К проблеме повышения КПД ВВР: «стоит ли стричь поросенка?»

Экстремальная безопасность или экстремальная «энергоэффективность»: – что выбираем?

Т.Д.Щепетина, к.т.н., нач. лаб. ИЯР РНЦ «Курчатовский институт»

Студент-дипломник с темой проекта «ВВЭР со сверхкритическим давлением» на эрудиционный вопрос «зачем это?» без задумки бойко ответил: - «Для повышения КПД!». И только. И дальнейшее тестирование по полю многогранности данной проблемы выявило …. много чего неявного на беглый взгляд. Вот об этом попробуем поговорить.


Общий обзор проблемы

Современная постановка вопроса «повышения КПД» перспективных АС складывается в основном в таком направлении, что речь идет об улучшении топливорасходных характеристик реакторов на основе водяной технологии. Основные представители водяной технологии это PWR/ВВЭР, РБМК, корпусные кипящие реакторы.

В нашей стране направление кипящих не получает дальнейшего развития, следовательно, на сегодня в качестве столпов водяной технологии подразумеваются ВВЭР. ВВЭР как энерготехнология имеют своими основополагающими атрибутами, отличающими их как класс: сплавы циркония в качестве конструкционного материала активной зоны, соответствующие этому материалу параметры воды, стальные корпуса высокого давления, жидкостное борное регулирование, оксидное урановое топливо.

В плане терминологии, когда говорится:  «повышение КПД», «повышение экономической эффективности», необходимо всегда уточнять, о чем ведется речь.

Подчеркнем, что следует различать: теоретический термический КПД паротурбинного цикла (как правило, определяется упрощенным, грубым расчетом); термодинамическую эффективность цикла преобразования тепловой энергии в электрическую (КПДбрутто – детальный тепловой расчет турбоустановки); теплотехническую эффективность всей тепловой схемы станции (КПДнетто – то же но с учетом затрат на собственные нужды и потерь); и системную экономическую эффективность данной электростанции (с учетом доступности и доставки видов топлива, коэффициента готовности к несению нагрузки, устойчивости к колебаниям параметров сети, участие в регулировании мощности и т.п.).

В этой связи исследование и учет только теплотехнической или термодинамической эффективности ВВР-СКД, без связи с влиянием «системности ЯЭ», для которой проект и создается, может дать однобокие и непредставительные результаты, имеющие риск ввести в заблуждение.

Тем не менее, в этой связи знание трендов термического КПД в зависимости от параметров рабочих сред и затрат энергии на собственные нужды АЭС приобретает важное значение.

Следует помнить, что под термином «КПД» разные авторы понимают разные наборы учитываемых параметров; поэтому к сравнению по этому показателю вариантов, рассчитанных не в «одних руках», следует относиться осторожно, поскольку точность расчетов с большой долей вероятности будет разной (при сравнительном анализе вариантов эта так называемая методическая ошибка может быть исключена, если расчеты проведены по единой методике и по согласованным исходным данным).  

Когда речь идет об удовлетворении требований повышения и безопасности, и тепловой эффективности – как разнонаправленных по своему содержанию относительно технических характеристик ЯЭУ - следует проводить технико-экономическую оптимизацию с граничными условиями по ядерной и радиационной безопасности, а также по свойствам конструкционных материалов, имеющихся/апробированных на заданные параметры или кандидатных, находящихся в стадии аттестации.

Вопрос в атомной энергетике может быть поставлен как об экстремальной «безопасности» или экстремальной «энергоэффективности» ВВР, так и об их разумном компромиссе. В зависимости от постановки вопроса последуют различные стратегии достижения результата. Второй вариант постановки вопроса был характерен для начального этапа развития АЭ, когда ставилась соревновательная цель с органической энергетикой; второй вариант – для периода после двух крупных аварий ТМI и ЧАЭС; компромиссный вариант должен соответствовать нынешнему периоду «ренессанса АЭ», основанному на опыте 50-летнего развития АЭ с учетом всех ошибок экстремальных направлений.

Ради чего обычно стремятся к повышению КПД – однозначно, в первую очередь ради экономии топлива, а также для создания более энергонапряженных, но и более компактных установок преобразования энергии (уменьшение габаритов и металлоемкости котлов и турбин). В огневой энергетике рядом стоит выгода от сокращения расходов на транспорт топлива в расчете на удельную энерговыработку и как системный народнохозяйственный фактор - высвобождение транспортных каналов для других целей (т.е. «системной» топливной составляющей с точки зрения всего ТЭК).

Параметры повышения энергонапряженности выбираются на основе принципа разумной достаточности и компромисса доступных/возможных конструкционных материалов и технологий изготовления оборудования, а также достигнутого в технике и обществе уровня эксплуатационной культуры. Например, давление в корпусах ВВЭР-440 было выбрано 12,3 МПа исходя из возможностей изготовления корпусов во время создания первых реакторов данного типа.


До недавних пор в атомной энергетике присутствовало небеспочвенное убеждение, что при сравнительно малой топливной составляющей стоимости электроэнергии повышение параметров воды до освоенных обычной энергетикой сверхкритических, с целью повышения КПД, приведет не только к параллельному росту капитальной (инвестиционной) составляющей, но и к росту рисков от разгерметизации контуров со средами СКД-параметров.

Опыт развития ЯЭ и анализ ее перспектив показывают, что единственное, ради чего стоило бы идти на этот «рост рисков» - это возможность реализовать спектральное регулирование и сделать шаг к достойной цели – реактора большой мощности с саморегулированием  и соответственно повышенной ядерной безопасностью; при доступном широком диапазоне плотностей водяного теплоносителя в различных сочетаниях давление/температура достижение этой цели имеет перспективы.

