Вывод о достоинствах и недостатках АЭС с ВВЭР

Особенностями АЭС имеющей Водо-Водяной Энергетический Ректор можно считать использование реактора корпусного типа, двухконтурной схемы, а также водный теплоноситель в обоих контурах. Его главными достоинствами являются, во-первых, компактность и относительная простота конструкции, во-вторых, хорошая управляемость.

Использование воды в качестве теплоносителя и теплоносителя-замедлителя в ядерных установках имеет ряд преимуществ:

· Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена и отработана.

· Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами.

· Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.

· Обычная химобессоленая вода дешева.

К недостаткам водо-водяных реакторов стоит отнести необходимость подбора коррозионно-устойчивых материалов для ТВЭЛов и корпуса реактора.

Использование двухконтурной схемы добавляет потери теплоты в парогенераторе, но имеет свои плюсы ввиду нерадиоактивности второго контура: повышение срока службы элементов ПТУ и относительной безопасности утечки.

Для проведения анализа тепловой экономичности заданного цикла сведем в таблицу данные полученные методом теплового баланса, расчета энтропий и эксергий.

Таблица 5. Сводные данные по АЭС с ВВЭР

Анализ расчетных данных позволяет сделать следующие выводы:

· КПД АЭС с ВВЭР-1000 при заданных параметрах равен 35,0%;

· Тепловой баланс показывает, что основные потери теплоты относятся к конденсатору паротурбинной установки (62,6%);

· Энтропийные составляющие цикла АЭС (табл 5) позволяют сделать выводы только об эффективности теплообмена в элементах обоих контуров. С этой позиции наименее экономичными являются ядерный реактор и паровые турбины. (потери соответственно 25,8% и 22,1%);

Эксергетический метод анализа наиболее точен, так как включает в себя потери во всех элементах расчетного цикла. Он показывает:

· Большие (46,3%) потери эксергии, происходят в ядерном реакторе при делении ядерного топлива;

· В первом контуре АЭС теряется 8,6% возможной работы;

· В цикле ПТУ наибольшие потери приходятся на паровые турбины и конденсатор (составляют 4,1% и 3.0% соответсвенно)

На основании расчетных данных можно сделать следующие выводы:

· наибольший КПД (36,4) соответствует АЭС с РБМК, что обусловлено наличием двух контуров (раздельный реактор и парогенератор),между 2мя контурами теряется теплота, а также часть энергии расходуется на работу насоса 1го контура,

· остальные элементы ПТУ имеют незначительные отличия в увеличениях энтропий и потерях эксергий, это связано с похожими исходными параметрами термодинамического цикла.

Поиск по сайту: