Водоохлаждаемые реакторы на сверхкритических параметрах для высокоманевренных АЭС будущего
А.
Л. СироткинаБиблиографическое описание статьи для цитирования:
Сироткина
А.
Л.,
Лощаков
И.
И. Водоохлаждаемые реакторы на сверхкритических параметрах для высокоманевренных АЭС будущего // Научно-методический электронный журнал «Концепт». –
2014. – Т. 20. – С.
3246–3250. – URL:
http://e-koncept.ru/2014/54913.htm.
Аннотация. В статье рассматривается возможность использования реакторных установок с водоохлаждаемыми реакторами на сверхкритических параметрах в маневренных режимах. Анализируются требования энергосистем, соответствие современных АЭС этим требованиям, тренды развития. Предлагается способ регулирования ВВЭР-СКД для покрытия суточного графика нагрузки.
Ключевые слова:
водоохлаждаемый реактор со сверхкритическими параметрами, ввэр-скд, маневренность, регулирование реакторных установок
Текст статьи
Сироткина Александра Львовна,студент 6 курса кафедры "Атомная и тепловая энергетика" ФГБОУ ВПО "СанктПетербургский государственный политехнический университет", г. СанктПетербургsashulena991@inbox.ruЛощаков Игорь Иванович,Доктор физикоматематическихнаук, профессор кафедры "Атомная и тепловая энергетика" ФГБОУ ВПО "СанктПетербургский государственный политехнический университет", г. СанктПетербургloshchakov@mail.ru
Водоохлаждаемые реакторы на сверхкритических параметрах для высокоманевренных АЭС будущего
Аннотация. В статье рассматривается возможность использования реакторных установок с водоохлаждаемыми реакторами на сверхкритических параметрах в маневренных режимах. Анализируются требования энергосистем, соответствие современных АЭС этим требованиям, тренды развития. Предлагается способ регулирования ВВЭРСКД для покрытия суточного графика нагрузки. Ключевые слова: водоохлаждаемый реактор со сверхкритическими параметрами,ВВЭРСКД,маневренность, регулирование реакторных установок
Энергетическая система (энергосистема) совокупность генерирующих мощностей (электростанций, либо источников тепла котельных) и тепловых и/или электрических сетей (распределительная система), объединенных общим режимом производства, распространения и потребления энергии и общим управлением. На сегодняшний день в нашей стране существует, по данным Системного оператора Единой Энергетической системы (СО ЕЭС России) 69 энергосистем, образующих 7 объединенных ЭС: Востока, Сибири, Урала, Средней Волги, Юга, Центра и СевероЗапада [1].Структурный состав разнится для каждой из перечисленных ОЭС; в целом по ЕЭС России по состоянию на 2013 год ситуация следующая (рис.1):
Рис.1. Структура мощностей ЕЭС России (по данным [1])
Для различных ОЭС потребление и генерация могут существенно различаться. Так, например, в ОЭС СевероЗапада генерация существенно превышает потребление (рис.2а) электроэнергия идет в другие регионы и на экспорт. Для данной энергосистемы некритично следование графика генерации за графиком потребления, что хорошо иллюстрируется рис.2а. Для ОЭС Сибири ситуация противоположная генерация здесь меньше, чем потребление (рис.2б); ОЭС является дотационной. Здесь график генерации повторяет по форме график потребления.а)б)Рис.2. Суточный график генерации и потребления для ОЭС СевероЗапада (а) и Сибири (б)по данным [1]
Традиционно считается, что АЭС должны работать в базовой части графика нагрузок, т.е. с постоянной мощностью. Однако в последнее время все чаще поднимается вопрос об участии АЭС в покрытии переменной части графика, регулировании частоты сети (см., например, Стандарт [2], который обязывает АЭС быть готовыми к изменению мощности при общем первичном регулировании частоты сети ОПРЧ от 2 до 8% Nном). Причины:
тенденция к повышению доли АЭС в балансе энергосистем по некоторым прогнозам, до 50% к 2050 году [3];
увеличение неравномерности графика электрических нагрузок, особенно в Европейской части России, что связано с закрытием либо переходом на односменную работу мощных промышленных производств;
значительный износ основных генерирующих мощностей тепловой энергетики на органическом топливе, ограничения по готовности старых автоматических систем регулирования (АСР) котлотурбинных агрегатов ТЭС для работы в режиме регулирования мощности по заданию оператора и при знакопеременных возмущающих воздействиях [4].Современные российские АЭС, как правило, только частично могут удовлетворить требования энергосистемы в части маневренных свойств. Блоками с реакторами типа ВВЭР частично обеспечивается покрытие требуемого диапазона нагрузок, обосновано участие в первичном регулировании частоты сети. Однако частичное снижение нагрузки на ночь и останов на выходные дни не предусматривается, т.е. режим работы энергоблока базовый.Реакторы типа РБМК принципиально могут обеспечить половину требуемого диапазона нагрузок; однако снижение мощности в них должно быть очень плавным, работа на низких уровнях мощности запрещена.Реакторы БН принципиально обеспечивают практически полностью требуемый диапазон нагрузок,могут быть остановлены на выходные (отсутствие отравления); однако работают в базовом режиме для обеспечения надежности оборудования.Очевидно, к моменту сооружения блоков поколения IV(2030е гг) требования по маневренности АЭС станут более жесткими. Поэтому уже сейчас при разработке инновационных реакторных технологий необходимо закладывать в них технические решения и алгоритмы работы, обеспечивающие при высочайшей надежности и безопасности также высокие маневренные свойства.Один из перспективных проектов поколения IV
водоохлаждаемый реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя (ВВЭРСКД). В России реакторы типа ВВЭР прошли большой эволюционный путь первый блок мощностью 210 МВт был запущен на Нововоронежской АЭС в 1964 году; к 2009 году насчитывалось уже почти 1100 реакторолет эксплуатации [5].Технология ВВЭР высоконадежная, отработанная. Однако конкурентоспособность таких установок существенно снижает невысокий к.п.д. (для ВВЭР1000 около 33%, ВВЭР1200 3435%). Это обусловлено ограничениями по температуре теплоносителя на выходе, связанными с запасом до температуры насыщения. Переход к сверхкритическим параметрам в 1 контуре ключевой путь развития технологии ВВЭР. Повышение давления теплоносителя до 23.5 25.0 МПа, температуры на выходе из реактора до 380 540 °С (в канадских проектах до 625 °С) позволит:
значительно увеличить термодинамическую эффективность энергоблока. По нашим оценкам, к.п.д. в двухконтурной установке при относительно невысоких параметрах теплоносителя в 1контуре составит около 41% (что хорошо согласуется с результатами исследования [6]). В статье [7]рассматриваются различные варианты одноконтурных СКДустановок: для них к.п.д. составит 4445% (в канадских проектах до 48% за счет повышенных параметров пара);
обеспечить отсутствие пережога твэлов за счет достижения критического теплового потока [8];
благодаря резкому изменению плотности при переходе через точку "псевдофазового" перехода (определяемую по максимуму теплоемкости)осуществлять регулирование реактора изменением спектра нейтронов. Также большой прирост энтальпии теплоносителя при прохождении через активную зону позволяет при сравнимой тепловой мощности реактора иметь гораздо меньший расход, экономить на потребной мощности ГЦН.В качестве объекта исследования нами была выбрана установка с относительно невысокими параметрами (табл.1):Таблица 1Основные параметры рассматриваемой установки
ПараметрЗначениеТип реактораВодоводяной под давлениемСпектрТепловойТепловая мощность, МВт1280Рабочее давление, МПа23,5Температура на входе, начало/конец кампании, °С365/345Температура на выходе, начало/конец кампании, °С381/379Тип топливаДиоксид урана UO2Обогащение по 235U, %2,0; 3,0; 4,4
Причины выборапараметров установкиследующие:
тепловой спектр реактора не предполагает его использование в качестве бридера (наработчика вторичного ядерного горючего), которое наиболее эффективно при работе на максимальной мощности;
средняя мощность (1280 МВттепл., около 500 МВтэл.) обусловлена требованиям к технологичности основного оборудования реакторной установки (РУ). Нами показано [9], что при выбранных параметрах теплоносителя и мощности изготовление РУ достижимо с использованием современной российской промышленной базы;
докритическиепараметры "свежего" пара второго контура (плюс наличие небольшого перегрева пара)обеспечивают большую пригодность оборудования турбоустановки для работы в переменных режимах мощности.Активная зона реактора имеет объем 12.8 м3и набрана из 85 однотипных шестигранных ТВС. Для выравнивания поля энерговыделения по радиусу предпринято профилирование по обогащению выделены 3 зоны: центральная зона (17 ТВС) обогащение 2%, средняя зона (38 ТВС) обогащение 3%, периферийная зона (30 ТВС) обогащение 4.4%. Тип ТВС принят согласно наиболее распространенному в открытых источниках варианту.Для обеспечения эффективного замедления по всей высоте активной зоны в конструкции ТВС предусмотрены т.н. "водяные элементы" полые трубки круглого и шестигранного сечения, заполненные водой (температура воды в них принимается равной температуре теплоносителя на входе в реактор). Расчетнаясхема ТВС изображена на рис.3:
Рис.3. Расчетная схема ТВС
В качестве конструкционного материала оболочек твэлов и элементов ТВС принятасталь ЭП172.В рамках ответа на вопрос о возможности использования ВВЭРСКД для покрытия суточного графика нагрузокв данном исследовании нами ставятся следующие задачи:
провести анализ характеристик РУ (нейтроннофизических и теплогидравлических) в номинальном режиме работы. Выбрать программу регулирования, рассчитать динамические параметры (коэффициенты реактивности);
составить математическую модель внутриреакторных процессов, исследовать на модели изменение параметров при работе по переменному графику.Для анализа характеристик РУ в номинальном режиме работы был проведен связанный итерационный нейтроннофизический и теплогидравлический расчет по следующему алгоритму (рис.4):
Рис.4. Алгоритм расчета для анализа характеристик РУ в номинальном режиме
Нейтроннофизический расчет проводился в 26групповом приближении диффузионновозрастной теории. Теплогидравлический расчет проводился по методике, изложенной в пособии [10]. Коэффициент теплоотдачи при сверхкритических параметрах вычислялся по рекомендациям справочника [11].Предварительно используемая методика была проверена на вычислении характеристик реактора ВВЭР1000 (проект В320, серийный)и показала точность около 0.4% (относительная ошибка). Результаты нейтроннофизического расчета:
запас реактивности в начале кампании при перепаде температур 365/381 °С равен 0.11. При изменении перепада температур до 345/379 °С появляется дополнительный запас реактивности, равный 0.085. Таким образом, учитывая использование спектрального регулирования для медленно протекающих процессов (выгорание топлива, отравление), общий запас реактивности на кампанию 0.195, что сопоставимо с запасом реактивности ВВЭР1000 в "горячем состоянии";
профилирование обогащения по радиусу активной зоны позволило иметь относительно невысокий коэффициент неравномерности по радиусу (kr= 1.57). Однако был получен большой коэффициент неравномерности по высоте (1.78), что обусловлено, повидимому, резким изменением плотности теплоносителя / замедлителя;
превалирующим эффектом реактивности является эффект реактивности по температуре теплоносителя, равный 7.73∙103, что на 12 порядка больше, чем для докритического теплоносителя;
на долю чистого замедлителя в т.н. "водяных элементах" приходится 86.1% взаимодействий с нейтронами, преимущественно, замедления.Результаты теплогидравлического расчета:
имеется резкий пик в значении коэффициента теплоотдачи примерно в середине активной зоны (см. рис.5), что обусловлено, повидимому, резким изменением свойств теплоносителя при переходе через точку псевдофазового перехода. Это предположение подтверждается тем, что значение коэффициента теплоотдачи для наиболее нагруженного твэла (красная пунктирная линия на рис. 5) пик наступает раньше, чем для твэла в расчете на среднюю нагрузку (синяя сплошная линия):
Рис.5. Распределение коэффициента теплоотдачи по высоте активной зоны, кВт/(м2К)
максимальное значение температуры оболочки твэла (сталь ЭП172) составляет 454 °С, что допустимо для этого материала. Распределение температуры оболочки твэла по высоте также имеет неравномерный характер, что обусловлено совместным влиянием распределения коэффициента теплоотдачи и энерговыделения по высоте активной зоны;
максимальное значение температуры топливного сердечника в центре составляет 1150 °С, что значительно меньше температуры плавления диоксида урана.Для построения статических характеристик при различных программах регулирования РУ использовались фундаментальные уравнения закона сохранения энергии, уравнения теплопередачи, эмпирические соотношения для коэффициента теплоотдачи. Анализировались варианты с постоянным и переменным расходом теплоносителя, постоянной средней температурой теплоносителя и давлением "свежего" пара второго контура. В итоге был выбран вариант с переменным расходом теплоносителя и постоянной средней температурой. Статическая характеристика РУ представлена на рис.6:
Рис.6. Статическая характеристика (программа G= var, Tср= const)
Преимущества выбранной программы:
постоянство температурного режима в активной зоне, что позволит избежать лишних температурных напряжений в ответственных узлах и элементах реактора, в особенности в твэлах;
относительно невысокое возрастание давления "свежего" пара второго контура при уменьшении мощности.Основным недостатком является необходимость включения в цепь АСР дополнительных элементов, отвечающих за регулирование частоты вращения насосов.Дальнейший этап работы касался динамических процессов, происходящих в реакторе при изменении мощности. Первым шагом на данном этапе было составление математической модели внутриреакторных процессов. При составлении математической модели были приняты следующие допущения:1. При описании нейтроннофизических процессов
уравнения кинетики записаны в точечном приближении (пренебрежение пространственным распределением потоканейтронов в реакторе);
учитывается только одна группа запаздывающих нейтронов;
из эффектов реактивности учитывается только температурный /плотностной/ эффект по температуре теплоносителя как наиболее превалирующий в случае реактора на сверхкритическойводе.Первые два допущения позволяют упростить процесс расчетов при допустимой точности результатов (в случае ρ < β, что характерно для ввода реактивности при изменении оператором мощности установки) [12].2. При описании теплогидравлических процессов
пренебрегаем запаздыванием изменения мощности при изменении потока нейтронов считаем, что удельное энерговыделение qvизменяется синхронно с плотностью нейтронов nи пропорционально ей;
пренебрегаем изменением температуры топливного сердечника, оболочкитвэлов по угловой координате φ, изменением теплопроводности диоксида урана при изменении температуры.Для реакторной установки не предполагается быстрого изменения мощности, поэтому первое допущение внесет лишь небольшую погрешность в переходный процесс. Второе допущение принято в связи с тем, что мощность изменяется незначительно (10÷25%), следовательно, температура изменится также незначительно и изменение теплопроводности не будет существенным. 3. При описании системы автоматического регулирования (АСР)
пренебрегаем инерционностью элементов (датчиков, регуляторов), а также зоной нечувствительности;
для регуляторов выбран пропорциональноинтегральный тип.Данные допущения являются распространенными при анализе работы систем автоматического регулирования, поэтому не привнесут существенной погрешности в результаты.Исследовались два варианта изменения мощности установки: ступенчато на 10% и ступенчато на 25%. По результатам анализа получившихся данных можно сделать выводы:
при изменении мощности на 10% отклонение средней температуры от своего стационарного значения порядка 1 °С (пренебрежимо мало). При изменении мощности на 25% это значение уже порядка 5 °С;
наибольшее беспокойство вызывает кратковременное повышение давления "свежего" пара второгоконтура, которое при снижении мощности до 25% составляет максимально около 110%Р2ном. Необходима дальнейшая проверка прочности парогенератора при таких условиях;
пик отравления Хе приблизительно одинаков для обоих случаев и составляет около 0.041÷0.044,наступает примерно через 5 часов после снижения мощности.В целом по результатам исследования выявлены следующие ограничения по использованию ВВЭРСКД в переменных режимах:
отравление. Как было показано в п. 3.2, пик отравления наступает примерно через 5 часов после снижения мощности. При наличии достаточного оперативного запаса реактивности поднятие мощности можно совершить в произвольное время после снижения; однако в конце кампании это может быть затруднительно, и поднятие мощности можно будет совершить через 810 часов после снижения;
циклическая прочность. Оценка показала, что реакторная установка при использовании выбранной программы регулирования позволяет работать по графику 100%75%100%Nном(с прохождением ночного провала на уровне 75%Nном) в течение не менее 200 циклов в год с обеспечением достаточного запаса по циклической прочности.
Ссылки на источники:1. Системный оператор ЕЭС России. Единая Энергетическая Система России URL: http://soups.ru/index.php?id=ees.2. СТО 59012820.27.120.20.0042013. Нормы участия энергоблоков атомных электростанций в нормированном первичном регулировании частоты сети // Приложение 1 к приказу ОАО "СО ЕЭС" от 19.08.2013 №314. М.: СО ЕЭС, 2013.3. Viktor M. Murogov. Nuclear technology: history, state and technical challenges of nuclear power development (course lectures). Obninsk: MEPhI, 2012. 124 pages.4. Фотин Л.П. К определению научнотехнических проблем и программных задач повышения эффективности регулирования частоты и мощности в ЕЭС России в условиях конкурентного рынка // Электрические станции, 2002, №4. с. 2033.5. Никитенко М.П. Технология ВВЭР. Состояние. Проблемы. Задачи / доклад на IIIМеждународной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация». –М., 2009.6. Тепловая схема энергоблока АЭС с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления / В.А. Силин, В.М. Зорин, А.М. Тагиров и др. // Теплоэнергетика, вып.№12, 2010.7. Абдулкадыров В.М., Богословская Г.П., Грабежная В.А. Термодинамические циклы АЭС, работающих на сверхкритических параметрах воды // Ядерная энергетика. Известия вузов, вып. №4, 2012. –с. 8591.8. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. Теплообмен в трубах и пучках стержней при течении воды сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т.96. Вып.59. Сироткина А.Л., Лощаков И.И. Исследование технологичности основного оборудования реакторной установки со сверхкритическими параметрами теплоносителя // XLI Неделя науки СПбГПУ: материалы научнопрактической конференции с международным участием. Ч.III. СПб:Издво Политехн. унта, 2012. с. 112113.10. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. –М.: Энергоатомиздат, 1990. –352 с.11. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Том 1. Теплогидравлические процессы в ЯЭУ / П.Л. Кириллов, В.П. Бобков, А.В. Жуков, Ю.С. Юрьев–М.: ИздАт, 2010. –776 с.12. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов: учеб. пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1986. 272 с.
