Комплексний аналіз теплових процесів у реакторі ВВЕР-1000 та парогенераторі ПГВ-1000М для підвищення ефективності експлуатації
DOI:
https://doi.org/10.20998/2078-774X.2025.02.02Анотація
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. Спираючись на оптимальні значення роботи реактора проведено тепловий конструкційний розрахунок парогенератора, що дозволило оцінити ефективність теплопередачі. Для пошуку потенційних шляхів модернізації процесів в парогенераторі було проведено аналіз впливу зовнішніх діаметрів трубок 14, 12, 10 мм і швидкості первинного теплоносія на процес теплопередачі і габарити парогенератора. Було обрано діаметр трубок 10 мм, швидкість первинного теплоносія 5,72 м/с, яка відповідає оптимальній швидкості при розрахунку реактора. Ці показники відповідають найкращім показникам теплопередачі зі збереженням безпечної роботи парогенератора і реактора.
Посилання
World Nuclear Association (2023), World Nuclear Perfor-mance Report 2023, London, United Kingdom, Access mode: https://world-nuclear.org/images/articles/performance-report-2023-final.pdf (accessed 22 November 2025).
Slugen V., Veternikova J. S., Domankova M., Gavalec M., Petzova J., Slnek D., Dzubinsky M., Shugaylo O., Szenthe I., Gillemot F., Zarazovskii M., Lydman J., Kopriva R., Szavai S., Srba O. (2025), “VVER long-term operation – A review based on the material studies results from past and ongoing EU supported research projects”, Nuclear Engi-neering and Design, vol. 435, paper ID 113949, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.113949.
Zarifi E., Jahanfarnia G. R., Mousavian S. K., D'Auria F. (2009), “Semi 2D modeling of the horizontal steam gener-ator PGV-1000 using the RELAP5 code”, Progress in Nu-clear Energy, vol. 51, is. 8, pp: 788–798, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2009.05.001.
Redondo-Valero E., Queral C., Sanchez-Espinoza V. H. (2021), “Redondo-Valero E. Thermal-hydraulic analysis of a VVER-1000/V-320 reactor with TRACE5p5 code”, European Nuclear Young Generation Forum (ENYGF’21), 27–30 September 2021, Tarragona, Spain, Access mode: https://www.researchgate.net/publication/375385998_Thermal-hydraulic_analysis_of_a_VVER-1000V-320_reactor_with_TRACE5p5_code (accessed 22 No-vember 2025).
Tabadar Z., Aghajanpour S., Jabbari M., Khaleghi M., Hashemi-Tilehnoee M. (2018), “Thermal-hydraulic analy-sis of VVER-1000 residual heat removal system using RELAP5 code, an evaluation at the boundary of reactor repair mode”, Alexandria Engineering Journal, vol. 57, is. 3, pp. 1249–1259, https://doi.org/10.1016/j.aej.2017.03.044.
Ateya A. E. A. (2020), “Benchmark Analysis of VVER-1000 Nuclear Reactor using MCNPX code for the West-inghouse and the TVEL Fuel Assemblies”, International Journal of Engineering Research and Advanced Technol-ogy (IJERAT), vol. 6, no. 3, pp. 20–28, https://doi.org/10.31695/IJERAT.2020.3608.
International Atomic Energy Agency (IAEA) (2005), WWER-1000 Reactor Simulator: Material for Training Courses and Workshops, 2nd Ed., ISSN 1018–5518, Ac-cess mode: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TCS-21_2nd_web.pdf (accessed 22 November 2025).
Yefimov O. V. Pуlуpenko M. M, Potanina T. V., Ka-vertsev V. L., Нarkusha T. A. (2017), Reaktory i parogen-eratory ener-goblokiv AES: shemy, procesy, materialy, konstrukcii', modeli [Reactors and steam generators of NPP power units: schemes, processes, materials, structures, models], LLC “In the case”, Kharkiv, Ukraine, 420 p., ISBN 978-617-7305-28-5.
Denysevych K. B., Landau Ju. O., Nejman V. O., Sulejmanov V. M., Shyljajev B. A. (2013), “Knyga 4. Rozvytok atomnoi' energetyky ta ob’jednanyh energosys-tem ["Development of Nuclear Energy and Integrated Power Systems]”, Energetyka: Istorija, suchasnist' i majbutnje ["Energy: History, Present, and Future"], Kiev, Ukraine.
Shevel' Je. V., Vorobjov M. V. (2017), “Parogeneratory AES [Steam Generators of Nuclear Power Plants]”, Metodychni vkazivky do kursovogo proektu z dyscypliny “Parogeneratory ta teploobminnyky AES” [Guidelines for the Course Project in the Discipline «Steam Generators and Heat Exchangers of Nuclear Power Plants’»], National Technical University of Ukraine “Igor Sikorsky Kyiv Pol-ytechnic Institute”, Kiev, Ukraine, 25 p, Access mode: https://ela.kpi.ua/items/f67fb85c-70c3-4628-95df-c1f241d6b659 (accessed 22 November 2025).
