа на поставленные вопросы, по сравнению с исследованиями, обеспечившим работу тепловых электростанций.

С учётом значительных перепадов давления по активной зоне и возможности перетока теплоносителя между ячейками, чрезвычайно важным является знание гидравлического сопротивления по длине активной зоны, для чего, кроме общего перепада давления необходимо иметь данные по перестройке профиля скорости по длине канала, что на сегодня обеспечить практически невозможно.

Следующей задачей, которая встаёт перед разработчиками РУ СКД - разработка методик расчёта температуры поверхности твэла, с учётом возможного значительного изменения её по периметру твэла

С учётом сложности экспериментальных методов особенно актуальной становится разработка расчётно-теоретических методов исследования теплообмена при течении жидкостей с резко переменными свойствами. Здесь также возникают серьёзные затруднения. Во-первых, имеет место явный недостаток сведений о закономерностях турбулентного обмена в потоках таких жидкостей. Во-вторых, из-за сложности систем уравнений, описывающих данные процессы, возникают технические трудности при моделировании турбулентного переноса в каналах сложной геометрии. Анализ расчётно-теоретических работ, выполненных к настоящему времени, даёт основание говорить о том, что использование гипотезы относительно влияния переменных свойств на гидродинамику течения не отражает в полной мере основные закономерности этого явления. Для более глубокого понимания этого влияния желательно провести экспериментальное исследование профилей скорости, структуры потока для различных режимов теплообмена и на основе этого разработать механизм тепломассообмена при течении жидкостей с резкопеременными свойствами.

Наряду с многочисленными исследованиями теплообмена, лишь единичные работы были направлены на изучение гидравлического сопротивления при течении жидкости в трубках и сборках. В условиях сильного изменения свойств в окрестности Т_М при исследовании гидравлического сопротивления требуется отдельно измерять сопротивление трения и сопротивление ускорения потока по сечению в канале. Однако реально можно измерить лишь полное сопротивление. Составляющие выделяются расчётно. Из-за сложной зависимости вязкости и плотности от температуры возникают трудности в анализе полученных в опытах данных. Несколько большую информацию по гидравлическим сопротивлениям дают исследования, проведённые по методике двух перепадов [9]. Большой объём данных по гидравлическому сопротивлению при течении воды СКД был получен в [10]. Полученные данные позволяют считать, что сопротивление трения гладкого канала при турбулентном изотермическом течении воды СКД подчиняются обычной для ньютоновских жидкостей зависимости во всём диапазоне температур. По мнению авторов, максимальная ошибка традиционного определения коэффициента трения в предположении об одномерности течения не должна превышать соответствующую величину, найденную по методике двух перепадов, для РУТ - более чем на 35%, а для нормальных режимов - на 15%. Ранее были представлены результаты единственной работы, в которой исследовалось гидравлическое сопротивление при течении воды в многостержневой сборке [4]. Зависимость, полученная авторами для описания коэффициента гидравлического сопротивления учитывает изменение свойств жидкости в продольном и плотности в поперечном направлении, а так же предысторию потока

Материальное обеспечение РУ СКД

Серьёзной проблемой может стать обеспечение разрабатываемых РУ СКД необходимыми материалами. В первую очередь, это относится к материалу оболочек твэлов. В настоящее время температура теплоносителя на выходе из активной зоны в западных разработках принимается равной 500-510С. В этом случае максимальная температура оболочек по мнению авторов [11] может достигать 740С в номинальном режиме и 850С в переходных процессах. В проектных авариях температура может достигать 1200С. В своих оценках авторы не учли, что в соответствии с [12], только отложения продуктов коррозии должны дополнительно повысить температуру оболочек твэлов более чем на 50С. Если допустить неравномерность температур по периметру оболочки, то даже в номинальных режимах работы АЭС температура оболочек может достичь 1000С.

В качестве оболочек твэлов быстро-резонансных реакторов предполагается использование различных сталей. К сожалению, опыта использования их при температурах выше 600С практически нет, тем более в РУ СКД. Требуется большая работа по получению стали, работающей в условиях активных зо РУ СКД при температуре 800С и выше.