Но здесь встает сопряженная проблема с повышением неядерной – но с ней неразрывно связанной - опасности от полуторо-двухкратного повышения давления и температур. Причем, для ядерной техники это скачкообразное повышение параметров водяной среды в первом контуре представляется довольно резким и далеко не эволюционным шагом. Оно приводит к «качественному скачку» по всем участкам в технологическом отношении, а вот дает ли ожидаемый «количественный» рост в эффективности производства энергии, предстоит проанализировать. (При этом эффективность будем понимать в системном плане, как взаимовлияние топливных, капитальных и эксплуатационных задач).

Насколько допустимо экстраполировать опыт и достижения традиционной огневой энергетики на атомную дискутируется давно. Освоенные и широко распространенные котлы с СКД-параметрами эту среду содержат в трубках и трубопроводах относительно небольшого диаметра, но никак не в корпусах Æ5х10 м.  И ссылка на экономию за счет использования стандартной общеэнергетической турбоустановки тоже никак не аргумент, поскольку существенное отклонение от расчетных начальных параметров пара (24 МПа/ 565оС) и промежуточного перегрева съест ожидаемые процентные крохи КПД, достигаемые к тому же инженерными ухищрениями с организацией сложных схем циркуляции и термостойкими конструкционными материалами в активной зоне, ухудшающими нейтронный баланс. Очевидно, что потребуются более стойкие и качественно другие, а следовательно, более дорогостоящие конструкционные материалы не только для корпуса и ВКУ, но и для всего контура. 

В этом свете более надежно  смотрятся канальные реакторы с СКД.
Сложившаяся в последнее время тенденция на удлинение межперегрузочных периодов ВВЭР однозначно подразумевает наряду с повышением выгорания ужесточение требований к материалу оболочки твэл; но к этому прибавится еще и нагрузка от повышения параметров теплоносителя. Поэтому выбор материала оболочки твэл становится решающим аспектом в достижении желаемых характеристик экономичности ВВР.

Однако, в последнее время из опыта прогнозирования масштабов ЯЭ, возлагаемой на нее миссии и ожидаемой ресурсообеспеченности проявляется и вторая, все та же, традиционная, причина необходимости повышения КПД АС – экономия топливных ресурсов. Имея ввиду на сегодня отсутствие эффективного бридинга и трудности в реализации ЗТЦ причину можно считать «оправданной».

Текущее состояние показателей технико-экономической эффективности проектов АЭС с реакторами ВВЭР таково: при Nтепл=3000 МВт,  имеем  Nэ = 1000 МВт, при КПДбрутто=33,3%. При этом расход природного урана составляет около 170 т/ГВт.год.

Но целевые показатели системного развития этого направления (ВВР) для долговременного достаточного топливообеспечения требуют достижения расхода природного урана не более 130-135 т/ГВт.год.

Если перевести это в эквивалентную энерговыработку при постоянной тепловой мощности блока, то получим требуемую электрическую мощность 1308-1260 МВт, что соответствует необходимому КПДбрутто=44-42 %.

Как известно, такой показатель тепловой экономичности имеют котло-турбинные агрегаты с СКД параметрами пара перед турбиной 24МПа/540-560оС и промперегревом до температуры острого пара и выше (т.е. те же 540-560-565оС); при этом теоретический термический КПД паротурбинного цикла составляет » 46%. В обозримом будущем для водяной реакторной технологии достижение таких показателей видится проблематичным. Это означает, что за счет мероприятий направленных только на повышение термодинамических параметров рабочего тела ПТУ заявленной цели достичь невозможно.


Но поскольку есть еще один ресурсосберегающий рычаг в концепции ВВР-СКД – это улучшение топливоиспользования за счет увеличения доли делений на уране-238 (называемый «спектральной составляющей»), то при условии использования циркония как основного конструкционного материала в активной зоне за счет этого эффекта расход природного урана может быть снижен примерно  до 150 т/год на 1 ГВт. Т. о. имеем выигрыш в 20 т/год на «спектральной составляющей» и тогда еще примерно 20 т/год предстоит «отыграть» за счет повышения теплотехнической эффективности.

При таком комбинированном подходе получается необходимое значение КПДбрутто=37,5%, достижение которого выглядит более реалистичным.

Этот уровень тепловой эффективности в рамках легководного теплоносителя может быть достигнут разными подходами:

- повышением параметров рабочего тела в ПТУ при соответственном повышении параметров 1 контура;

- или при достигнутых параметрах первого и второго контуров совершенствованием эффективности тепловой схемы и теплотехнического оборудования 2-го контура (оптимизация процессов теплообмена и снижение потерь).

Есть и третий способ – «огневой перегрев» пара после ПГ с помощью органического топлива или водорода; при этом улучшаются эксергетические показатели использования органики за счет использования его в высокотемпературной части термодинамического цикла /1/ . (Водород, например,  может быть получен за счет избыточной энергии в периоды провала нагрузки при работе реактора на постоянной мощности – «не ядерное регулирование мощности»).

Первый из подходов можно назвать прямолинейным и не инновационным, но тем не менее требующим значительного «напряжения» по различным направлениям технологии; при принятом давлении пара второго контура 24 МПа начальная температура термодинамического цикла ПТУ может быть относительно невысокой (на уровне ~ 400-420оС ) с учетом ограничения со стороны реакторного контура.

Опыт зарубежных АС с реакторами PWR и BWR свидетельствует о реалистичности второго подхода; с учетом достигнутого мирового уровня такой подход для ВВЭР тоже нельзя считать инновационным.

Цикл СКД/СКД с высокими параметрами пара перед турбиной, освоенными огневой энергетикой, возможен только при огневом перегреве пара, т.к. проблематично создать эффективно работающую турбину с начальными параметрами пара вблизи «вершины» пограничной кривой в h-s диаграмме.

Возможные плюсы и минусы перехода на СКД-параметры

Основополагающий принцип «затраты-выгода» и в отношении к проблеме повышения КПД предполагает начинать с рассмотрения баланса того, чего удастся достигнуть в этой идее и какой ценой. Рядом стоит выбор «надежность-эффективность-безопасность». Например, горизонтальный ПГ надежнее вертикального (так принято у нас – при нашем технологическом укладе и культуре производства и эксплуатации, системе управления качеством), второй – термодинамически эффективнее; но будучи слепо внедрен в несвойственную технологическую среду (АЭС с ВВЭР)  это качество может потерять по эксплуатационным причинам. Ядерная и радиационная безопасности в этом плане будут зависеть в основном от прочности и надежности применяемых конструкционных материалов.

Основные направления в повышении КПД в традиционном  паротурбинном цикле – сочетанное повышение температуры и давления в цикле вследствие особенностей воды как рабочего тела – высокое давление насыщенных паров с ростом температуры. Это несет в себе как плюсы (термодинамические), так и минусы (инженерно-технологические). Эти противоположности существуют только в единстве процессов преобразования видов энергии. Но следует также помнить, что один из общепризнанных принципов в направлении повышения безопасности и внутренней самозащищенности ЯЭУ – это снижение энергонапряженности активной зоны и ее элементов и запасенной в контурах энергии.

Однозначно, что для заявляемых повышенных параметров воды в ВВР-СКД цирконий в качестве оболочек твэл не годится; переход на нержавеющие стали или сплавы с относительно высоким содержанием никеля приведет к повышению удельного расхода топлива. И экономически (по расходу топлива) этот эффект скорее всего сравняется с выигрышем от повышения КПД за счет повышения параметров теплоносителя 1 и 2 контуров.

От «освоенной технологии ВВЭР» остается только собственно вода - как  уникальное природного вещество, обладающее сугубо нелинейными свойствами в зависимости от давления и температуры, являя себя совершенно непохожими характеристиками и качествами даже в пределах одного агрегатного состояния. Это приводит к необходимости иметь различные методики расчета свойств и характеристик водных потоков и теплообмена в различных областях параметров (пар, вода, ПВС). Поэтому переход от освоенных систем с кипящей водой и под давлением к СКД потребуют существенного изменения «менталитета» расчетчиков и проектантов. Останется еще и «корпус реактора» как самостоятельная конструктивная единица, но претерпит такие изменения, что о технологической преемственности говорить не придется.

Стальные оболочки в водяном теплоносителе – пройденный этап в транспортных ЯЭУ; но там задумываться об экономии топлива задачи не ставилось в принципе. Цирконий с его набором свойств в ограниченном интервале параметров можно считать подарком природы (но он же является и ограничителем не позволяя дальше поднимать параметры воды).

В теплотехнике известно /2/,  что повышение только давления без соответствующего повышения температуры совершенно неэффективно и может даже дать обратный эффект, рис. 1.



Рис. 1. Зависимость термического КПД паротурбинного цикла от давления пара при различных температурах пара на входе в турбину и постоянном давлении в конденсаторе Р2. /2/.



Учитывая ограниченность рабочих областей параметров пара в ПТУ атомной энергетики не всегда повышение давления рабочего тела оправданно. Применение умеренного давления во втором контуре может привести в область начальных параметров с увеличением срабатываемого теплоперепада до появления допустимой влажности пара в цилиндре ТУ.

Главная теплотехническая особенность схем АЭС состоит в том, что практически – из-за технико-экономических соображений (и принципа ALARA) - невозможен промежуточный перегрев пара в ТУ до начальной температуры цикла (То). Для котлотурбинных установок такой процесс традиционен с точки зрения повышения КПД цикла и достигается без особых инженерных проблем. Такая попытка сделана в тепловой схеме БН-600, но она показала свою непрактичность вследствие больших габаритов и металлоемкости промежуточных пароперегревателей (из-за большого удельного объема пара направляемого на промперегрев). В данном примере выбранная схема была вынужденной из-за применения стандартной турбины. И этот пример также наглядно показал, что аргумент «стандартная турбина» при копеечном выигрыше в ТУ влечет за собой увеличение металлоемкости и габаритов предлежащего контура и усложнение пусковых и переходных режимов при эксплуатации.

После ряда таких схемно-параметрических неудач, к которым можно отнести и реакторы типа АМБ (1,2-БАЭС), остались возможности промперегрева острым или отборным паром. Это еще раз подчеркивает ошибочность тезиса «использовать на АЭС освоенные турбины огневой энергетики», потому что нерасчетные параметры пара после промперегрева в схемах АЭС ведут к снижению КПД турбин.

В теплоэнергетике известно, что промперегрев острым паром термодинамически неэффективен; он ведет к снижению КПД на 1-1,5% по сравнению с перегревом отборным паром из ЦВД или после ЦВД.   Поэтому не следует питать иллюзий: реально в атомной энергетике остается один способ промперегрева – паро-паровой из отборов ТУ.

В категориях технико-экономических подходов имеет смысл повышать температуру теплоносителя до тех пределов, пока не требуются новые конструкционные материалы. Для случая ВВЭР на достижение максимальной Твых 380-390 оС  можно надеяться только при переходе на более стойкие циркониевые сплавы, но таковые пока являются перспективой.

Более того, прочно-плотный корпус больших размеров и система трубопроводов также потребует новых материалов и вся установка станет более металлоемкой. Корпус традиционной конструкции (ковано-сварной) по необходимой толщине стенки будет нетехнологичен и придется применить многослойную или рулонированную конструкцию.

Сертифицированных материалов и опыта конструкций в атомной энергетике для такого проекта пока нет; есть «кандидатные материалы» - возможно 15Х2МФА (применяется в ЯЭ и химпроме) до уровня температур 400 С, следовательно нужны длительные по времени исследования и затратные обоснования ресурса.

Общая ситуация в теплотехнике такова, что прирост каждых 20оС рабочей температуры означает применение нового конструкционного материала в том или ином узле, в том числе с отличиями и в технологии его эксплуатации (водный режим, скорость переходных процессов).

Означенные  инженерно-технические трудности для реакторов с СКД-параметрами существуют  одновременно с повышением запасенной внутренней энергии в 1 контуре и повышением вероятности различных разрывов вследствие высоких давления и температуры. Одноконтурная схема АЭС требует глубоких исследований и обоснований выноса активированных частиц в ТУ.

В этой связи стоит конспективно вспомнить исторический ход основных тенденций в коммерческой ЯЭ.

На первоначальном, успешном этапе развития ЯЭ, и не только у нас в стране, превалировала парадигма экономического соревнования АЭС с ТЭС, в т.ч. и с угольными. Маятник ядерно-энергетических приоритетов стоял высоко в зоне «минимум приведенных затрат». Став заложницей такого соревнования среди «легковесов на коротких дистанциях» ЯЭ, как «тяжеловес для длинных дистанций», не выиграла его, а лишь набила шишек, подпортив имидж и даже оказавшись на грани дискредитации.

В этом соревновании реакторы типа ЛВР утратили изначальные свойства самозащищенности, которые давало использование  металлического топлива с высокой теплопроводностью и материалы оболочек, не грозившие бурными химическими реакциями.

Рост конкурентности шел путем наращивания единичных мощностей.  Безопасность ведения технологического процесса была возложена на активные средства прекращения реакции деления введением поглотителя и сохранения теплоотвода за счет многократного дублирования номинальных и аварийных средств/систем.

После аварии ТМI-2 в ядерном сообществе начали задумываться, а после 1986 г. (ЧАЭС-3) всерьез перешли к парадигме «безопасность - превыше всего», и соответственно, маятник приоритетов пошел в другую сторону и установился на максимальной отметке в квадранте «Безопасность».

Основные принципы создания аварийных защитных систем сводятся к их избыточности. Результатом стало удорожание как действующих, так и проектируемых АЭС за счет навески всевозможных систем безопасности (СБ) от всех мыслимых и маломыслимых случаев. Даже проект плавучей АС с КЛТ-40С за счет этого утяжелился и весом, и ценой и стал, по мнению близких к проекту специалистов даже «избыточно безопасным».

В этот период для науки стали понятны пути, по которым можно приходить к компромиссным решениям в этих двух наиболее чувствительных областях.

К настоящему времени сложились два подхода к обеспечению безопасности РУ и АС.
Первый - традиционный подход - основан на наращивании количества и повышении эффективности различных защитных и локализующих систем и устройств, которые снижают вероятность тяжелых аварий и уменьшают степень опасности их последствий. Осуществление на практике такого подхода приводит к усложнению и удорожанию установки, к ухудшению других ее характеристик и принципиально не исключает возможности крупной аварии с тяжелыми последствиями, поскольку не устранены внутренние причины, которые могут привести к ее возникновению. Для доказательства безопасности реактора при этом подходе в основном приходится опираться на вероятностный анализ безопасности (ВАБ), который рассматривает отказы технических устройств и ошибки эксплуатационного персонала как случайные события. Малая вероятность таких единичных (не статистических) событий не является ни доказательством невозможности тяжелой аварии, ни того, что она может случиться не ранее, чем через тысячи или десятки тысяч лет. Более того, в случае диверсии или террористического акта такие события не будут случайными, и выводы ВАБ вообще теряют свою убедительность.

Второй подход основан на концепции реактора с внутренне присущей (естественной) безопасностью, означающей, что причины возникновения серьезных аварий детерминированно исключены не посредством устройств или систем, а специально организованными обратными связями внутри реактора, сформированными на основе физических законов, что делает реактор самозащищенным. При таком подходе не требуется нагромождения защитных и локализующих систем, которые в ряде случаев могут сами стать причинами аварий, и сложных доказательств безопасности с проведением большого объема расчетных и экспериментальных работ по недостоверно известным сценариям. При разработке реактора следующего поколения представляется необходимым применение подхода, опирающегося на внутреннюю безопасность.

После двух крупных аварий и явного снижения экономической привлекательности проектов АС большой мощности произошел пересмотр основных принципов создания нового поколения реакторов для ЯЭ будущего; главные из них следующие /5/:
·       уход от форсирования параметров и высоких энергонапряженностей;
·       предпочтение системам с пониженным давлением (жидкометаллические, солевые);
·       снижение единичной мощности;
·       предпочтение моноблочных конструкций с интегральной компоновкой I контура;
·       для ЛВР увеличение количества охлаждающей воды в первом контуре и контайнменте;
·       обеспечение безопасности по принципам “защиты в глубину” и использования пассивных систем;
·       приемы конструирования, позволяющие детерминистически исключить возможность тяжелых аварий;
·       новый (системный/интегративный) подход к оценке экономичности и конкурентоспособности;
·       перенесение акцентов на проблемы ядерного топливного цикла;
·       создание реакторов для функционирования многокомпонентной системы ЯЭ - реакторов повышенной безопасности на тепловых нейтронах, быстрых реакторов-размножителей и реакторов-”выжигателей” РАО.

В настоящее время нельзя выделить какое-либо одно из направлений развития ядерных технологий, которое решило бы все задачи, стоящие перед ЯЭ.

Как видим, одними из важных направлений достижения внутренней самозащищенности реакторов признано снижение энергонапряжнности активных зон и снижение давления в корпусах реакторов (для снижения запасенной энергии). Более привлекательными стали выглядеть концепции реакторов без давления в реакторе с солевыми и металлическими теплоносителями.

И вот пошло чуть менее 23 лет от смены приоритетов и налицо очередная смена парадигмы развития – снова АЭС должны стать конкурентны со всеми дешевыми альтернативами, но и безопасными тоже.

Казалось бы, сегодня ЯЭ не надо так жестко экономическими методами бороться за право существования – ее развитие неизбежно, редко где перспективный ТЭБ замыкается без ее участия. Может быть не стоит зажимать ее снова в экономические тиски?

Ход прогресса безостановочен, но эпохальные открытия в виде прорывных технологий в истории человечества довольно редки (колесо-рычаг, тепловые машины, радиоволны, антибиотики и немногие другие), поэтому основная изменчивость идет путями цикличности («маятники, спирали, синусоиды»), т.е. улучшения уже известного.

Свидетелями такого очередного витка мы сегодня становимся в некоторой довольно ограниченной области реакторов на основе водяной технологии ЛВР-ВВР.

Помня о цикличности общественного развития (спираль истории), в своем стремлении к удешевлению АС мы снова оказались в том же азимутальном углу («Экономичность»), но на другом, более высоком  витке, заставляющем не забывать о «Безопасности». Этот период можно охарактеризовать «достаточная безопасность по приемлемой цене».

С учетом достигнутого уровня понимания в отношении системной взаимосвязи всех принимаемых решений в ЯЭ рассмотрим направление перехода на СКД параметры.

Выше уже говорилось, что следует различать понятия:

- термодинамической эффективности теплосиловой части АС ( преобразования тепловой энергии в электрическую), высокое значение которой может быть бесполезно, если наличествует  низкая   
- теплотехническая эффективность всей тепловой схемы АС с учетом эксергетического КПД (прямые потери тепла, высокие перепады температур, плохие насосы и т.п.); и есть еще   
- системная экономическая эффективность всего проекта (АС, или другой энергоустановки), которая складывается с учетом всех сфер деятельности и этапов его жизненного цикла (аналогично тому, как оценивается себестоимость производства э/э – включая топливную, эксплуатационную и капитальную составляющие и вывод из эксплуатации).  В том числе и затраты на разработку и апробацию новых материалов, производственных технологий и других подготовительных и обеспечивающих процессов, без которых невозможно будет нормальное функционирование установки. Для ядерной энергетики это еще и специфика топливного цикла, когда затратный период по топливу/ОЯТ продолжается и после его выгрузки из реактора. А также зависит от вида топлива/твэлов имея ввиду специфику технологий его переработки. И зависит от выбора «критерия экономической эффективности».

Очевидно, что в решении этих вопросов необходима оптимизация,  потому что термодинамическая (тепловая) и экономическая эффективность в данном случае не идут в одном русле; они отчасти пересекаются, как отмечалось выше, а иногда выставляют разнонаправленные/противоречивые требования .

Исходя из исторического опыта и уроков развития ЯЭ повышение тепловой эффективности ЯЭУ бессмысленно без эквидестантного (адекватно-равного) повышения ядерной и радиационной безопасности, т.е. снижения соответствующих рисков. Поэтому интегрированное понятие экономической эффективности в системном смысле должно включать как экономию топлива, материалов так и снижение, например, страховых расходов за счет снижения всех видов рисков по всему жизненному циклу АС. (если коротко, то повышение безопасности происходит от снижения соответствующих рисков).

Необходимо отметить, что ряд особенностей, присущих распространенным сейчас конструкциям ЛВР затрудняет достижение предельного уровня самозащищенности самой РУ: высокая энергонапряженность активной зоны, наличие большого избыточного давления теплоносителя, возможность его утраты при ограниченном аварийном запасе, относительно большой запас реактивности, химическая активность компонентов а. з. при ее перегреве.

Некоторые подходы позволяют повысить устойчивость АС к тяжелым авариям: интегральные компоновки с большой тепловой инерцией; изменение термодинамических характеристик в сторону снижения давления и температуры теплоносителя, уменьшения тепловых нагрузок на твэл, использования пассивных способов охлаждения – всережимная естественная циркуляция теплоносителя.

Из ситуации, в которой сейчас оказались ЛВР, можно сделать вывод, что те самые преимущества (большая удельная энергонапряженность топлива и а з , возможность создания блоков большой единичной мощности при изготовлении в заводских условиях наиболее ответственного оборудования, применение освоенных водяных технологий), которые позволили ЛВР занять лидирующее положение, могут оказаться для них роковыми. Это связано с неотъемлемыми физическими особенностями ЛВР большой единичной мощности.

Повышение мощности блока, как основной фактор снижения удельных капитальных вложений,  существенно усложняет проблему обеспечения его надежности и безопасности в условиях эксплуатации из-за следующих причин:

- высокая линейная нагрузка оксидных твэлов может привести к пароциркониевой реакции в авариях с потерей напора теплоносителя даже при введении стержней АЗ;
- высокая средняя объемная энергонапряженность активной зоны, требующая больших скоростей теплоносителя и сложных систем контроля и управления полем нейтронов;
- высокая средняя энергонапряженность топлива, приводящая к значительным мощностным, температурным и ксеноновым эффектам реактивности, большому изменению реактивности между перегрузками, затрудняющая работу в условиях маневрирования мощностью, требует введения борной кислоты в теплоноситель и в воду для аварийного расхолаживания;
- большой размер активной зоны, что при тепловой мощности реактора более 3000 МВт может приводить к высотным ксеноновым колебаниям нейтронного поля, а при дальнейшем увеличении мощности за счет увеличения радиальных размеров активной зоны и выравнивания поля энерговыделения – и к азимутальным ксеноновым колебаниям;
- большая остаточная мощность реактора, что требует создания надежных и мощных систем отвода тепла в период перегрузки топлива и ремонта основного теплообменного оборудования.

При увеличении мощности блоков имелось ввиду (предполагалось), что уровень надежности АЭС не будет снижаться. Но анализ работы АЭС показывает, что при увеличении единичной мощности возможно снижение КИУМ, чему есть показанные выше объективные предпосылки, требующие усложнения систем управления блоком и увеличения надежности систем его расхолаживания.

