Архив статей журнала
Увеличение экспорта отечественных ядерных технологий в другие страны — одна из основных стратегий развития Госкорпорации «Росатом». Очевидно, что для дальнейшего развития в этом направлении необходимо стремиться к сокращению капитальных затрат на сооружение главного экспортного продукта ГК «Росатом» - АЭС с реактором ВВЭР-1200. Это становится особенно актуальным в связи с интенсивным ростом конкуренции на рынке атомных технологий, наблюдаемым в последние годы. Одним из путей улучшения экономических характеристик энергоблока является снижение стоимости пассивных систем при сохранении их проектных функций. В предложенном способе оптимизации системы пассивного отвода тепла (СПОТ) реактора ВВЭР-1200, который заключается в уменьшении площади поверхности теплообменников при одновременном создании мелкодисперсного водного аэрозоля для интенсификации процесса теплоотвода с целью обеспечения мощностных характеристик, заложенных в проекте. В рамках более детального изучения предложенного пути оптимизации было проведено расчетное CFD-моделирование охлаждения водным аэрозолем, теплообменной трубчатой системой пассивного отвода тепла в программном комплексе Ansys. Были получены важные параметры теплоотдачи при использовании водного аэрозоля с различными свойствами. Кроме того, был проведен сравнительный анализ полученных данных с подобными последствиями при охлаждении теплообменной трубки сухим воздухом с целью обоснования обоснованности применения аэрозольного охлаждения.
Повторный залив осушенной активной зоны реакторов воды под ним может иметь негативные последствия для взрывобезопасности атомной станции, которые выражаются в усиленной генерации Великобритании. Следует учитывать необходимость обоснования эффективности повторного применения залива в случае аварии с потерей теплоносителя, состоящего в исключении возможности открытия Конгресса под герметичной оболочкой реакторной установки. В настоящей статье приведены результаты расчетных исследований аварии с гильотинным разрывом соединительного трубопровода КД (двусторонняя течь Ду346) на энергоблоке ВВЭР-1000 с использованием аттестованной программы СОКРАТ. Анализ результатов расчетов с применением комплексного протокола показал, что нынешний уровень знаний о феноменологии повторного залива и неопределенности следующего горения не допускает полного повышения уровня нестабильности по шкале INES-2008 в случае подачи воды в перегретую активную зону по сравнению со сценарием без повторного залива. Таким образом, меры по управлению авариями, рассмотренные в данной статье, не всегда являются эффективными, и решение по их реализации в ходе выполнения электрической энергии должно учитывать текущее состояние энергоблока.
Статья посвящена анализу результатов расчета реакторных экспериментов, проведенных на энергоблоках с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 с использованием кода ATHLET/BIPR-VVER (версия 1.0) полномасштабного согласованного нейтронно-физического и теплогидравлического моделирования процессов в ВВЭР. Моделирование проводилось с целью валидации кода ATHLET/BIPR-VVER. Отобранные для моделирования процессы мультифизичны, в них происходит взаимодействие нейтронно-физических и теплогидравлических явлений. В ходе экспериментов проводилась подробная регистрация параметров энергоблока. В статье освещены основные приближения кода ATHLET/BIPR-VVER и представлены результаты моделирования экспериментов. Экспериментальные данные и результаты моделирования имеют достаточную полноту и точность представления для подготовки соответствующих бенчмарков. Приводятся описание следующих экспериментов: - отключение одного из четырех ГЦНА на энергоблоке ВВЭР-1000; - подключение одного ГЦНА к трем работающим на энергоблоке ВВЭР-1200; - переход на режим естественной циркуляции при вводе в эксплуатацию энергоблока ВВЭР-1200. Результаты моделирования описанных экспериментов с использованием кода ATHLET/BIPR-VVER показывают хорошее совпадение с экспериментальными данными и подтверждают паспортную точность расчета физических и теплогидравлических характеристик.
Создание ядерной энергетической системы нового поколения направлено на реализацию Стратегии устойчивого долгосрочного развития энергетической системы России, повышение доли атомной генерации в выработке электроэнергии, отвечает концепции достижения углеродной нейтральности в области энергетики. Поставленная задача может быть решена путем эффективного замещения выбывающих мощностей электрогенерации энергоблоками нового поколения с реакторами типа ВВЭР и экономически конкурентоспособными реакторами на быстрых нейтронах. При этом развитие проектов инновационных реакторных установок c ВТГР позволит рассматривать возможность использования ядерных технологий в области неэлектрического применения. Повышение ядерной и радиационной безопасности и соответствие требованиям на уровне установок Поколения IV выполняется при проектировании новых реакторов типа ВВЭР, БН, ВТГР. Изменения системных требований, в первую очередь в части технико-экономических показателей, обусловливают развитие проектов, многовариантность организации ЯЭС, что определяет задачи системных исследований сложных энергетических систем с применением широкого набора критериев, включая критерии неэнергетического использования ядерных установок. Развитие ядерных технологий БН и ВТГР обеспечивает повышение уровня безопасности на всех стадиях жизненного цикла объектов ядерной энергетической системы, производство электроэнергии, высокотемпературного тепла, решение задач эффективного использования природного ядерного топлива, замыкания ядерного топливного цикла, наработку радиоактивных изотопов, продуктов технологического цикла, развитие международного бизнеса.