<?xml version="1.0" encoding="UTF-8"?>
<!DOCTYPE article PUBLIC "-//NLM//DTD JATS (Z39.96) Journal Publishing DTD v1.3 20210610//EN" "JATS-journalpublishing1-3.dtd">
<article article-type="research-article" dtd-version="1.3" xmlns:mml="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" xmlns:xlink="http://www.w3.org/1999/xlink" xmlns:xsi="http://www.w3.org/2001/XMLSchema-instance" xml:lang="ru"><front><journal-meta><journal-id journal-id-type="publisher-id">glonucsec</journal-id><journal-title-group><journal-title xml:lang="ru">Глобальная ядерная безопасность</journal-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Global Nuclear Safety</trans-title></trans-title-group></journal-title-group><issn pub-type="ppub">2305-414X</issn><issn pub-type="epub">2499-9733</issn><publisher><publisher-name>National Research Nuclear University "MEPhI"</publisher-name></publisher></journal-meta><article-meta><article-id pub-id-type="doi">10.26583/gns-2026-01-07</article-id><article-id custom-type="edn" pub-id-type="custom">PMJIMT</article-id><article-id custom-type="elpub" pub-id-type="custom">glonucsec-395</article-id><article-categories><subj-group subj-group-type="heading"><subject>Research Article</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="ru"><subject>ЭКСПЛУАТАЦИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="en"><subject>OPERATION OF FACILITIES NUCLEAR INDUSTRY</subject></subj-group></article-categories><title-group><article-title>Моделирование режимов работы турбоустановки при продлении кампании энергоблока ВВЭР-1000</article-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Modeling of turbine operating modes of the stretch-out operation for VVER-1000 power unit</trans-title></trans-title-group></title-group><contrib-group><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0009-0008-4736-8984</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Никитась</surname><given-names>Г. Н.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Nikitas</surname><given-names>G. N.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>Кафедра атомной энергетики, студент</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Department of Atomic Energy</p></bio><email xlink:type="simple">nikitas.gleb@mail.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0000-0002-9431-7046</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Лапкис</surname><given-names>А. А.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Lapkis</surname><given-names>A. A.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>Кандидат технических наук, доцент кафедры атомной энергетики, ведущий инструктор учебно-тренировочного подразделения.</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Cand. Sci. (Eng.), Associate Professor, Department of Atomic Energy; Senior Instructor of the Training Department</p></bio><email xlink:type="simple">AALapkis@mephi.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-2"/></contrib><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0009-0000-4697-3885</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Озерный</surname><given-names>Д. А.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Ozerny</surname><given-names>D. A.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>Кафедра атомной энергетики, студент</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Department of Atomic Energy</p></bio><email xlink:type="simple">dima-oz.2004@yandex.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib></contrib-group><aff-alternatives id="aff-1"><aff xml:lang="ru">Волгодонский инженерно-технический институт – филиал Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ»<country>Россия</country></aff><aff xml:lang="en">Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI»<country>Russian Federation</country></aff></aff-alternatives><aff-alternatives id="aff-2"><aff xml:lang="ru">Волгодонский инженерно-технический институт – филиал Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ»;&#13;
Ростовская атомная станция – филиал АО «Концерн Росэнергоатом»<country>Россия</country></aff><aff xml:lang="en">Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI»;&#13;
Rostov Nuclear Power Plant – a branch of Rosenergoatom Concern JSC<country>Russian Federation</country></aff></aff-alternatives><pub-date pub-type="collection"><year>2026</year></pub-date><pub-date pub-type="epub"><day>22</day><month>03</month><year>2026</year></pub-date><volume>16</volume><issue>1</issue><fpage>61</fpage><lpage>68</lpage><permissions><copyright-statement>Copyright &amp;#x00A9; Никитась Г.Н., Лапкис А.А., Озерный Д.А., 2026</copyright-statement><copyright-year>2026</copyright-year><copyright-holder xml:lang="ru">Никитась Г.Н., Лапкис А.А., Озерный Д.А.</copyright-holder><copyright-holder xml:lang="en">Nikitas G.N., Lapkis A.A., Ozerny D.A.</copyright-holder><license license-type="creative-commons-attribution" xlink:href="https://creativecommons.org/licenses/by/4.0/" xlink:type="simple"><license-p>This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.</license-p></license></permissions><self-uri xlink:href="https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/395">https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/395</self-uri><abstract><p>Актуальность исследования обусловлена необходимостью минимизации экономических потерь от недовыработки электроэнергии в период продления кампании энергоблоков ВВЭР-1000. Целью работы является анализ эффективности использования режима скользящего давления во втором контуре для высвобождения дополнительной реактивности за счет температурного эффекта и увеличения выработки электроэнергии. Разработана комплексная математическая модель, включающая уравнения баланса реактивности (температурный и мощностной эффекты), уравнения теплового баланса и теплопередачи в парогенераторе, а также уравнение Стодолы-Флюгеля для расхода пара. Моделирование выполнено в САПР United Cycle, где создана и верифицирована тепловая схема турбоустановки К-1000-60/1500-2. Проведена сравнительная оценка трех режимов продления кампании: снижение мощности при постоянном давлении, режим скользящего давления, и комбинированный режим скользящего давления с поэтапным отключением групп подогревателей высокого давления. Моделирование выполнялось для диапазона снижения тепловой мощности реактора, соответствующего периоду продления кампании. Установлено, что применение скользящего давления с отключением ПВД позволяет поддерживать электрическую мощность на более высоком уровне по сравнению с базовым режимом, что обеспечивает значительный дополнительный экономический эффект. При этом выявлен рост влажности пара на выхлопе турбины, что требует согласования с заводом-изготовителем. Предложен поэтапный график отключения ПВД, обеспечивающий оптимальное ведение режима по критерию максимизации выработки. Внедрение данной технологии наиболее актуально для АЭС, расположенных в южных регионах с более высоким давлением в конденсаторе. Полученные результаты могут быть использованы при разработке эксплуатационной документации и обосновании безопасности продления кампании для энергоблоков ВВЭР-1000.</p></abstract><trans-abstract xml:lang="en"><p>The relevance of this study is determined by the necessity to minimize economic losses resulting from reduced electricity output during the stretch-out operation of VVER-1000 power units. The objective of the work is to analyze the efficiency of utilizing the sliding pressure mode in the second circuit to release additional reactivity through the temperature effect and to increase electricity generation. A comprehensive mathematical model has been developed, incorporating reactivity balance equations (considering temperature and power effects), heat balance and heat transfer equations for the steam generator, and the Stodola–Flügel equation for steam flow rate. The simulation is performed using the United Cycle CAD system, where the thermal schematic of the K-1000-60/1500-2 turbine unit was created and verified. A comparative assessment of three extended campaign modes is conducted: power reduction at constant pressure, the sliding pressure mode, and a combined sliding pressure mode with staged disconnection of high-pressure heater (HPH) groups. The simulation is carried out for the range of reactor thermal power reduction corresponding to the extended campaign period. It is established that the application of sliding pressure with HPH disconnection allows maintaining a higher level of electrical power compared to the base mode, thereby providing a significant additional economic effect. Concurrently, an increase in exhaust steam moisture content at the turbine outlet is identified, which necessitates coordination with the manufacturer. A staged schedule for HPH disconnection is proposed, ensuring optimal mode management based on the criterion of maximizing power output. The implementation of this technology is most relevant for NPPs located in southern regions characterized by higher condenser pressure. The obtained results can be utilized in the development of operational documentation and the safety justification for extended campaigns of VVER-1000 power units.</p></trans-abstract><kwd-group xml:lang="ru"><kwd>реактор</kwd><kwd>ВВЭР-1000</kwd><kwd>кампания</kwd><kwd>запас реактивности</kwd><kwd>мощностной эффект</kwd><kwd>температурный эффект</kwd><kwd>парогенератор</kwd><kwd>скользящее давление</kwd></kwd-group><kwd-group xml:lang="en"><kwd>reactor</kwd><kwd>VVER-1000</kwd><kwd>campaign</kwd><kwd>reactivity reserve</kwd><kwd>power effect</kwd><kwd>temperature effect</kwd><kwd>steam generator</kwd><kwd>sliding pressure</kwd></kwd-group></article-meta></front><back><ref-list><title>References</title><ref id="cit1"><label>1</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Пономаренко Г.Л., Румик А.П. Новая технология маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR. Тяжелое машиностроение. 2019;(1-2):11-22. Режим доступа: https://elibrary.ru/item.asp?id=38572342&amp;ysclid=mluq2z8nwq582688226 (дата обращения: 02.10.2025).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Пономаренко Г.Л., Румик А.П. Новая технология маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR. Тяжелое машиностроение. 2019;(1-2):11-22. Режим доступа: https://elibrary.ru/item.asp?id=38572342&amp;ysclid=mluq2z8nwq582688226 (дата обращения: 02.10.2025).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit2"><label>2</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Браславский Ю.В., Матузаев К.Б., Мерзликин Г.Я., Сукрушев А.