Комплексний аналіз теплових процесів у реакторі ВВЕР-1000 та парогенераторі ПГВ-1000М для підвищення ефективності експлуатації

Abstract

Стаття присвячена аналізу комплексної роботи реактора ВВЕР-1000 і парогенератора ПГВ-1000М і буде корисною для здобувачів вищої освіти за спеціальностями машинобудівної і теплоенергетичної галузей як матеріал для аналізу та закріплення знань із теплових розрахунків теплоенергетичного устаткування. Робота реактора досліджувалась при змінній питомій енергонапруженності активної зони при значеннях 100, 110, 120 Вт/м3. При розрахунку і аналізу роботи реактора обрано оптимальний режим роботи з найбільшою ефективністю і збереженням безпечної роботи реактора при питомій енергонапруженності активної зони 110 Вт/м3, при цьому значенні отримані розподіл температур в оболонках ТВЕЛів по всій довжині, температури теплоносія на вході і виході реактора, коефіцієнт запасу до кризи теплообміну. Детальний аналіз температурних профілів, виявив, що найбільше тепловиділення та відповідні температури спостерігаються в центрі паливного стрижня. Аналіз, проведений у роботі, показав, що мінімальний запас до кризи теплообміну в максимально навантаженому каналі становить понад 32,5 %. Це означає, що коефіцієнт запасу до кризи теплообміну перевищує 1,325, що вважається достатнім запасом для ВВЕР реакторів. The article is dedicated to the analysis of the integrated operation of the VVER-1000 reactor and the PGV-1000M steam generator. It is intended to serve as a useful resource for students in mechanical engineering and thermal power engineering programs, providing material for analysis and reinforcement of knowledge in thermal calculations of power equipment. The reactor operation was investigated at varying volumetric power density values of the reactor core of 100, 110, and 120 W/m³. Based on the calculation and analysis of reactor operation, the optimal operating mode was selected, providing the highest efficiency while maintaining safe reactor operation at a volumetric power density of the reactor core of 110 W/m³. At this value, the temperature distribution in the fuel rod claddings along the entire length, the cool-ant temperatures at the reactor inlet and outlet, and the margin to critical heat flux were obtained. A detailed analysis of the temperature profiles showed that the maximum heat generation and the corresponding temperatures are observed at the center of the fuel rod. The study showed that the minimum CHF safety margin in the most heavily loaded channel exceeds 32.5%.