введите 3+ символа
ничего не найдено
МЕНЮ

Прошла Научно-техническая конференция «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2016)

Теги: АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», теплофизика
Даты: с 14 окт по 23 окт 2016

12-14 октября 2016 г. в г. Обнинск под учредительством ГК «Росатом» и АО «ГНЦ РФ-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпуновского» прошла Научно-техническая конференция «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2016). Данное мероприятие проводилась в соответствии с «Планом проведения научных и научно-технических мероприятий ГК «Росатом» на 2016 год» (приказ от 19.02.2016 № 1/140-П). В день открытия конференции 12 октября от АО «НИАЭП» директор по науке и инновациям Парамонов Д.В. в соавторстве с Демешко М.П., начальником отдела концептуальных разработок АО «НИАЭП», Дубом А.В., первым заместителем генерального директора АО «Наука и инновации»,  Веселовым  Д.О., начальник отдела АО «ОКБ «Гидропресс», Махиным В.М., главным специалистом АО «ОКБ «Гидропресс» представил доклад «О перспективах технологии ВВЭР»:

 Долгосрочной целью устойчивого развития атомной энергетики является создание системы с замкнутым ЯТЦ и реакторами поколения 3+ и 4-го поколения. В этой связи целесообразно реализовать пути существенного улучшения топливоиспользования с помощью реакторов легководного направления. В то же время, стратегической целью направления ВВЭР должно быть создание АЭС, превосходящей по технико-экономическим параметрам наиболее перспективные проекты ВВЭР, учитывая, что в настоящее время экономические характеристики (LCOE) в первую очередь зависят от материалоёмкости и количества оборудования, которые определяют капитальную стоимость, сроки сооружения и большую часть эксплуатационных затрат АЭС.

Одним из возможных инновационных путей развития легководных реакторов связан с применением водяного теплоносителя сверхкритических параметров, которое позволяет одновременно со значительным повышением эффективности преобразования тепловой энергии в ЯЭУ перейти к быстрому спектру нейтронов в активной зоне и существенно улучшить характеристики воспроизводства вторичного ядерного топлива в реакторе. Из существующих концепций АЭС реакторы со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCWR) являются также наиболее перспективными по экономическим показателям за счет высокого КПД и материалоемкости. Таким образом, SCWR позволит обеспечить создание полноценной двухкомпонентной ядерной энергетической системы и сохранить конкурентоспособность на мировом рынке.

У SCWR будут намного более высокие операционные параметры (давление - приблизительно 25 МПа и температура выхода до 625ºC) по сравнению с современными проектами. Также SCWR обладает упрощенной схемой потока, в которой могут быть уменьшены размеры или вовсе устранены паровые генераторы, паровые сушилки, паровые сепараторы, и т.д. Кроме того, высокие сверхкритические водные температуры позволяют прямое термохимическое или косвенное (путем электролиза) производство водорода по низкой цене, из-за увеличенных полезных действий процесса.

Данный тип реакторов активно изучался уже в 1950-х и 1960-х в США и бывшем СССР . После 30-летнего перерыва концепция SCWR стала вновь привлекательной как конечный этап развития водяного охлаждения. Несколько стран (Канада, Германия, Япония, Корея, Россия, США и другие) вновь начали исследовательские работы в данном направлении. Проект SCWR является естественным и конечным развитием сегодняшних обычных ядерных реакторов, поскольку:

–     некоторые проекты современных реакторов с водой под давлением (PWR) работают при давлениях приблизительно 16 Мпа;

–     некоторые реакторы на кипящей воде (BWR) используют концепцию прямого цикла, т.е. пар от ядерного реактора направляется непосредственно в турбину;

–     некоторые экспериментальные реакторы использовали ядерные пароперегреватели с температурами пара выхода заметно превышающими критические, но при давлениях ниже критического значения;

–     современные сверхкритические турбины, при давлениях приблизительно 25 МПа и входных температурах приблизительно 600ºC, много лет работают успешно на теплоэлектростанциях.

Таким образом, использование SCWR по сравнению с традиционными легководяными реакторами позволит:

–     значительно увеличить тепловую эффективность с 33%-35% до 40%-45%;

–     уменьшить капитальные и эксплуатационные затраты и, следовательно, уменьшить затраты электроэнергии (приблизительно на 30% по сравнению с ядерными реакторами Поколения 3+ );

–     устранить паровые генераторы, паровые сепараторы, паровые сушилки и насосы рециркуляции, и, следовательно, повысить материалоемкость;

–     из-за высоких температур выхода хладагента позволит производство водорода;

–     уменьшить питание насосов хладагента реактора;

–     уменьшить фрикционные потери;

–     снизить противоаварийную нагрузку.

Среди Российских разработок SCWR особое внимание привлекает ВВЭР-СКД с его одноконтурной компоновкой, которая вместе с пассивной безопасностью при существенно более высоком КПД (45%) позволит обеспечить экономическое лидерство на мировом рынке в рассматриваемой перспективе.

Следует отметить, что для развития концепции ВВЭР-СКД наиболее критическими направлениями исследований являются материаловедение, термогидравлика и нейтронная физика реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В частности, требуется решить материаловедческие вопросы, связанные с разработкой и вы­бором коррозионно-, жаро- и радиационно-стойких материалов для корпуса реактора, для оболочки и топливной ком­позиции для твэла, а также конструкционных материалов для чехла, дистанционирующих элементов и каркаса ТВС.

В настоящее время организациями ГК «Росатом» началось проведение концептуальных проектно-конструкторских работ и подготовительного этапа НИОКР по обоснованию основных технических решений, используемых в ВВЭР-СКД. Результатами данного этапа работ будут следующие ключевые события:

–     Инвентаризация парка существующих экспериментальных установок и определение возможностей экспериментальной базы РФ по проведению недостающих экспериментов для верификации теплогидравлических кодов, предназначенных для моделирования нормальных и аварийных режимов в реакторных установках с водяным СКД-теплоносителем;

–     Получение экспериментальных данных по недостающим характеристикам и константам для моделирования процессов теплогидравлики и нейтронной физики;

–     Обновление парка расчетных программ теплогидравлических и нейтронно-физических процессов;

–     Разработка концепции безопасности и оптимизации размещения оборудования реакторной установки с учетом особенностей использования водяного СКД-теплоносителя;

–     Разработка программы НИОКР по обоснованию основных технических решений, используемых в проектируемых реакторных установках с водой сверхкритических параметров.

Данные работы позволят создать исследовательскую ядерную установку для отработки и демонстрации технологий. На основании чего будет разработана АЭС ВВЭР-СКД коммерческой мощности, ориентированная на мировой рынок.

 

                 

 

 

Опубликовано: 14.10.2016 17:00