SirotkinaAleksandraL.,6year student of department "Nuclear and Thermal Energy Engineering", SaintPetersburg State Polytechnical University, SaintPetersburgsashulena991@inbox.ruLoshchakovIgorI.,Ph.D., professor of department "Nuclear and Thermal Energy Engineering", SaintPetersburg State Polytechnical University, SaintPetersburgloshchakov@mail.ruSupercritical Watercooled Reactors for future Nuclear Power PlantsAbstract. In this article we research opportunity of using reactor units with supercritical watercooled reactors in the variable part of electricity consumption.Energy systems requirements, features of modern NPPs and trends are investigated. Also we suggest operating way for SCWR for using in the variable part of electricity consumption. Keywords: supercritical watercooled reactors, SCWR, maneuverability, reactor units regulation
Водоохлаждаемые реакторы на сверхкритических параметрах для высокоманевренных АЭС будущего
Аннотация. В статье рассматривается возможность использования реакторных установок с водоохлаждаемыми реакторами на сверхкритических параметрах в маневренных режимах. Анализируются требования энергосистем, соответствие современных АЭС этим требованиям, тренды развития. Предлагается способ регулирования ВВЭРСКД для покрытия суточного графика нагрузки. Ключевые слова: водоохлаждаемый реактор со сверхкритическими параметрами,ВВЭРСКД,маневренность, регулирование реакторных установок
Энергетическая система (энергосистема) совокупность генерирующих мощностей (электростанций, либо источников тепла котельных) и тепловых и/или электрических сетей (распределительная система), объединенных общим режимом производства, распространения и потребления энергии и общим управлением. На сегодняшний день в нашей стране существует, по данным Системного оператора Единой Энергетической системы (СО ЕЭС России) 69 энергосистем, образующих 7 объединенных ЭС: Востока, Сибири, Урала, Средней Волги, Юга, Центра и СевероЗапада [1].Структурный состав разнится для каждой из перечисленных ОЭС; в целом по ЕЭС России по состоянию на 2013 год ситуация следующая (рис.1):
Рис.1. Структура мощностей ЕЭС России (по данным [1])
Для различных ОЭС потребление и генерация могут существенно различаться. Так, например, в ОЭС СевероЗапада генерация существенно превышает потребление (рис.2а) электроэнергия идет в другие регионы и на экспорт. Для данной энергосистемы некритично следование графика генерации за графиком потребления, что хорошо иллюстрируется рис.2а. Для ОЭС Сибири ситуация противоположная генерация здесь меньше, чем потребление (рис.2б); ОЭС является дотационной. Здесь график генерации повторяет по форме график потребления.а)б)Рис.2. Суточный график генерации и потребления для ОЭС СевероЗапада (а) и Сибири (б)по данным [1]
Традиционно считается, что АЭС должны работать в базовой части графика нагрузок, т.е. с постоянной мощностью. Однако в последнее время все чаще поднимается вопрос об участии АЭС в покрытии переменной части графика, регулировании частоты сети (см., например, Стандарт [2], который обязывает АЭС быть готовыми к изменению мощности при общем первичном регулировании частоты сети ОПРЧ от 2 до 8% Nном). Причины:
тенденция к повышению доли АЭС в балансе энергосистем по некоторым прогнозам, до 50% к 2050 году [3];
увеличение неравномерности графика электрических нагрузок, особенно в Европейской части России, что связано с закрытием либо переходом на односменную работу мощных промышленных производств;
значительный износ основных генерирующих мощностей тепловой энергетики на органическом топливе, ограничения по готовности старых автоматических систем регулирования (АСР) котлотурбинных агрегатов ТЭС для работы в режиме регулирования мощности по заданию оператора и при знакопеременных возмущающих воздействиях [4].Современные российские АЭС, как правило, только частично могут удовлетворить требования энергосистемы в части маневренных свойств. Блоками с реакторами типа ВВЭР частично обеспечивается покрытие требуемого диапазона нагрузок, обосновано участие в первичном регулировании частоты сети. Однако частичное снижение нагрузки на ночь и останов на выходные дни не предусматривается, т.е. режим работы энергоблока базовый.Реакторы типа РБМК принципиально могут обеспечить половину требуемого диапазона нагрузок; однако снижение мощности в них должно быть очень плавным, работа на низких уровнях мощности запрещена.Реакторы БН принципиально обеспечивают практически полностью требуемый диапазон нагрузок,могут быть остановлены на выходные (отсутствие отравления); однако работают в базовом режиме для обеспечения надежности оборудования.Очевидно, к моменту сооружения блоков поколения IV(2030е гг) требования по маневренности АЭС станут более жесткими. Поэтому уже сейчас при разработке инновационных реакторных технологий необходимо закладывать в них технические решения и алгоритмы работы, обеспечивающие при высочайшей надежности и безопасности также высокие маневренные свойства.Один из перспективных проектов поколения IV
