Результаты расчетов представлены в таблице 2. Расчеты показали, что, несмотря на то, что тепловая схема ВВЭР-СКД требует большего количества пароперегревателей по сравнению со стандартной двухконтурной схемой ВВЭР, отсутствие парогенератора позволяет уменьшить металлоемкость АЭС такого типа.

Следует отметить, что вес парогенератора для реактора ВВЭР-1000 составляет 1290 тонн, для реактора ВВЭР-1500 – 2820 тонн, соответственно. Вес сухого аппарата СПП1000 – 128 тонн.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Входе данного исследования были выполнены следующие работы:

1.Проведен поиск, а затем обзор отечественной и зарубежной литературы по развитию концепций реакторов сверхкритического давления. Определены параметры тепловой схемы, необходимые для проведения расчета мощности и поверхности сепараторапароперегревателя.

2.Проведен обзор отечественного и зарубежного теплообменного оборудования. В качестве элементов тепловой схемы выбраны турбоустановка К-800-240-5 и сепараторпароперегреватель СПП-1000. Определены конструкционные особенности оборудования, необходимые для расчетов.

3.Проведен расчет принципиальной прямоточной тепловой схемы АЭС с реактором на сверхкритических параметрах. В целом характеристики, полученные ранее в ГНЦ РФ ФЭИ, подтверждены. Уточнен расход в отборе №V из цилиндра среднего давления турбины в деаэратор путем выбора стандартной температуры в деаэраторе. Скорректирован материальный баланс теплоносителя в контуре.

4.Проведены расчеты мощности и конструкции сепараторов пароперегревателей для следующих схем:

a.Российская схема реактора ВВЭР-СКД, разработанная в ГНЦ РФ ФЭИ

b.Американская схема реактора SCWR, разработанная в МТИ

c.Гибридная схема с ядерным реактором и перегревом пара котлом на органическом топливе (ВВЭР-ТЭС)

170

5.Результаты расчетов показывают, что, несмотря на необходимость большего количества пароперегревателей в схеме ВВЭР-СКД по сравнению со стандартной двухконтурной схемой ВВЭР, отсутствие парогенератора позволяет уменьшить

металлоемкость АЭС такого типа.

Результаты проведенных расчетов позволяют в дальнейшем определить направления оптимизации конструкций и тепловой схемы в целом.

Список литературы

1.Доллежаль Н.А. и др. Развитие энергетических реакторов типа Белоярской АЭС с ядерным перегревом пара. III Международная конференция ООН по использованию атомной энергии в мирных целях. Доклад № 309. 1964г.

2.A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Technology Road Map Report, September 23, 2002.

3.Yamada K., Oka Y. Research and Development of Supercritical Water-Cooled Reactor (SCWR) in Japan. GLOBAL-2005, Paper#239. Okt. 9-13, 2005, Tsukuba, Japan.

4.Oka Y. Review of Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concepts – The First International Symposium on Supercritical Water-cooled Reactors, Design and Technology [SCR-2000], Rep. № 104, November 6-9, 2000, The University of Tokyo, JAPAN.

5.Долгов В.В. Принципиальная тепловая схема одноконтурной АЭС с реактором СКД. Атомная энергия, 2002, т.92, №4, стр.277.

6.Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления с быстро-резонансным спектром нейтронов. Отчет ФЭИ и ИАТЭ, 2006г.

7.Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС. Обзор. − Атомная техника за рубежом, 2001, № 6, с. 3−8.

8.Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя, Атомная энергия, т.100, вып. 5, 2006, стр. 349-355.

9.Oka Y. Design Concept of Once-through Cycle Supercritical Pressure Light Water Reactors – The First International Symposium on Supercritical Water-cooled Reactors, Design and Technology [SCR-2000], Rep 101,PP.-122.

10.D. Squarer, D. Bittermann, Y. Oka, P. Dumaz, G. Rimpault, R. Kyrki-Rajamaki, K. Ehrlich, N. Aksan, C. Maraczy, A. Souyri High Performance light water reactor(HPLWR), contract N° FIKI-CT-2000-00033, summary report of the HPLWR project, (HPLWR Deliverable D 13 ).

11.The Supercritical Water Cooled Reactor: (SCWR), ANS, Proceedings of Winter мeeting. 2002.

12.Установка реакторная ВВЭР СКД-И (500). Пояснительная записка. 393.100 ПЗ.

13.Разработка установки с быстрым энергетическим реактором, охлаждаемым пароводяной смесью (БПВЭР). Реактор. Расчеты физические активной зоны с окисным топливом и зоны воспроизводства, отчет ИАЭ инв. 32/470484 от 26.06.84.

14.Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций, - М: ИКЦ «Академкнига», 2004, 220с.

15.Предварительная концепция активной зоны ВВЭР СКД (с определением кандидатных конструкционных материалов). Отчет ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2006.

16.Филиппов Г. А. Поваров О. А. Сепарация влаги в турбинах АЭС. М. 1979. Энергия.

17.Теплообмен при конденсации движущегося пара внутри вертикальных труб. Обзор. - Инженерно-физический журнал, т.77, №2, 2004, стр167-179.

171

18.Паровые турбины сверхкритических параметров ЛМЗ. Под ред. Огурцова А.П. и Рыжкова В.К., М., Энергоатомиздат, 1991.

19.Грабежная В.А., Кириллов П.Л. О расчетах теплообмена в трубах и пучках стержней при течении воды сверхкритического давления: Обзор ФЭИ0297, Цнииатоминформ. 2003.

20.Middleton B.D. and Buongiorno J. Supercritical Water Reactor Cycle for Medium Power Applications. MIT-ANP-TR-110 (June 2006)

21.Андреев П. А. и др. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок. Л. 1969. Судостроение.

172