В ряде расчетных исследований показано, что при учете только капитальных и текущих затрат оптимальная электрическая мощность блока превышает 1200 МВт, но при учете ущерба потребителей при аварийном простое АС, серийности и стандартизации блоков оптимальная мощность снижается до 600-800 МВт (Эл.).

Об эффектах, связанных с повышением термодинамических параметров паротурбинного цикла (ПТЦ)

Практически однозначный выбор современного давления в первом контуре реакторов ЛВР большой мощности (15,7 МПа)  связан с ограничением по температуре, равном 350 оС для оболочек твэлов из циркониевых сплавов. Выбор этого материала был решающим для улучшения использования урана в ЛВР.

В условиях поверхностного кипения около отдельных твэл максимальная температура поверхности оболочки на 4-5 оС превышает температуру насыщения и практически однозначно определяется рабочим давлением. Дальнейшее повышение давления без снижения энергонапряжености твэлов практически не позволяет поднять температуру теплоносителя на выходе из реактора, т.к. это приведет к существенному уменьшению запасов до критических тепловых потоков. При уровне достигнутых сейчас в ЛВР объемных энергонапряженностей (100-110 МВт/м3) и предельных скоростях теплоносителя (5-6 м/с) однозначно получается средний подогрев теплоносителя в реакторе, а следовательно, и средняя температура подвода тепла в парогенераторе к рабочему телу второго контра. Практически оптимальным температурным напором в парогенераторе (средним логарифмическим напором) оказалось значение, приблизительно равное 23-24оС и достаточно устойчиво сохранившееся на всех этапах развития реакторов типа ВВЭР.

Отсюда следует, что предельная температура пара во втором контуре не может превысить 315оС в случае его перегрева. Но при температурах теплоносителя на выходе из реактора 320-330оС в парогенераторе и ПТУ выгоднее осуществлять теплосиловой цикл на насыщенном паре, т.к. он в большей мере приближается к циклу Карно /3/.

Таким образом, выбор циркониевого сплава для оболочек твэл и повышение единичной мощности блоков практически предопределили термодинамические параметры АС с ЛВР: давление первого контура около 16 МПа, температура теплоносителя на выходе из реактора 320-330оС; давление и температура пара во втором контуре соответственно 6,3-7,2 МПа и 279-285оС; КПДбрутто 32-35 %.

Параметры пара, направляемого на турбину, зависят также и от типа парогенератора: принятый в конструкции ВВЭР горизонтальный тип ПГ не позволяет получать пар с давлением больше 6,5 МПа. Вертикальные ПГ с выделенным экономайзерным участком  реакторов PWR позволяют при тех же параметрах теплоносителя несколько повысить давление вырабатываемого пара до 7,3 МПа.

Следовательно, давление пара перед турбиной не может быть выше ~ 6-7 МПа (что дает интервал в термическом КПД ( ht  ) цикла насыщенного пара  ~ 0,3% абс.)

Оба типа ПГ обладают рядом преимуществ и недостатков; при этом ни один их них не может привести к отказу в пользу того или другого типа ПГ. Следует отметить, что лучшая термодинамическая эффективность АС с PWR обусловлена не только более эффективными вертикальными ПГ, но и более оптимальной структурой второго контура в целом.

Перегрев пара в ПГ АС целесообразен только тогда, когда исчерпаны все возможности повышения давления насыщенного пара. В большинстве случаев в ПГ ЛВР возможный перегрев невелик (~ 30 оС ) и заметного повышения КПД цикла не дает, но требует определенного усложнения конструкции ПГ.

Расчетные исследования /4/ показывают наличие максимума   ht  цикла Ренкина сухого насыщенного пара при начальной температуре 350 оС (Р0  ~ 17 МПа). Этот фактор можно попытаться использовать при невысоких температурах и СКД в первом контуре.

Повышение термодинамической эффективности АС с ЛВР не противоречит улучшению их безопасности и может быть достигнуто при снижении энергонапряженности активной зоны, но это при ограниченных размерах корпусов приведет к снижению единичной мощности /5 /.

Еще один фактор, влияющий на тепловую экономичность будущих проектов АС - ограниченность водных ресурсов для охлаждения конденсаторов турбин диктует необходимость перехода на менее термодинамически эффективные оборотные системы технического водоснабжения (СТВС) – градирни (сухие или влажные).

Этот переход согласно данным табл. 1 неизбежно приведет к ухудшению вакуума в конденсаторах турбин. ПТУ зарубежных АС с PWR работают при давлении в конденсаторе Рк порядка 7-10 кПа; наши – 4 кПа.

По данным /6/ снижение вакуума на 1% приводит к увеличению расхода пара на 1,4% при постоянной электрической мощности. Соответствующий пересчет показал, что при исходном Рк=4 кПа переход на оборотную СТВС и Рк=6,5 кПа приведет к абсолютному падению ht  цикла на 3,5%. Эта цифра характеризует как бы переход от пруда-охладителя к градирне; переход же к градирне от прямоточной СТВС даст  падение ht  на 4,2 % абс.

Расчет выполнен для кратности расхода охлаждающей воды в конденсаторе m=40; эта величина оптимизируемая, ее увеличение до 50 крат улучшает и вакуум в конденсаторе, но увеличивает эксплуатационные затраты .

Таблица 1. Зависимость параметров термодинамического цикла от температуры охлаждающей воды (при кратности охлаждающей воды 40) /5/ .

Средняя температура охл. воды , о С
Давление в конденсаторе, кПа
Температура конденсации пара, о С
Изменение мощности турбины, %
Изменение термического КПД турбоустановки, % абс.
10
3,5

26,6

0

0
14

4,5

31,0
- 1,0

- 1,4

21

6,5

37,6

- 3,2

- 4,2


Как видим, даже глобальное потепление климата (повышение температуры в пруде-охладителе) как раз может повлиять негативно в сторону уменьшения выигрыша от повышения параметров 1-2 контуров и свести на нет те самые 4,2 % КПД,  которые требуются по условиям вхождения реактора в систему ЯЭ по снижению расхода природного урана.