Существенно упрощаются требования к материалу оболочек твэлов для РУ с интегральной компоновкой оборудования - СКДИ. Связано это с более низкой температурой теплоносителя на выходе из активной зоны (395С в начале кампании и снижением к концу до 382С), с существенно меньшими тепловыми потоками в активной зоне, с большим шагом размещения твэлов. Расчёты дают максимальное значение температуры оболочек для РУ В-670 СКДИ 480С при работе на номинальной мощности. Анализ неопределённости и учёт отложений продуктов коррозии могут повысить значение максимальной температуры оболочек до 520С. Для реактора с тепловым спектром нейтронов в качестве оболочек твэлов предпочтительнее использовать сплав на основе циркония. О создании сплава циркония ЦЖХВ с рабочей температурой порядка 500С шла речь при разработке РУ СКДИ-500. Организация, отвечавшая за создание таких материалов, заявила, что готова предоставить сплав с рабочей температурой 450С в ближайшее время. В настоящее время интерес к циркониевым сплавам для возможного использования в РУ СКД проявляется во многих странах.

Безопасность

Рассмотрим уровень безопасности представленных РУ СКД на примере развития максимальной проектной аварии (МПА), включающей в себя разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра. Системы безопасности РУ должны исключить возможность перехода аварии в тяжёлую стадию. В связи с отсутствием программ, позволяющих надёжно рассчитывать протекание аварий, связанных с разгерметизацией первого контура в РУ СКД, для сравнения используем результаты анализов таких аварий на РУ с ВВЭР, для расчёта которых имеются проверенные коды [11].

Начнём анализ развития МПА на одноконтурной РУ SCWR [12]. Автор рассматривает начальный этап развития аварии с разрывом трубопровода на входной линии в реактор с тем, чтобы определить время ввода в работу САОЗ. Предполагается, что 5 секунд после начала аварии будет работать ГЦН на целой линии. Запорная арматура на паровых линиях закроется быстро. Через 4,5 с включается вспомогательный насос с расходом 15% от расхода ГЦН. За 5 с после начала аварии температура оболочки твэлов вырастет на 380С, за следующие 5 с - ещё на 100С, далее продолжает расти с меньшей скоростью. Давление в контуре падает ниже критического за 1-2 секунды после начала аварии. Рассмотрим протекание аналогичной аварии с разгерметизацией первого контура в РУ ВВЭР-1200. Сравнение протекания этих аварий даст возможность глубже понять сложность борьбы с авариями в РУ СКД и возможные пути борьбы с их последствиями. Такая авария рассматривалась, например, в [13]. Масса воды в первом контуре ВВЭР-1200 составляет примерно 200 т, внутренний диаметр трубопровода первого контура - 850 мм. При МПА давление на выходе из реактора через одну секунду падает примерно на 5 МПа. Первый контур при такой аварии обезвоживается практически через 10 секунд. Снижение давления в контуре носит сложный характер. Направление течения теплоносителя через активную зону неоднократно меняется, в какой-то момент возникает застой. Температура оболочек может вырасти до 850С. Чтобы избежать дальнейшего резкого роста температуры оболочек твэлов в первый контур начинает поступать вода из ГЕ приблизительно через 7 секунд после начала аварии.

Гидроёмкости подают воду в напорную и в верхнюю камеры смешения реактора с расходом 1600-1700 кг/с в первые 15 секунд, снижаясь до 600 кг/с к 190^й секунде. Поступление воды в активную зону сдерживается из-за противотока пара при кипении воды небольшого объёма, попадающего в активную зону. Весовой уровень воды в активной зоне почти 50 секунд не превосходит 0,2 м, после чего резко увеличивается. За этот период температура оболочек твэлов может вырасти на 400С.

Гидравлический диаметр каналов активной зоны для ВВЭР-1200 примерно 14 мм, гидравлический диаметр каналов SCWR 3,3 мм, подать воду в них будет сложнее, так как при одинаковых тепловых потоках количество пара, образующееся в канале SCWR на единицу проходного сечения, может быть в несколько раз больше чем в ВВЭР-1200, скорость пара на выходе из канала SCWR будет значительно выше, чем в ВВЭР-1200, что будет намного сильнее препятствовать попаданию воды в активную зону. Водяные каналы, улучшающие нейтронно-физические параметры активной зоны, приведут к тому, что в случае аварии будет очень сложно подать воду на охлаждение твэлов. Таким образом, можно сказать, что разработка системы охлаждения аварийного реактора SCWR представляет собой намного более сложную задачу, чем для реакторов докритического давления.

