Рассчёт КПД паротурбинного цикла реактора ВТГР-600

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСТИТЕТ «МИФИ»

Расчёт КПД паротурбинного цикла АЭС

Реактор ВТГР-600

Выполнил студент группы Ф6-07 Шварёв Олег

Москва 2010

Оглавление
Введение ..................................................................................................................................................	2
Особенности строения............................................................................................................................	3
Расчёт КПД................................................................................................................................................	5
Заключение..............................................................................................................................................	7

1

Введение

Первые попытки

История высокотемпературных реакторов берёт своё начало в далёком 1944 году, в Америке. Первые ВТГР были стационарными, они набирались из графитовых колонн, в которые внедрялись микрочастицы. Движения твэлов в них не предусматривалось. По активной зоне переносился только гелий.

За проектом призматических ВТГР стояла "General Atomic" - совместное предприятие, созданное "Gulf Oil" и "Royal Dutch Shell". Его первым прототипом служил реактор "ПичБоттом" мощностью 40 МВт(эл.), построенный в 1967 году. С 1979 по 1988 год работала и следующая установка - АЭС "Форт Сен-Врен" с реактором мощностью 330 МВт(эл.). Конечной целью американцев было создание высокотемпературной АЭС на 1200 МВт(эл.).

Реактор ВТГР нужен для того, чтобы давать на выходе высокие температуры, недостижимые в легководных реакторах. Но главное преимущество ВТГР стало и его главным недостатком. Какой материал в состоянии работать нормально при температурах 1000°C? Образно говоря, инженерам "General Atomic" предстояло решить задачу о том, в чём хранить жидкость, которая растворяет всё. И они с этой задачей не справились до конца.

История ВТГР быстро разделилась на два направления. Приверженцы первого старались сохранить одноконтурную схему, как можно больше сократив расстояние между активной зоной и турбиной. Самые отчаянные предлагали даже встроить турбину прямо в зону.

Апологеты второго вводили в проекты второй паровой контур, как это было сделано на призматических реакторах, но появление второго контура сразу заставило забыть о 1000°C на турбине. Преимуществом двухконтурной схемы называлась большая, по сравнению с одноконтурной, управляемость реактора.

Судьба призматических двухконтурных ВТГР была печальной. На американских установках одна за другой пошли аварии. Пар из второго контура попадал в первый через неплотности в парогенераторах. Графит впитывал пар, а в составе пара, естественно, и водород - сильный поглотитель. Реакторы теряли критичность и глохли. Высушивать графит удавалось, хотя и с большим трудом, а вот репутация таких установок так и осталась подмоченной.

Разбирая ход аварий с забросом пара, создатели первых ВТГР пришли к парадоксальному выводу - для безопасности установки следует использовать не урановое, а ториевое топливо. Торий как поглотитель лучше урана, при забросе пара смещается спектр нейтронов - сдвигается в область большого резонансного поглощения, что позволяет автоматически глушить реактор.

Но введение тория только усложнило задачу, так как к неотработанной до конца технологии высокотемпературных реакторов добавилась неосвоенная технология ториевого топлива. Попытка совладать сразу с двумя бумажными технологиями (ВТГР и торий) погубила германский проект THTR-300.

2

Южноафриканское продолжение

После США и Германии, эстафетную палочку приняла Южная Африка. Страна нуждалась в новом атомном символе, который позволил бы ЮАР сохранить после демонтажа военной программы статус передовой ядерной державы, ведущей самостоятельные реакторные разработки.

В 1998 году стартовал проект, получивший название PBMR - Pebble-Bed Modular Reactor. Спустя месяцы южноафриканцы выкупили у германских коллег лицензии на основные технологии, применявшиеся в германских ВТГР, в том числе, лицензию на шаровые твэлы. С 2000 года существует компания PBMR, бывшая на первых порах 100%-ной дочкой южноафриканского энергетического гиганта "Eskom".

Однако, проектировщики из ЮАР не внесли в полученные от Германии технологии ничего принципиально нового, что позволило бы сказать - в Германии такие реакторы не пошли по таким-то и таким-то причинам, и в ЮАР было сделано то-то и то-то, чтобы извлечь уроки из германских ошибок. как и следовало ожидать, проект PBMR находится сейчас на стадии банкротства.

Азиатское продолжение

Следующими за высокотемпературные технологии взялись в Азии. В Японии после долгих колебаний был построен исследовательский реактор HTTR мощностью 30 МВт(эл.) призматического типа. Его пустили в 1998 году. Понять, насколько задержались японские ВТГР, можно, обратившись к архивам МАГАТЭ - в 1975 году, то есть 34 года назад, Япония говорила о строительстве призматического ВТГР мощностью до 1160 МВт(эл.).

Вслед за Японией, к высоким температурам двинулся Китай. В отличие от Японии, Китай идёт по пути Южной Африки. То есть, китайские HTR, будь то исследовательский HTR-10 или демонстрационный HTR-PM, основаны на купленных у Германии лицензиях.

На данный момент

В 2021 году планируется построить первый ВТГР четвёртого поколения в США, так же планы на строительство ВТГР в ближайшем десятилетии есть и у Франции.

Особенности строения

ВВТГР используется шаровое топливо TRISO (tristructural-isotropic), представляющее собой ядро из диоксида урана диаметром порядка 0,5 мм, покрытое слоем пористого графита, который служит барьером для удерживания продуктов деления.

Вслучае с ториевым топливом, диоксид урана заменяется соединениями тория.

ВТГР – единственный реактор, где в качестве теплоносителя используется гелий.

3

Принципиальная схема АЭС с THTR-300

Схема активной зоны

Строение ТВЭЛа

4

Расчёт КПД

Исходные данные:

Тип	Прототип	Параметры		Параметры		Давление	Температура	Число
реактора	турбины	свежего пара		пара после		отработавшего	питательной	реген.
				промеж.		пара, кПа	воды, ®K	отборов
				перегрева
		P, MПа	T, ®K	P,	T, ®K
				MПа
ВТГР-600	К-210-	14,0	808	3,65	808	5,88	523	7
	130

Для реактора ВТГР наиболее эффективным будет выбор цикла с промежуточным перегревом.

( )

Термодинамические свойства воды и водяного пара в состоянии насыщения

P, MPa	T, °K	i’, кДж/кг	i’’, кДж/кг	S’, кДж/кг*К	S’’, кДж/кг*К
14,0	808	1573	2638(3420)	3.63	5.37(6.5)
0.0058	302	145	2564	0.500	8.36
3.65	525	1050	2801	2.72	6.12
	808	1087		2080

5

Tk=302K	ig=1050
Sg=2.72	ih=1087
Sh=2.80	id=2638
Sd= Se = 5.37	ie=2801
Sf=6.5	if=3420
Sk’=0.5	ik’=145

= 0.485

0.417

6

Заключение

Реакторы ВТГР имеют сравнительно высокий КПД относительно легководных реакторов, однако же, в силу технологических трудностей, к сожалению, всерьёз рассчитывать на них в ближайшие десятилетия нельзя.

АЭС с ВТГР перспективны, однако для того, чтобы они были конкурентоспособными необходимо разрабатывать технологии с одноконтурными схемами и ТВЭЛ, основанные на тории. Исходя из современного состояния, можно с большой уверенностью предположить, что в ближайшее десятилетие ВТГР не будет масштабно использоваться для получения электроэнергии.

7