При необходимости улучшения топливорасходных характеристик ЛВР (или при использовании «водяной технологии» для охлаждения активных зон) наибольшие ожидания следует связывать не столько с повышением КПД теми или иными способами, сколько со «спектральной компонентой» при применении теплоносителя в виде влажного или перегретого водяного пара (с закризисными но докритическими  параметрами).

При одинаковых входных параметрах пара теоретический термический КПД конкретного паротурбинного цикла зависит, и порой существенно, от целого ряда технологических параметров: давления  в конденсаторе (зависит от температуры и кратности расхода охлаждающей воды), площади теплообмена, температуры промперегрева, конечной влажности в последних ступенях турбины, количества регенеративных подогревателей, температуры питательной воды и др. 

Поэтому имеется множество технических возможностей повышения КПД и на достигнутом уровне параметров воды, что выше было названо оптимизацией тепловой схемы.

Например, изменение температуры питательной воды на 20-30  С может привести к изменению термического КПД паротурбинного цикла на 0,5 % абс. /7/

В качестве примера можно привести данные сеточного расчета КПД турбоустановок перегретого пара (табл. 2)   /7/.

Табл. 2 . Результаты расчетов КПДнетто машзала для различных входных параметров пара (температура питательной воды 180 оС)

То, оС   // Ро, МПа

6,5

9,0

13,0

340

35.53

36.01

--

380

36.42

37.14

37.32

430

37.23

38.29

38.90

480

--

39.13

40.15



4. Возможные перспективы

Учитывая законы хода истории и технического прогресса стоит посмотреть на проблему с другой точки зрения.

Может быть проще это недополучение/потерю, или как говорится в торговле «упущенную выгоду» в виде «системной нехватки топлива при широкомасштабном вводе»,  взять на других направлениях и принципах?

(Яркий пример: в 50-е гг. стояла серьезная проблема повышения КПД паровозов; а далее она исчезла, т.к. произошла обычная смена поколений локомотивного парка и технологий движителя на другой принцип - электротягу и дизели.)

Вообще-то весь "цимус" атомной энергии в том, что ядерная энергетика как Система (а не установки-одиночки) способна не только банально сжигать свое особое топливо для производства энергии, но главным то образом она способна нарабатывать новое, вторичное топливо в расширенной пропорции.

Если вообще посмотреть на проблему топливоиспользования с точки зрения системности, то может быть сосредоточить усилия на другом пути («не этих мыть, а новых делать»), т. е. практически вложиться в технологии нормального бридинга топлива.  Ведь 3-х компонентная система ЯЭ (тепловые реакторы – бридеры – выжигатели отходов) вполне позволит проявиться преимуществам всех реакторных технологий, в том числе  и надежным, неперенапряженным тепловым ВВР.

Поскольку для ожидаемых супер-ВВР все равно необходим ЗТЦ, со всеми технологиями, оборудованием и требованиями ничем не отличающийся от БР, то не видно веских аргументов для «перезакручивания гаек» в освоенной «референтной» технологии ВВЭР.

Стоит ли вообще поднимать проблему кардинального повышения КПД АС с ВВЭР (да и не только ВВЭР)?

Экономия угля, нефти и газа имеет под собой кроме прямой транспортно-экономической выгоды еще и планетарный эффект – снижение выброса парниковых газов.

Ядерная энерготехнология не имеет сброса парниковых газов, следовательно, в глобальном масштабе ей может быть позволительно иметь несколько повышенные тепловые сбросы (из чистой атмосферы тепло улетучивается быстрее).

Помня о законах сохранения и о единстве и борьбе противоположностей, нельзя требовать от энерготехнологии сразу всего - быть надежной, дешевой и энергоэффективной. В ЯЭ «безопасность» и «эффективность» всегда находятся на разных чашах весов; отсюда происходят постановки вопросов: «Сколько стоит безопасность?» и «Чем в безопасности можно поступиться для повышения эффективности?».

Вывод

Вспоминаем еще одну аналогию: уран-235 это «спички для разжигания костра»; «дровами» для яркого горения в этой системе-костре являются уран-238 и торий. Греемся пока от спичек; дрова в зону горения попадают побочно, как упаковка от спичек; и вот  начинают раздаваться вопиянные возгласы: «Спички кончаются!!!». Ну и, естественно, что кончаются. Давно надо было начать подкладывать дровишки. Если уж упущено время с внедрением эффективных бридеров и методов переработки ОЯТ для долговременного топливообеспечения ЯЭ, то это не повод «выкручивать руки (или трубы?) невинным водо-водяным». Время упущено, но не прошло, надо пытаться выправить положение.

Видится более целесообразным ожидать повышения КПД ВВР на основе разработки инновационных энергопреобразователей и теплообменных аппаратов.

А задача долговременного топливообеспечения ЯЭ при всем наборе противоречивых граничных условий более красиво смотрится в рамках 3-х компонентной системы.

Вода – это такое уникальное природное вещество, которое позволяет иметь широкий спектр плотностей при различных давлениях; следовательно, и необходимую плотность в активной зоне для осуществления спектрального регулирования можно обеспечить на докритических параметрах среды. Если результаты тепло-физических расчетов это подтверждают и тепловая схема обеспечивает необходимые параметры теплоносителя без излишних ухищрений, забираться в область высоких давлений и температур не целесообразно. Поскольку другая термодинамическая уникальность воды – это высокое давление насыщенных паров с ростом температуры,  она влечет за собой чисто инженерные трудности, которые в атомной технологи неразрывно сопряжены с ядерным и радиационным риском.

С уходом от циркония и борного регулирования эпоха ВВЭР/PWR как и эпоха паровозов сменится совсем другой технологией, где останется только Н2О в некоем корпусе; и назвать ее «освоенной/референтной водяной технологией» будет нельзя.


Необходимые исследования, вытекающие из постановки вопроса «повышения КПД»
 
Следует провести детальные сравнительные расчеты нейтронных и материальных балансов для ответа на вопросы:

- величины выигрыша в КПД в области предполагаемых параметров (расчетная сетка, это давно известно, следует только сделать конкретную выборку при одинаковых методах);
- Сколько урана экономит повышение термического КПД на 1 абс.%?
- сколько урана расходуется на повышение паразитного захвата в материалах?
- сколько топлива дает/сэкономит спектральная составляющая (в пересчете на природный уран)?
- на сколько увеличится металлоемкость ЯППУ?
- на сколько более дорогие материалы будут использованы?
- достаточны ли их ресурсы на длительную перспективу и широкой масштаб внедрения?
- на сколько повышается риск тяжелых аварий с повышением параметров воды?
- исследование устойчивости и управляемости при сложных схемах движения теплоносителя в корпусе;
- какие потребуются изменения в системах безопасности;
- исследовать вынос частиц (радиоактивности) при одноконтурном СКД;
- затраты на разработку новой ПТУ (серийные не подойдут);
- технологическое переоснащение машиностроения.

И затем провести балансное сравнение в относительных величинах к исходному проекту ВВЭР-1000.

И уж совсем напоследок

Прежде чем безоглядно ввергаться в дебри высоких параметров рабочих сред следует для начала «вылизать» тепловую схему (хотя бы до уровня эффективности зарубежных аналогов), и выбирать тепловую схему и ее термодинамические параметры не с позиций большой единичной мощности, а путем оптимизации именно с позиций системной экономической эффективности АС.

Конечно, при таком качественно-поверхностном рассмотрении вопроса невозможно сделать однозначного вывода о путях совершенствования ВВР. И снова вместо четкого однозначного вывода в затее  повышения КПД АЭС гложутся два червя сомнений: один - научно-исследовательский – «это очень интересная задача, получим много новых знаний о процессах, новые материалы»; а другой – железный инженерно-практический – «стоит ли создавать дополнительные проблемы на фоне пятиметровых корпусов при таком давлении и температурах; это дополнительный риск, объект ядерно- и радиационно-опасный; на исследования и материалы нужны средства и время». А теперь еще и кризис. Вот если эту сверхкритическую среду поместить в трубы или каналы - тогда все выглядит гораздо проще и надежней.

Вода может обеспечить любое КПД, если уж мы находимся в рамках турбомашинного преобразования энергии именно через пар; но весь вопрос в том, в каких рамках эта вода будет действовать и нагреваться. И зарубежные исследования дают один вердикт: «нужны новые материалы».

Главное, чтобы процесс «оптимизации ВВЭР» не стал аналогом процесса «оптимизации штатного расписания АЭС».

Литература
1.     Орлов В.В., Щепетина Т.Д. Исследование возможностей применения огневого перегрева пара для маневренных АЭС. Отч. ИАЭ № 35/741086, 1986 г./
2.     Проектирование теплообменных аппаратов АЭС/ Ф.М.Митенков, В.Ф.Головко, П.А.Ушаков, Ю.С.Юрьев; Под ред. Ф.М. Митенкова. М.: Энергоатомиздат, 1988 – 296 с.
3.     Дорощук В.Е. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977. /
4.     Рыжкин В.Я. Тепловые электрические станции. -3-е изд. –М.: Энергоатомиздат, 1987, -328 с.
5.     Анализ потенциала экономической эффективности и безопасности основных концепций реакторных установок повышенной безопасности на основе водяной технологи теплоносителя. Отчет ИАЭ № 014,1-658-89, 1989 г. 207 с. Отв. Исп. Слесарев И.С.
6.     Справочная книжка энергетика. Смирнов А.Д., Антипов К.М., 5-е изд перераб. И доп. –М: Энергоатомиздат, 1987, -563 с.
7.     Расчетное исследование тепловой эффективности паротурбинного цикла АЭС с ПВЭР. Субботин С.А., Щепетина Т.Д., Серебряников В.Н.  Отчет ИАЭ № 014,1 565-89 (промежуточный), 1989 г. 15 с. 

назад

Материалы из архива

12.2009 Беспомощность

Редакционная статья газеты «Ведомости»: - Президент, безусловно, активно реагирует на несчастья. Он проводит совещания с министрами и просит: МЧС — спасать, силовиков — расследовать, медиков — лечить, финансистов — финансировать, юристов — менять законы, каждого по отдельности — «взять под особый контроль». Риторика его ужесточается (сейчас уже применяются слова «безответственные мерзавцы», «раздолбайство»)...

1.2006 Ядерные материалы: проблемы собственности

А.И.Иойрыш, д.ю.н., профессор, заслуженный юрист РФ, руководитель проблемной группы мирного использования атомной энергии Института государства и права РАН; В.Г.Терентьев, д.т.н., профессор, лауреат Государственной премии СССР, начальник отделения законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома; А.Б.Чопорняк, к.ю.н., начальник отдела законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома До принятия закона «Об использовании атомной энергии» юридические лица в сфере своей хозяйственной деятельности заключали договора поставки и купли–продажи, в том числе и в отношении ядерных материалов, в соответствии с действующим ГК РФ.

7.2009 Производство для потребления или…

М.Ю. Ватагин, к.э.н.,  директор ЭФЭН-Киев; И.В. Вережинская, ведущий экономист ЭФЭН-КиевПотребители, в народном хозяйстве, противопоставляются производителям, хотя каждый, относительно, есть и то, и другое.         Словарь В.И. Даля [1] Богат не тот, у кого МНОГО, а кому ДОСТАТОЧНО.    Народная мудрость