Проанализируем протекание МПА на двухконтурной РУ СКД на примере РУ ПСКД, [16]. Предположим, что произошел разрыв холодной нитки трубопровода диаметром 600 мм на участке между буферной ёмкостью и корпусом реактора. Давление в первом контуре падает ниже критического. РУ ПСКД охлаждается паром с температурой от 400 до 500С. Скорость роста температуры оболочек в первые секунды может достигать 300-400С/с, и при малом значении гидравлического диаметра, характерном для данной РУ, температура оболочек может достигнуть 2000С и выше. За это время вода из САОЗ не успеет попасть в активную зону. Даже позже поступление воды в активную зону будет незначительным из-за затеснённой решётки твэлов и выбросу воды в разрыв.

Задача недопущения разрушения активной зоны в авариях с разгерметизацией первого контура, как для одноконтурных, так и для двухконтурных петлевых РУ СКД, пока не решена ни в одном проекте.

Внимание к интегральным РУ было привлечено после аварии на Чернобыльской АЭС. Основным достоинством интегральных реакторов при докритическом давлении, является высокий уровень их безопасности. По различным оценкам уровень безопасности интегральных РУ по крайней мере на порядок выше, чем у петлевых. Обладая высоким уровнем безопасности, интегральные РУ значительно проигрывали традиционным в экономичности. Причина - относительно низкая единичная мощность (при докритическом давлении). Работы, проведённые в НИЦ «Курчатовский институт», показали, что можно значительно улучшить технико-экономические показатели интегральной РУ при переходе на давление теплоносителя выше критического. При этом электрическая мощность РУ может достигать 600-700 МВт при сегодняшней возможности создания корпусов реакторов, рассчитанных на сверхкритическое давление, диаметром до 5000 мм.

Технико-экономические показатели АЭС с реактором СКД

Наиболее привлекательным решением при переходе на СКД воды в РУ АЭС кажется создание одноконтурной установки с параметрами пара, достигнутыми на ТЭС. Однако для такой РУ потребуется решить ряд проблем, перечисленных выше. Для двухконтурных петлевых РУ СКД присущи все проблемы одноконтурных за исключением проблемы выноса активности в машзал. При этом КПД при одинаковом уровне температуры будет ниже КПД одноконтурных РУ, количество используемого оборудования - больше, расходы на собственные нужды - выше. Многие проблемы решаются для интегральной РУ СКД. Такие РУ характеризуются значительно меньшим количеством аварийных исходных событий, более высокой степенью самозащищённости и заметным сокращением капитальных затрат.

После выпуска технического предложения на РУ В-500 СКДИ были исследованы возможности улучшения технико-экономических характеристик интегральных РУ с учётом дополнительных требований к разрабатываемым РУ. Были рассмотрены РУ СКДИ, работающие в открытом топливном цикле и возможности для работы в замкнутом топливном цикле. Были рассмотрены РУ, как с тепловым, так и с быстрым спектром нейтронов, проведена оптимизация параметров пара второго контура в зависимости от параметров воды первого контура. Были разработаны парогенераторы, в наибольшей степени отвечающие требованиям к РУ СКДИ [14]. Для рассматриваемых РУ внешний диаметр корпуса принят равным 4960 мм, как максимально возможный в соответствии с рекомендациями ЦНИИКМ «Прометей».

Были рассмотрены реакторы:

- с быстро-резонансным спектром нейтронов, тесной решёткой твэлов, со стальными оболочками, электрической мощностью 600 МВт;

- с резонансно-тепловым спектром нейтронов, более широкой решёткой твэлов, с оболочками из циркониевого сплава, электрической мощностью 670 МВт, коэффициентом накопления топлива 0,83-0,85, со спектральным регулированием;

У первого типа РУ в конце кампании коэффициент реактивности по плотности принимает отрицательное значение, что неприемлемо с точки зрения безопасности. У второго типа РУ в течение всей кампании коэффициент реактивности по плотности положителен. При этом продолжительность кампании существенно больше, средняя глубина выгорания увеличена. Второй вариант РУ был выбран в качестве базового.

