1 Реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин, В.Я. Козлов.

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.
Advertisements

Газоохлаждаемый реактор с высоким коэффициентом полезного действия Котов В. М., Зеленский Д.И. (1) ИАЭ НЯЦ РК, г. Курчатов, ВКО Республика Казахстан. (2)
Сравнение теплогидравлических характеристик ТВС реакторов типа ВВЭР и PWR на основе экспериментов В.В.Большаков, Л.Л.Кобзарь, Ю.М.Семченков РНЦ «Курчатовский.
Подготовили Саморевич А.И., Кужелев А.П.. Введение IV поколение реакторов пока ещё представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов,
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
1 Статистические оценки нейтронно-физических и теплофизических параметров топливных сборок реакторов ВВЭР А. А. Рыжов, Д. А. Олексюк, А. А. Пинегин НИЦ.
Опыт эксплуатации новых топливных сборок и перспективы развития топливных циклов для АЭС с ВВЭР Докладчик: Мохов В. А. Международная научно-техническая.
Опыт промышленной эксплуатации ТВСА с улучшенным контролем температуры теплоносителя на выходе из сборок в составе активных зон Калининской АЭС В.И. Пахолков,
1 РОЛЬ МОДЕЛИ ГАЗОВОГО ЗАЗОРА ТВЭЛА В СОПРЯЖЕННЫХ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ РАСЧЕТАХ ДИНАМИКИ ВВЭР В.Г.Артемов, Ю.А.Мигров, В.И.Гусев,
ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА. Мощность ядерного реактора Среднюю мощность ядерного реактора можно определить:
1 ВОДОООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ (ВВЭР СКД) – ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РЕАКТОРЫ 4-го ПОКОЛЕНИЯ Ю.Г.Драгунов, С.Б.Рыжов, М.П.Никитенко,
Ядерный реактор Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Ядерный.
Разработка расчетной модели для исследования перемешивания потоков с различной концентрацией бора на модели реактора ВВЭР-1000 с использованием программного.
Типы электростанций Подготовил Прокофьев Илья. Что же это? Электростанция – совокупность установок, аппаратуры и оборудования, используемых для получения.
Презентация выполнена Байрамовой С.. Атомные электростанции предназначены для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой.
Верификация кода КОРСАР с учетом поведения неконденсирующихся газов в теплоносителе на основе интегральных экспериментов А.Н. Гудошников, Ю.А. Мигров,
А.Н.Чуркин, В.Е.Нечетный, В.В.Пажетнов, В.А.Мохов, И.Г.Щекин Особенности реализации процедуры «подпитка-сброс» на блоке 5 НВАЭС и ее расчетное обоснование.
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Физико-технический факультет Кафедра теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов.
Лекция 7. Цель. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов БР-10 и МИР, устройством их активных зон, их возможностями.
Slide 1 ЦПАЗ ННЦ ХФТИ Центр по Проектированию Активных Зон ННЦ ХФТИ, г. Харьков А.Абдуллаев, В.Байдуллин, С.Слепцов, Г.Кулиш , г.Подольск.
Транксрипт:

1 Реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин, В.Я. Козлов ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, Россия В.М. Махин, С.Н. Кобелев, С.В. Семиглазов, В.В. Вьялицин ФГУП ОКБ Гидропресс, Подольск, Россия ОКБ «ГП»

2 Основные преимущества реакторов с СКД по сравнению с существующими PWR, ВВЭР Простая тепловая схема Исключение арматуры второго контура - парогенераторы, насосы, трубопроводы высокие параметры пара (давление ~ 25 МПа и температура до 535 ÷ 545 °С) и одноконтурная схема КПД установки ~ 44 % сокращение количества теплоносителя в активной зоне (~ 8 раз раз по сравнению в ВВЭР) позволяет сократить габариты агрегатов - насосов, турбин, трубопроводов и др. размеров контаймента, использовать тесные решетки расположения твэлов и реакторы с быстрым спектром нейтронов с КВ ~ 1 идентичность тепловых схем и параметров СКД теплоносителя, АЭС и ТЭС могут сделать структуру энергетики будущего однородной и привести к значительной экономии

3 Содержание Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов Схема охлаждения реактора Топливный цикл Эффективность органов СУЗ, коэффициенты реактивности и воспроизводства Реактор с тепловым спектром нейтронов Схема охлаждения реактора и конструкция ТВС Расчеты топливного цикла Расчеты эффективности СУЗ, коэффициентов реактивности и воспроизводства Заключение ОКБ «ГП»

4 Схема охлаждения реактора ОКБ «ГП»