В. Анализ экономической целесообразности внедрения длительных топливных циклов на АЭС с ВВЭР-1000. Энергетические установки и технологии. 2019;5(1):7-13. Режим доступа: https://elibrary.ru/item.asp?id=37145005&amp;ysclid=mluq7bmia8983543441 (дата обращения02.10.2025).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Браславский Ю.В., Матузаев К.Б., Мерзликин Г.Я., Сукрушев А.В. Анализ экономической целесообразности внедрения длительных топливных циклов на АЭС с ВВЭР-1000. Энергетические установки и технологии. 2019;5(1):7-13. Режим доступа: https://elibrary.ru/item.asp?id=37145005&amp;ysclid=mluq7bmia8983543441 (дата обращения02.10.2025).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit3"><label>3</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Джарум Б., Соловьев Д.А., Семенов А.А., Щукин Н.В., Выговский С.Б., Аль-Шамайлех А.И., Танаш Х.А. Влияние температурного регулирования при работе ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 в режиме следования за нагрузкой. Вестник НИЯУ МИФИ. 2020;9(3):201-209. Режим доступа: https://vestnikmephi.elpub.ru/jour/article/view/84/70?ysclid=mluq8seh8r644686969 (дата обращения: 02.10.2025).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Джарум Б., Соловьев Д.А., Семенов А.А., Щукин Н.В., Выговский С.Б., Аль-Шамайлех А.И., Танаш Х.А. Влияние температурного регулирования при работе ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 в режиме следования за нагрузкой. Вестник НИЯУ МИФИ. 2020;9(3):201-209. Режим доступа: https://vestnikmephi.elpub.ru/jour/article/view/84/70?ysclid=mluq8seh8r644686969 (дата обращения: 02.10.2025).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit4"><label>4</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Yang Zhang, Song Yinlei, Tian Wei. Optimal control of stretch-out operation for CPR1000 nuclear power unit. Nuclear power engineering. 2022;43(3):144-150. https://doi.org/10.13832/j.jnpe.2022.03.0144</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Yang Zhang, Song Yinlei, Tian Wei. Optimal control of stretch-out operation for CPR1000 nuclear power unit. Nuclear power engineering. 2022;43(3):144-150. https://doi.org/10.13832/j.jnpe.2022.03.0144</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit5"><label>5</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Грачев А.С., Лапкис А.А., Смолин А.Ю. Возможность продления кампании действующих энергоблоков ВВЭР-1000 за счет работы на скользящем давлении второго контура. Глобальная ядерная безопасность. 2023;13(2):66-76. https://doi.org/10.26583/gns-2023-02-08</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Грачев А.С., Лапкис А.А., Смолин А.Ю. Возможность продления кампании действующих энергоблоков ВВЭР-1000 за счет работы на скользящем давлении второго контура. Глобальная ядерная безопасность. 2023;13(2):66-76. https://doi.org/10.26583/gns-2023-02-08</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit6"><label>6</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Пономаренко Г.Л., Румик А.П. Патент № 2675380 C1 Российская Федерация, МПК G21C 7/00. Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR. Заявка №2018117898 от 15.05.2018; опубл. 19.12.2018. Режим доступа: https://rusneb.ru/catalog/000224_000128_0002675380_20181219_C1_RU/ (дата обращения: 02.10.2025).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Пономаренко Г.Л., Румик А.П. Патент № 2675380 C1 Российская Федерация, МПК G21C 7/00. Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR. Заявка №2018117898 от 15.05.2018; опубл. 19.12.2018. Режим доступа: https://rusneb.ru/catalog/000224_000128_0002675380_20181219_C1_RU/ (дата обращения: 02.10.2025).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit7"><label>7</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Romanov S.N., Kutakhov A.G., Romanov K.S. Software united cycle for simulation of static operation modes of power plants. Proc. SPIE 4627, Fifth International Workshop on Nondestructive Testing and Computer Simulations in Science and Engineering, (18 February 2002). https://doi.org/10.1117/12.456288</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Romanov S.N., Kutakhov A.G., Romanov K.S. Software united cycle for simulation of static operation modes of power plants. Proc. SPIE 4627, Fifth International Workshop on Nondestructive Testing and Computer Simulations in Science and Engineering, (18 February 2002). https://doi.org/10.1117/12.456288</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit8"><label>8</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Самойлович Г.С., Трояновский Г.С. Переменные и переходные режимы в паровых турбинах. Москва: Энергоатомиздат; 1982. 496 с. Режим доступа: https://rusneb.ru/catalog/000199_000009_001093298/?ysclid=mluqibbclw356763517 (дата обращения: 02.10.2025)</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Самойлович Г.С., Трояновский Г.С. Переменные и переходные режимы в паровых турбинах. Москва: Энергоатомиздат; 1982. 496 с. Режим доступа: https://rusneb.ru/catalog/000199_000009_001093298/?ysclid=mluqibbclw356763517 (дата обращения: 02.10.2025)</mixed-citation></citation-alternatives></ref></ref-list><fn-group><fn fn-type="conflict"><p>The authors declare that there are no conflicts of interest present.</p></fn></fn-group></back></article>