РУ В-670 СКДИ

На Рис. 9 представлена схема размещения оборудования РУ СКДИ-670.

Рис. 9 Схема размещения оборудования РУ СКДИ-670

Реакторная установка с оборудованием бетонной шахты, размещена в страховочном корпусе. Страховочный корпус выдерживает давление до 0,3 МПа, динамические нагрузки, возникающие при разуплотнении оборудования первого контура и сейсмических воздействиях. Страховочный корпус обеспечивает удержание расплава активной зоны в корпусе реактора за счёт охлаждения корпуса реактора при запроектных авариях (вероятность расплавления активной зоны менее 10^-8 1/реакторгод).

Реактор состоит из следующих основных частей: корпуса; верхнего блока; деталей главного разъема; внутрикорпусных устройств (БЗТ, корзина); активной зоны; привода СУЗ; встроенного парогенератора.

Корпус реактора - цилиндрический сосуд с двухрядным расположением патрубков и сферическим или эллиптическим днищем.

Зона патрубков состоит из двух рядов, в каждом из которых по 10 патрубков различных диаметров. Верхний ряд содержит 5 патрубков Dy200 для организации подвода питательной воды в 5 секций ПГ и 5 патрубков Dy120 для организации 5 сухих каналов для размещения блоков детектирования с малогабаритными камерами деления системы управления и защиты реактора и КИП.

Нижний ряд патрубков содержит 5 патрубков Dy350 для отвода пара из секции парогенератора, 2 патрубка Dy100 для подсоединения насосов высокого давления, патрубок Dy150 для подсоединения компенсатора давления, патрубок Dy150 для забора воды из реактора для впрыска в КД, а также подачи воды на спецводоочистку.

Активная зона реактора выполнена из неразборных бесчехловых топливных кассет, устанавливаемых цилиндрическими концевиками в гнёзда опорных стаканов днища. В качестве материала оболочек твэлов предлагается использовать усовершенствованный сплав на основе циркония.

Система аварийного охлаждения активной зоны включает две независимые системы: САОЗ I контура и САОЗ II контура. САОЗ I контура включает пассивную и активную части.

На данном этапе рассмотрены два аварийных сценария: полное обесточивание блока (обесточивание с отказом аварийных дизель-генераторов) и полное обесточивание, сопровождающееся разрывом трубопровода, связывающего реактор с компенсатором давления. Для моделирования поведения РУ 670-СКДИ в аварийных ситуациях используется код ВОЛГА [15]

Выполненные расчёты показали надёжное охлаждение активной зоны в обеих авариях

Можно отметить, ряд инновационных решений, используемых в РУ В-670 СКДИ. В первую очередь это относится к предложению НИЦ «Курчатовский институт» и ОАО «Атомэнергопроект» заменить традиционную защитную оболочку реактора ВВЭР на здание, рассчитанное только на внешнюю нагрузку, вплоть до падения лёгкого самолёта [16]. Связано это с тем, что существенно уменьшенный объём первого контура РУ В-670 СКДИ даёт возможность разместить реакторную установку в страховочном корпусе, объём которого на порядок меньше объёма контейнмента блока ВВЭР. Страховочный корпус локализует практически все выбросы активности в нормальных режимах и при авариях. Предполагаемые габариты реакторного здания при размещении в нём двух РУ: длина - 70 м, ширина - 30 м, высота - 35 м. Толщина железобетонных стен около 1,4 м.

Предлагается поместить корпус реактора и страховочный корпус в шахту, расположенную ниже уровня поверхности на глубину 20 - 25м. Диаметр шахты 10 м. Размещение реактора в подземной шахте должно улучшить безопасность АЭС. В этом случае, даже падение тяжёлого самолёта на реакторное здание сделает маловероятным повреждение корпуса реактора. Охлаждение корпуса при необходимости может быть осуществлено подачей воды из охлаждающих прудов за счёт разности уровней воды.

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.

Размещено на Allbest.ru