водоохлаждаемый реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя (ВВЭРСКД). В России реакторы типа ВВЭР прошли большой эволюционный путь первый блок мощностью 210 МВт был запущен на Нововоронежской АЭС в 1964 году; к 2009 году насчитывалось уже почти 1100 реакторолет эксплуатации [5].Технология ВВЭР высоконадежная, отработанная. Однако конкурентоспособность таких установок существенно снижает невысокий к.п.д. (для ВВЭР1000 около 33%, ВВЭР1200 3435%). Это обусловлено ограничениями по температуре теплоносителя на выходе, связанными с запасом до температуры насыщения. Переход к сверхкритическим параметрам в 1 контуре ключевой путь развития технологии ВВЭР. Повышение давления теплоносителя до 23.5 25.0 МПа, температуры на выходе из реактора до 380 540 °С (в канадских проектах до 625 °С) позволит:
значительно увеличить термодинамическую эффективность энергоблока. По нашим оценкам, к.п.д. в двухконтурной установке при относительно невысоких параметрах теплоносителя в 1контуре составит около 41% (что хорошо согласуется с результатами исследования [6]). В статье [7]рассматриваются различные варианты одноконтурных СКДустановок: для них к.п.д. составит 4445% (в канадских проектах до 48% за счет повышенных параметров пара);
обеспечить отсутствие пережога твэлов за счет достижения критического теплового потока [8];
благодаря резкому изменению плотности при переходе через точку "псевдофазового" перехода (определяемую по максимуму теплоемкости)осуществлять регулирование реактора изменением спектра нейтронов. Также большой прирост энтальпии теплоносителя при прохождении через активную зону позволяет при сравнимой тепловой мощности реактора иметь гораздо меньший расход, экономить на потребной мощности ГЦН.В качестве объекта исследования нами была выбрана установка с относительно невысокими параметрами (табл.1):Таблица 1Основные параметры рассматриваемой установки
ПараметрЗначениеТип реактораВодоводяной под давлениемСпектрТепловойТепловая мощность, МВт1280Рабочее давление, МПа23,5Температура на входе, начало/конец кампании, °С365/345Температура на выходе, начало/конец кампании, °С381/379Тип топливаДиоксид урана UO2Обогащение по 235U, %2,0; 3,0; 4,4
Причины выборапараметров установкиследующие:
тепловой спектр реактора не предполагает его использование в качестве бридера (наработчика вторичного ядерного горючего), которое наиболее эффективно при работе на максимальной мощности;
средняя мощность (1280 МВттепл., около 500 МВтэл.) обусловлена требованиям к технологичности основного оборудования реакторной установки (РУ). Нами показано [9], что при выбранных параметрах теплоносителя и мощности изготовление РУ достижимо с использованием современной российской промышленной базы;
докритическиепараметры "свежего" пара второго контура (плюс наличие небольшого перегрева пара)обеспечивают большую пригодность оборудования турбоустановки для работы в переменных режимах мощности.Активная зона реактора имеет объем 12.8 м3и набрана из 85 однотипных шестигранных ТВС. Для выравнивания поля энерговыделения по радиусу предпринято профилирование по обогащению выделены 3 зоны: центральная зона (17 ТВС) обогащение 2%, средняя зона (38 ТВС) обогащение 3%, периферийная зона (30 ТВС) обогащение 4.4%. Тип ТВС принят согласно наиболее распространенному в открытых источниках варианту.Для обеспечения эффективного замедления по всей высоте активной зоны в конструкции ТВС предусмотрены т.н. "водяные элементы" полые трубки круглого и шестигранного сечения, заполненные водой (температура воды в них принимается равной температуре теплоносителя на входе в реактор). Расчетнаясхема ТВС изображена на рис.3:
Рис.3. Расчетная схема ТВС
В качестве конструкционного материала оболочек твэлов и элементов ТВС принятасталь ЭП172.В рамках ответа на вопрос о возможности использования ВВЭРСКД для покрытия суточного графика нагрузокв данном исследовании нами ставятся следующие задачи:
провести анализ характеристик РУ (нейтроннофизических и теплогидравлических) в номинальном режиме работы. Выбрать программу регулирования, рассчитать динамические параметры (коэффициенты реактивности);
составить математическую модель внутриреакторных процессов, исследовать на модели изменение параметров при работе по переменному графику.Для анализа характеристик РУ в номинальном режиме работы был проведен связанный итерационный нейтроннофизический и теплогидравлический расчет по следующему алгоритму (рис.4):
Рис.4. Алгоритм расчета для анализа характеристик РУ в номинальном режиме
Нейтроннофизический расчет проводился в 26групповом приближении диффузионновозрастной теории. Теплогидравлический расчет проводился по методике, изложенной в пособии [10]. Коэффициент теплоотдачи при сверхкритических параметрах вычислялся по рекомендациям справочника [11].Предварительно используемая методика была проверена на вычислении характеристик реактора ВВЭР1000 (проект В320, серийный)и показала точность около 0.4% (относительная ошибка). Результаты нейтроннофизического расчета:
запас реактивности в начале кампании при перепаде температур 365/381 °С равен 0.11. При изменении перепада температур до 345/379 °С появляется дополнительный запас реактивности, равный 0.085. Таким образом, учитывая использование спектрального регулирования для медленно протекающих процессов (выгорание топлива, отравление), общий запас реактивности на кампанию 0.195, что сопоставимо с запасом реактивности ВВЭР1000 в "горячем состоянии";
профилирование обогащения по радиусу активной зоны позволило иметь относительно невысокий коэффициент неравномерности по радиусу (kr= 1.57). Однако был получен большой коэффициент неравномерности по высоте (1.78), что обусловлено, повидимому, резким изменением плотности теплоносителя / замедлителя;
превалирующим эффектом реактивности является эффект реактивности по температуре теплоносителя, равный 7.73∙103, что на 12 порядка больше, чем для докритического теплоносителя;
на долю чистого замедлителя в т.н. "водяных элементах" приходится 86.1% взаимодействий с нейтронами, преимущественно, замедления.Результаты теплогидравлического расчета:
имеется резкий пик в значении коэффициента теплоотдачи примерно в середине активной зоны (см. рис.5), что обусловлено, повидимому, резким изменением свойств теплоносителя при переходе через точку псевдофазового перехода. Это предположение подтверждается тем, что значение коэффициента теплоотдачи для наиболее нагруженного твэла (красная пунктирная линия на рис. 5) пик наступает раньше, чем для твэла в расчете на среднюю нагрузку (синяя сплошная линия):
Рис.5. Распределение коэффициента теплоотдачи по высоте активной зоны, кВт/(м2К)
максимальное значение температуры оболочки твэла (сталь ЭП172) составляет 454 °С, что допустимо для этого материала. Распределение температуры оболочки твэла по высоте также имеет неравномерный характер, что обусловлено совместным влиянием распределения коэффициента теплоотдачи и энерговыделения по высоте активной зоны;
максимальное значение температуры топливного сердечника в центре составляет 1150 °С, что значительно меньше температуры плавления диоксида урана.Для построения статических характеристик при различных программах регулирования РУ использовались фундаментальные уравнения закона сохранения энергии, уравнения теплопередачи, эмпирические соотношения для коэффициента теплоотдачи. Анализировались варианты с постоянным и переменным расходом теплоносителя, постоянной средней температурой теплоносителя и давлением "свежего" пара второго контура. В итоге был выбран вариант с переменным расходом теплоносителя и постоянной средней температурой. Статическая характеристика РУ представлена на рис.6:
Рис.6. Статическая характеристика (программа G= var, Tср= const)
Преимущества выбранной программы:
постоянство температурного режима в активной зоне, что позволит избежать лишних температурных напряжений в ответственных узлах и элементах реактора, в особенности в твэлах;
относительно невысокое возрастание давления "свежего" пара второго контура при уменьшении мощности.Основным недостатком является необходимость включения в цепь АСР дополнительных элементов, отвечающих за регулирование частоты вращения насосов.Дальнейший этап работы касался динамических процессов, происходящих в реакторе при изменении мощности. Первым шагом на данном этапе было составление математической модели внутриреакторных процессов. При составлении математической модели были приняты следующие допущения:1. При описании нейтроннофизических процессов
уравнения кинетики записаны в точечном приближении (пренебрежение пространственным распределением потоканейтронов в реакторе);
учитывается только одна группа запаздывающих нейтронов;
из эффектов реактивности учитывается только температурный /плотностной/ эффект по температуре теплоносителя как наиболее превалирующий в случае реактора на сверхкритическойводе.Первые два допущения позволяют упростить процесс расчетов при допустимой точности результатов (в случае ρ < β, что характерно для ввода реактивности при изменении оператором мощности установки) [12].2. При описании теплогидравлических процессов
пренебрегаем запаздыванием изменения мощности при изменении потока нейтронов считаем, что удельное энерговыделение qvизменяется синхронно с плотностью нейтронов nи пропорционально ей;
пренебрегаем изменением температуры топливного сердечника, оболочкитвэлов по угловой координате φ, изменением теплопроводности диоксида урана при изменении температуры.Для реакторной установки не предполагается быстрого изменения мощности, поэтому первое допущение внесет лишь небольшую погрешность в переходный процесс. Второе допущение принято в связи с тем, что мощность изменяется незначительно (10÷25%), следовательно, температура изменится также незначительно и изменение теплопроводности не будет существенным. 3. При описании системы автоматического регулирования (АСР)
пренебрегаем инерционностью элементов (датчиков, регуляторов), а также зоной нечувствительности;
для регуляторов выбран пропорциональноинтегральный тип.Данные допущения являются распространенными при анализе работы систем автоматического регулирования, поэтому не привнесут существенной погрешности в результаты.Исследовались два варианта изменения мощности установки: ступенчато на 10% и ступенчато на 25%. По результатам анализа получившихся данных можно сделать выводы:
при изменении мощности на 10% отклонение средней температуры от своего стационарного значения порядка 1 °С (пренебрежимо мало). При изменении мощности на 25% это значение уже порядка 5 °С;
наибольшее беспокойство вызывает кратковременное повышение давления "свежего" пара второгоконтура, которое при снижении мощности до 25% составляет максимально около 110%Р2ном. Необходима дальнейшая проверка прочности парогенератора при таких условиях;
пик отравления Хе приблизительно одинаков для обоих случаев и составляет около 0.041÷0.044,наступает примерно через 5 часов после снижения мощности.В целом по результатам исследования выявлены следующие ограничения по использованию ВВЭРСКД в переменных режимах:
отравление. Как было показано в п. 3.2, пик отравления наступает примерно через 5 часов после снижения мощности. При наличии достаточного оперативного запаса реактивности поднятие мощности можно совершить в произвольное время после снижения; однако в конце кампании это может быть затруднительно, и поднятие мощности можно будет совершить через 810 часов после снижения;
циклическая прочность. Оценка показала, что реакторная установка при использовании выбранной программы регулирования позволяет работать по графику 100%75%100%Nном(с прохождением ночного провала на уровне 75%Nном) в течение не менее 200 циклов в год с обеспечением достаточного запаса по циклической прочности.
Ссылки на источники:1. Системный оператор ЕЭС России. Единая Энергетическая Система России URL: http://soups.ru/index.php?id=ees.2. СТО 59012820.27.120.20.0042013. Нормы участия энергоблоков атомных электростанций в нормированном первичном регулировании частоты сети // Приложение 1 к приказу ОАО "СО ЕЭС" от 19.08.2013 №314. М.: СО ЕЭС, 2013.3. Viktor M. Murogov. Nuclear technology: history, state and technical challenges of nuclear power development (course lectures). Obninsk: MEPhI, 2012. 124 pages.4. Фотин Л.П. К определению научнотехнических проблем и программных задач повышения эффективности регулирования частоты и мощности в ЕЭС России в условиях конкурентного рынка // Электрические станции, 2002, №4. с. 2033.5. Никитенко М.П. Технология ВВЭР. Состояние. Проблемы. Задачи / доклад на IIIМеждународной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация». –М., 2009.6. Тепловая схема энергоблока АЭС с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления / В.А. Силин, В.М. Зорин, А.М. Тагиров и др. // Теплоэнергетика, вып.№12, 2010.7. Абдулкадыров В.М., Богословская Г.П., Грабежная В.А. Термодинамические циклы АЭС, работающих на сверхкритических параметрах воды // Ядерная энергетика. Известия вузов, вып. №4, 2012. –с. 8591.8. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. Теплообмен в трубах и пучках стержней при течении воды сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т.96. Вып.59. Сироткина А.Л., Лощаков И.И. Исследование технологичности основного оборудования реакторной установки со сверхкритическими параметрами теплоносителя // XLI Неделя науки СПбГПУ: материалы научнопрактической конференции с международным участием. Ч.III. СПб:Издво Политехн. унта, 2012. с. 112113.10. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. –М.: Энергоатомиздат, 1990. –352 с.11. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Том 1. Теплогидравлические процессы в ЯЭУ / П.Л. Кириллов, В.П. Бобков, А.В. Жуков, Ю.С. Юрьев–М.: ИздАт, 2010. –776 с.12. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов: учеб. пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1986. 272 с.
SirotkinaAleksandraL.,6year student of department "Nuclear and Thermal Energy Engineering", SaintPetersburg State Polytechnical University, SaintPetersburgsashulena991@inbox.ruLoshchakovIgorI.,Ph.D., professor of department "Nuclear and Thermal Energy Engineering", SaintPetersburg State Polytechnical University, SaintPetersburgloshchakov@mail.ruSupercritical Watercooled Reactors for future Nuclear Power PlantsAbstract. In this article we research opportunity of using reactor units with supercritical watercooled reactors in the variable part of electricity consumption.Energy systems requirements, features of modern NPPs and trends are investigated. Also we suggest operating way for SCWR for using in the variable part of electricity consumption. Keywords: supercritical watercooled reactors, SCWR, maneuverability, reactor units regulation