5 Основные технические характеристики реактора ОКБ «ГП» Мощность, МВт: электрическая 1700 тепловая 3830 Теплоноситель: давление, МПа 25 температура на входе/выходе, °С 280/530 Высота/эквивалентный диаметр активной зоны, м 3,76/3,37 Число ТВС в активной зоне, шт 241 Энергонапряженность а.з., Вт/см 3 114,2 Тепловой поток с поверхности твэл, Вт/см 2 49,9 Линейная нагрузка на твэл, Вт/см 167,7

6 ОКБ «ГП» Поперечное сечение ТВС Конструкционный материал всех элементов – сплав на основе Ni Размер ячейки ТВС под ключ с учетом водяного зазора – 207 мм - Направляющий канал под ПЭЛ, 10,7 0,55, 18 шт. - Центральная труба, 10,7 1,0 - Твэл, 252 шт., оболочка 10,7 0,55, шаг 12,0 мм Чехол размер под ключ 205 мм толщина 2,25 мм

7 Картограмма активной зоны ОКБ «ГП»

8 Доли групповых потоков нейтронов в центре активной зоны

9 ОКБ «ГП» Доли групповых потоков нейтронов в ПЗ

10 Относительный вклад (ε дел ) нейтронов различных энергетических групп в суммарное количество делений на входном ( ) и выходном ( ) участках активной зоны для реактора с быстро- резонансным спектром нейтронов с СКД ОКБ «ГП»

11 Эффективность СУЗ Рассмотрены следующие состояния реактора: работа на номинальной мощности N = N н ; «МКУ», при котором вся активная зона заполнена питательной водой с t Т = 280 °С и Р = 25 МПа; «обезвоживание», при котором в активной зоне (а так же в отражателях) есть только пар с γ Т = 0,095 г/см 3 ; залив всего реактора холодной водой при t Т = 20 °С и Р = МПа. ОКБ «ГП»

12 Итоговые физические характеристики топливного цикла активной зоны с бланкетом и усовершенствованной схемой теплоотвода ОКБ «ГП»

13 Реактор с тепловым спектром Мощность, МВт: электрическая 1200 тепловая 2700 Теплоноситель: давление, МПа 25 температура на входе/выходе, °С 280/510 расход, т/час 5440 Высота/эквивалентный диаметр активной зоны, м 3,55/3,16 Число ТВС, шт 163 Энергонапряженность ЦЗ/ПЗ, Вт/см 3 153/80 Тепловой поток с поверхности твэл ЦЗ/ПЗ, Вт/см 2 51/47 ОКБ «ГП»

14 Схема охлаждения реактора ОКБ «ГП»

15 Поперечное сечение ТВС ОКБ «ГП»

16 Относительный вклад (ε дел ) нейтронов различных энергетических групп в суммарное количество делений в верхнем ( ) и нижнем ( ) участках ТВС ОКБ «ГП»

17 Величины реактивности и требуемое количество СУЗ при различных состояниях реактора ОКБ «ГП»

18 Итоговые физические характеристики топливного цикла активной зоны с двухзаходной схемой теплоотвода ТВС ОКБ «ГП»

19 Заключение ОКБ «ГП» Преимущества предлагаемых схем теплоотвода: - в 2 раза снижается перепад температуры, при которой находятся конструктивные элементы ТВС; - в 2 раза увеличивается скорость движения теплоносителя, но вследствие небольших расходов, связанных с использованием среды со сверхкритическим давлением, скорость еще ниже, чем в ВВЭР, при этом будет увеличиваться коэффициент теплоотдачи и снижаться температура оболочек твэлов; - обеспечивается требуемая неравномерность распределения энерговыделения по объему активной зоны без сложного профилирования по обогащению топлива; - в 2 раза снижается подогрев теплоносителя по высоте в подъемном участке, расположенном в центре активной зоны или ТВС, что будет приводить к уменьшению неравномерности в распределении температуры теплоносителя на выходе из ТВС; - обеспечиваются отрицательные обратные связи по основным параметрам: температуре и плотности теплоносителя, температуре топлива, пустотному эффекту (без применения дополнительных мер – введение бланкета, твердого замедлителя для реактора с быстрым спектром нейтронов); - требуется небольшой запас реактивности на выгорание и наиболее сложные режимы эксплуатации – залив холодной водой, могут быть обеспечены штатными средствами – расположением поглощающих органов СУЗ в 2/3 ТВС. Для реактора с тепловым спектром нейтронов вместе со штатными твэлами реакторов ВВЭР может использоваться МОХ-топливо, что позволит повысить КВ и уменьшить годовой расход природного урана, а также отработать технологию для перехода к быстрым реакторам с МОХ-топливом с КВ 1.