АЭС ЭНЕРГЕТИКАЛЫҚ ТИІМДІЛІГІН АРТТЫРУ ЖОЛДАРЫ

WAYS TO IMPROVE NPP ENERGY EFFICIENCY

Dias Kozhakhmetov

master’s student, NCJSC «Shakarim University of Semey»,

Kazakhstan, Semey

Askar Kassymov

PhD, acting associate professor NCJSC «Shakarim University of Semey»,

Kazakhstan, Semey

АҢДАТПА

Жұмыста атом электр станцияларының энергия тиімділігін арттыру жолдары көрсетілген. Будың отпен аса қыздыру, сондай-ақ будың аса маңызды параметрлерін алу үшін буды сығымдауды пайдалана отырып, бастапқы параметрлері төмендетілген кезде ССЭР реакторы бар АЭС жылу сұлбаларының тиімділігін бағалау көрсетілді.

ABSTRACT

The paper shows ways to increase the energy efficiency of nuclear power plants. Evaluation of the efficiency of thermal circuits of nuclear power plants with WWER reactor when the initial parameters are reduced using steam superheating by fire, as well as steam compression to obtain the most important parameters of the steam is shown.

Түйінді сөздер: атом электр станциясы, жаңғырту, жылу схемасы, тиімділік, ПӘК,  қуатты арттыру, будың аса қыздырылуы.

Keywords: nuclear power plant, modernization, thermal circuit, efficiency, power increase, steam superheating.

Қазіргі уақытта әлемдік энергетикасы тиімділігін арттыруға және отын шығынын азайтуға, сәйкесінше қоршаған ортаға зиянды заттардың шығарылуын азайтуға мүмкіндік беретін суперкритикалық бу параметрлеріне көшуді бастады. Атом электр станциялары электр энергиясын өндірушілер нарығында бәсекеге қабілеттілігін сақтау үшін олардың тиімділігін арттыруы қажет. Жабдықты жаңғырту жолымен жұмыс істеп тұрған энергия блоктарының белгіленген қуатын арттыру, жылу схемалары мен термодинамикалық циклдерді жетілдіру жолымен АЭС-тің пайдалы әсер ету коэффициенттерін арттыру, ядролық отынның жану тереңдігін ұлғайту, белгіленген қуатты пайдалану коэффициенттерін (БҚПК) арттыру сияқты міндеттер қарастырылады. Атом өнеркәсібінде ең көп таралған реактор түрі қысымды су реакторы (ССЭР немесе PWR). Мұндай реакторлардың елеулі кемшілігі будың бастапқы параметрлерінің (температура мен қысым) төмен мәні болып табылады. Бұл цирконий қорытпаларынан жасалған жбэл қаптамалары үшін температураның 350°С шектелуімен түсіндіріледі. Осы себепті екінші контурдағы бу температурасы 315°C-тан аспауы керек. Осылайша, блоктардың бірлік қуаты жоғарылаған кезде қысымды су реакторлары бар атом электр станцияларының термодинамикалық параметрлері бір деңгейде қалады: бірінші тізбектің қысымы ≈16 МПа, реактордан шығатын салқындатқыштың температурасы 320 – 330°C; екінші тізбектегі қысым мен бу температурасы сәйкесінше 6,3-7,2 МПа және 279-285°C. Су-сулы реакторлары бар қазіргі заманғы атом электр станцияларының ПӘК-і 35% деңгейінде, бұл қазіргі ЖЭС тиімділігінен (45%) төмен және бу-газ электр станцияларының тиімділігінен (60%) едәуір төмен. Жеңіл және ауыр су реакторы бар атом электр станцияларының энергия тиімділігін арттыру әдістерінің бірі термодинамикалық циклды жетілдіру болып табылады.

Атом электр станцияларының тиімділігінің маңызды көрсеткіші тұтынушылардың жұмсаған (ядролық отынның бөліну тізбекті реакциясы кезінде бөлінетін) пайдалы жылуының үлесі болып табылады. Әлемде жұмыс істейтін атом электр станцияларының басым көпшілігі жылу нейтрондарындағы реакторларды пайдаланады, олар бу турбиналық қондырғылар үшін су буының салыстырмалы түрде төмен бастапқы параметрлерін қамтамасыз етеді, бұл термиялық ПӘК тиімділіктің шамалы мәндеріне әкеледі (30-35%).

Атом энергетикасындағы бу параметрлерінің жұмыс аймақтарының шектеулілігін ескере отырып, жұмыс денесінің қысымының жоғарылауы әрдайым ақтала бермейді. Екінші тізбекте орташа қысымды қолдану турбина цилиндрінде рұқсат етілген бу ылғалдылығы пайда болғанға дейін іске қосылатын жылу айырмашылығының жоғарылауымен бастапқы параметрлер аймағына әкелуі мүмкін. Техникалық-экономикалық тәсілдер санаттарында салқындатқыштың температурасын жаңа құрылымдық материалдар қажет болғанша жоғарылату мағынасы бар. Сонымен қатар, үлкен өлшемдегі тығыз корпус пен құбыр жүйесі де жаңа материалдарды қажет етеді және бүкіл қондырғы металды көп қажет етеді. [1]

Қазіргі уақытта жылдам нейтронды реакторларда сұйық натрий қолданылады, оның белсенді аймақтан шығу температурасы шамамен 550°C (натрийдің қайнау температурасы 878°C). Бұл бу генераторларында жоғары параметрлердің қызып кеткен буын (P=13 МПа, t=505°C) шығаруға мүмкіндік береді, бұл атом электр станцияларының термодинамикалық тиімділігін арттырады.

Осының арқасында жылдам нейтронды реакторлары бар атом электр станцияларының термиялық ПӘК тиімділігі жылу нейтронды реакторларға қарағанда шамамен 10% жоғары [2].

Жоғары қуатты жылу нейтрондарындағы (15,7 МПа) жеңіл су реакторларының бірінші тізбегіндегі қысымды таңдау цирконий қорытпасынан жасалған жбэл қабықтары үшін 350°C температураның шектелуіне байланысты. Демек, екінші тізбектегі будың шекті температурасы қызып кеткен жағдайда 315°C-тан аспауы керек. Осылайша, жбэл қабықтары үшін цирконий қорытпасын таңдау және блоктардың бірлік қуатын арттыру ЖСР (жеңіл су реакторы) термодинамикалық параметрлерін алдын ала анықтады: бірінші тізбектің қысымы шамамен 16 МПа, реактордан шығатын салқындатқыштың температурасы 320-330°C; екінші тізбектегі будың қысымы мен температурасы сәйкесінше 6,3-7,2 МПа және 279-285°C.

Будың бастапқы параметрлерін төмендету реактордың қуатына теріс әсер етсе де, бірінші тізбектегі қысымды төмендетеді, бұл өз кезегінде реактор корпусын салуға аз шығын әкеледі, сонымен қатар жану тереңдігі мен отын науқанының ұзақтығын арттырады [3].

Энергетикалық машина жасаудың қазіргі даму деңгейі арқасында будың суперкритикалық параметрлеріне және бу компрессорларына арналған жоғары температуралы бу турбиналарын құру мүмкін болды, мұндай бу параметрлерінде жылу энергетикасында циклдарды кеңінен қолдануға мүмкіндік берді [4].

Бұл газ отынымен қаныққан буды қысу және қыздыру арқылы цирконий қорытпаларынан жасалған қабықшалары бар жылу бөлетін элементтердің рұқсат етілген пайдалану шарттарының шегінен аспай, жылу нейтрондарындағы реакторлармен АЭС-те будың жоғары параметрлеріне қол жеткізу мүмкіндігін қарастыруға мүмкіндік береді. ЖНР бар атом электр станциясында будың қысылуы мен қосымша қызып кетуіне байланысты бүгінгі күнге қарағанда одан да жоғары параметрлерді алуға болады, демек, атом электр станциясының термодинамикалық ПӘК арттыруға болады [5].

Қорытынды. АЭС энергия тиімділігін арттырудың жолдары келтірілген. ССЭР стандартты параметрлерінде будың бастапқы қызып кетуін қолданған кезде электр қуатының жоғарылауы және таза қондырғының тиімділігі байқалады.

Осылайша, атом электр станциясындағы будың бастапқы параметрлерін төмендету негізделген іс-шара болып табылады, өйткені ол реактор корпусындағы қысымды төмендетуге және жанармайдың жану тереңдігін арттыруға мүмкіндік береді. Бұл іс-шаралар АЭС өндіретін электр қуатын және пайдалы әсер коэффициентін едәуір арттыруға мүмкіндік береді.

Әдебиеттер тізімі:

1. Щепетина Т.Д. О повышении КПД энергоблоков с водо водяными реакторами (ВВР) // Энергия: экономика, техника, экология.– 2010.– №12– C. 21-29
2. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1 / А.И. Бельтюков, А.И. Карпенко, С.А. Полуяктов, О.Л. Ташлыков, Г.П. Титов, А.М. Тучков, С.Е. Щеклеин; под общ. ред. С.Е.Щеклеина, О.Л. Ташлыкова. – Екатеринбург: УрФУ, 2013. – 548 с.
3. Влияние температурных характеристик на глубину выгорания ядерного топлива / Щеклеин С. Е., Титов Г. П., Борисова Е. В. // Вестник Одесского политехнического университета. – 2011. – №2 (36) –C. 104-108
4. Перспективы использования парогазовых технологий в энергоблоках атомных электростанций / Касилов В. Ф., Низовой А. В. // Научные исследования: от теории к практике.–2015.– №4 (5) – с. 34-38
5. Костарев В. С., Аникин А. А., Щеклеин С. Е. О возможности повышения термодинамической эффективности и глубины выгорания ядерного топлива в реакторах ВВЭР //Международный научный журнал" Альтернативная энергетика и экология". – 2020. – №. 25-27 (347-349). – С. 52-61.