Термодинамические циклы АЭС, работающих на сверхкритических параметрах воды

УДК: 
621.039.58: 356.24

Номер журнала:

Аннотация: 

Основной задачей реакторных установок 4-го поколения является повышение КПД при соответствии самым высоким требованиям безопасности. Для разработки проекта одного из перспективных направлений - АЭС на сверхкритических параметрах (СКП) воды - требуется анализ и оценка термодинамического цикла с учетом особенностей работы на высоких параметрах. В настоящее время работы по проектированию реакторных установок на сверхкритических параметрах проводятся в разных странах (Россия. Канада, Япония, Корея, Китай, США, Евросоюз и др.). Кроме отличий в конструкции, использованных материалах и компонентах активной зоны реактора предлагаются различные варианты тепловой схемы установки. При этом заявляются КПД от 43 до 48%. Анализ схем и вариантные расчеты позволяют оптимизировать схему ЯЭУ с СКП и выявить пути дальнейших исследований при обосновании концепции для АЭС данного типа с использованием, в совокупности, опыта атомной и тепловой энергетики.

Ссылки: 
1. Семченков Ю.М., Духовенский А.А., Прошин А.А. и др. Проблемы и перспективы легководных реакторов нового поколения со сверхкритическим давлением/Труды отраслевого научно-технического семинара «Реакторы на сверхкритических параметрах воды» (Обнинск, 6-7 сентября 2007 г.). – С. 48 – 61 (СD).
2. Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры – будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС/ Обзор//Атомная техника за рубежом. – 2001. – № 6. – С. 3-8.
3. Алещенков П.И. и др. Энергетические блоки с ядерными реакторами на докритических и сверхкритических параметрах/В сборнике «Опыт эксплуатации АЭС и пути развития атомной энергетики». – Обнинск: ФЭИ, 1974. – С. 99-100.
4. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления//Атомная энергия. – 2004. – Т. 94. – Вып. 5. – С. 374-380.
5. Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя//Атомная энергия. – 2002. – Т. 92. Вып. 4. – С. 277-280.
6. Драгунов Ю.Г., Рыжков С.Б., Никитенко М.П. и др. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами (ВВЭР-СКД) – перспективные реакторы 4-го поколения/Труды отраслевого научно-технического семинара «Реакторы на сверхкритических параметрах воды» (Обнинск, 6-7 сентября 2007 г.). – С. 16 – 26. (CD).
7. McCreery G.E., Condie K.D., McEligot D.M., Buongiorno J. A supercritical water loop for heat transfer of Generation-IV supercritical light water reactors/In Proc. of the Int. Conf. on Global environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP2003) (Kyoto, Japan, 2003). – Paper 1010 (CD).
8. Oka Y. and Koshizuka S. Design concept of once-through cycle supercritical pressure light water cooled reactors/In Proc. of the First Intern. Symp. on Supercritical Water-Cooled Reactors (SCR-2000) (Tokyo, Japan, 2000). – Paper 101 (CD).
9. Duffey R.B., Hopwood J., Khartabil H., Pioro I. The future of nuclear: SCWR Generation IV high performance channels/In Proc. of the 11 th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-11) (Tokyo, Japan, 2003). – Paper ICONE-36222 (CD).
10. A technology Roadmap for Generation IV nuclear energy systems // Generation IV International Forum, GIF-002-00, December 2002, ttp://nuclear.inl.gov/gen4/docs /gen_iv_roadmap.pdf.
11. Generation IV nuclear energy systems ten-year program plan/Prepared for the U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy under DOE Idaho Operations Office Contract DE-AC07-05ID14517, March 2005. – http://nuclear.inl.gov/deliverables/docs/gen-iv-10-yr-program-plan.pdf.
12. Пономарев-Степной Н.Н., Филиппов Г.А. и др. Перспективы применения микротвэлов в ВВЭР//Атомная энергия. – 1999. – Т. 86. – Вып. 6.
13. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. Теплообмен при сверхкритических давлениях и границы ухудшения теплообмена//Теплоэнергетика. – 2006. – № 4. – С. 46-51.
14. Филиппов Г.А., Кухаркин Н.Е., Гришанин Е. И. и др. Перспективы создания прямоточного корпусного реактора с перегревом пара//Атомная энергия. – 2006. – Т.100. – Вып.3. – С.197-204.
15. Драгунов Ю.Г., Махин В.М. и др. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами (ВВЭР СКД) – перспективные реакторы 4-го поколения/Доклад на V Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск: ОКБ ГИДРОПРЕСС, 2007.
16. Oka Y. and Koshizuka S. Concept and design of a super-pressure, direct cycle light water reactor//Nucl. Tech. – 1993. – V. 103. – P. 295-302.
17. Kang H. and Bae Y. Conceptual design of a supercritical water-cooled reactor with an internal recirculation flow/In Proc. of the Int. Conf. On Global Environment and Advanced Nuclear Power Plant (GENES4/ANP2003), 2003, Kyoto, Japan. – Paper 1023 (CD).
18. Shioiri A., Moriya K., Oka Y. et al. Development of supercritical-water cooled power reactor conducted by a Japanese join team/In Proc. of the Int. Conf. On Global Environment and Advanced Nuclear Power Plant (GENES4/ANP2003), 2003, Kyoto, Japan. – Paper 1121 (CD).
19. Middleton B.D. and Buongiorno J. Supercritical Water Reactor Cycle for Medium Power Applications. – MIT-ANP-TR-110. – 2006 (June).
20. Duffey R., Pioro I. and Kirillov P. Supercritical Water-Cooled Nuclear Reactors (SCWRs): Review and Status/Труды отраслевого научно-технического семинара «Реакторы на сверхкритических параметрах воды» (Обнинск, 6-7 сентября 2007 г.). (СD).
21. Duffey R., Kuran S. and Pioro I. Designing high efficiency reactors using ultra-supercritical technology/In Proc. of the 3 rd Int. Symposium on SCRW – Design and Technology (SCWR2007), 2007, Shanghai, China. – Paper No. SCWR2007-1002 (CD).
22. Brady D., Duffey R., Khartabil H. et al. Generation IV reactor development in Canada/In Proc. of the 3 rd Int. Symposium on SCRW – Design and Technology (SCWR2007) (Shanghai, China, 2007). – Paper No. SCWR2007-P057 (CD).

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте