автореферат диссертации по энергетике, 05.14.01, диссертация на тему:Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками

9 15-5/1012

Юрин Валерий Евгеньевич

ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМ АКТИВНОГО ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ РЕАКТОРОВ НА БАЗЕ КОМБИНИРОВАНИЯ АЭС С МНОГОФУНКЦИОНАЛЬНЫМИ УСТАНОВКАМИ

Специальность 05.14.01 - Энергетические системы и комплексы

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

На правах рукописи

щ--

Саратов 2015

Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования

«Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю.А.»

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Аминов Рашид Зарифович

Официальные оппоненты: Столяревский Анатолий Яковлевич,

доктор технических наук, директор ООО «Центр «КОРТЭС» (общество с ограниченной ответственностью «Центр комплексного развития технологий и энерготехнологических систем»), г. Москва

Рязанов Станислав Викторович,

кандидат технических наук, начальник отдела охраны окружающей среды Филиала ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Балаковская атомная станция», г. Балаково

Ведущая организация: Акционерное Общество «Всероссийский Научно-

исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций» (АО «ВНИИАЭС»), г. Москва

Защита состоится «29» сентября 2015 г. в 14.00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.242.07 при ФГБОУ ВПО «Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю.А.» по адресу: 410054, г. Саратов, ул. Политехническая, 77, корпус 1, ауд. 319.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ФГБОУ ВПО «Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю.А.» и на сайте www.sstu.ni.

Автореферат разослан « _2<Ь » июля 2015 г.

Ученый секретарь ур

диссертационного совета (^^¿С Ларин Евгений Александрович

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

В настоящее время благополучие государств во многом зависит от развития энергетики. От возможности страны обеспечивать себя и соседние государства электроэнергией и теплом во многом зависит уровень ее значимости на геополитической карте. Наибольшее развитие получила углеводородная, ядерная и возобновляемая энергетика. Углеводородная энергетика исчерпала потенциал своего развития и, кроме того, ведет к постепенному уменьшению запасов углеводородного сырья. Возобновляемая энергетика еще не достигла необходимого технического уровня развития, чтобы прийти ей на смену. Поэтому, если не ускорить развитие ядерной энергетики, через несколько десятилетий мир может оказаться на грани энергетического кризиса. В связи с этим в последнее время большинство стран перешли на курс увеличения доли покрытия графиков электрических нагрузок атомными электрическими станциями.

После нефтяного кризиса 1973 года развитые страны избрали курс на повышение своей энергетической безопасности посредством ядерной энергетики. Однако аварии на станции Three Mile Island в США в 1979 г. и на Чернобыльской АЭС в 1986 г. сразу вызвали протесты и резкое сокращение строительства атомных электростанций. Кроме того, значительно повысилась стоимость атомной энергии в связи с резким повышением требований к безопасности станций и соответственному их удорожанию. Крупная радиационная авария, произошедшая 11 марта 2011 года в результате сильнейшего в истории Японии землетрясения и последовавшего за ним цунами, подтверждает актуальность этой проблемы и в настоящее время.

Институтом «Атомэнергопроект», ОКБ «Гидропресс» и Российским научным центром «Курчатовский институт» была совместно разработана концепция проекта АЭС повышенной безопасности. Концепция повышения безопасности атомных станций с ВВЭР-1000 включает:

• организацию мер по существенному снижению вероятности тяжелого повреждения или расплавления активной зоны.

• использование как активных, так и пассивных систем расхолаживания активной зоны в случае возникновения аварии.

Степень разработанности темы исследования

На современных атомных электрических станциях аварийное расхолаживание реакторных установок в условиях обесточивания производится с питанием собственных нужд от дизель-генераторов (ДГ). При этом происходит выброс теплоносителя через БРУ-А и не используется остаточное тепловыделение активной зоны реактора, в то время как при соответствующем изменении схемы энергоблока его можно использовать для электроснабжения собственных нужд станции. Ограниченное полезное использование резервных агрегатов только в аварийных ситуациях требует значительных затрат на поддержание их рабочего состояния. Кроме того, быстрый запуск ДГ отрицательно сказывается на их надежности вследствие появления температурных и механических напряжений.

Также активно развивается направление развития систем пассивного отвода тепла. Основными недостатками этих систем являются: большие капиталовложения, ограниченное полезное использование систем только в аварийных ситуациях при значительных затратах на поддержание рабочего состояния, зависимость систем от погодных условий.

Исходя из вышесказанного, актуальными являются разработка и обоснование новых альтернативных или дополнительных путей повышения безопасности атомных станций. Одним из таких путей может стать комбинирование АЭС с многофунциональными энергоисточниками.

Данная диссертационная работа выполнялась

- на базе бюджетных тематик фундаментальных научных исследований Отделения энергетики, механики, машиностроения и процессов управления РАН:

1. «Развитие научных основ построения водородных циклов в интеграции с влажно-паровыми АЭС» в 2012-2014 гг.,

2. «Системные исследования и поиск путей повышения коэффициента использования установленной мощности АЭС в энергосистемах» в 2014-2017гг.;

3. «Развитие научных основ построения водородных циклов в интеграции с влажно-паровыми АЭС» в 2014-2017 гг.;

- в рамках ежегодного конкурса РФФИ инициативных научных проектов, осуществляемых небольшими (до 10 чел.) научными коллективами или отдельными учеными (код - а):

1. «Развитие методологии системных исследований с поиском эффективных путей обеспечения вновь вводимых блоков АЭС базисной нагрузкой». № 11-0800052. Работа по проекту в 2013 г.

2. «Исследование и разработка систем активного отвода остаточного тепловыделения реактора в аварийных ситуациях». № 15-08-00063, 20152017 гг.;

- в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009-2013 годы:

1. «Разработка научных основ адаптации АЭС к переменным графикам электрических нагрузок и повышения их безопасности в условиях системных аварий на основе развития водородных надстроек». Соглашение № 8184 от 23 июля 2012 г.

- в рамках конкурса 2015 г. на получение фантов Российского научного фонда по приоритетному направлению деятельности Российского научного фонда «Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований с привлечением молодых исследователей»:

I. «Разработка и исследование путей повышения безопасности и эффективности АЭС на основе многофункционального резервирования собственных нужд водородным комплексом». № 15-19-10027, 2015-2017 гг.

Цель работы: исследование и обоснование эффективных путей комбинирования влажно-паровых АЭС с многофункциональными установками с целью повышения надежности отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях и повышение эффективности работы станции в штатном режиме.

Задачи исследования

1. Разработка систем активного отвода тепла (САОТ) на базе комбинирования с многофункциональными установками.

2. Проведение предварительной оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов через САОТ.

3. Проведение комплексного экономического анализа комбинирования АЭС с многофункциональными установками с учетом снижения риска возникновения ущерба в результате разрушения активной зоны при возникновении аварий связанных с полным обесточиванием.

4. Определение показателей конкурентоспособности и сравнение разработанных схем комбинирования на базе влажно-паровой АЭС с многофункциональными установками.

Научная новизна исследования

1. Предложен способ использования остаточного тепловыделения АЭС для электроснабжения собственных нужд станции в аварийных ситуациях с полным обесточиванием.

2. Разработаны новые системы активного отвода тепла на базе комбинирования АЭС с дополнительной турбиной, водородным комплексом, парогазовой и газотурбинной установками.

Получены 4 патента РФ на изобретения.

3. Предложена методика предварительной оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов с использованием дополнительных электрогенерирующих источников. (Получено свидетельство о регистрации соответствующей программы ЭВМ).

4. При проведении экономического анализа комбинирования АЭС с многофункциональными установками учитывалось ежегодное снижение риска возникновения ущерба в результате разрушения активной зоны при возникновении аварий связанных с полным обесточиванием.

Теоретическая и практическая значимость работы

Дополнительные источники электроэнергии, такие как водородный комплекс, в сочетании с дополнительной турбиной, ГТУ, ПГУ позволяют повысить надежность электроснабжения собственных нужд АЭС в ситуациях с полным обесточиванием. Кроме того, они позволяют значительно повысить ее маневренность и конкурентоспособность, за счет дополнительной выработки электроэнергии в пиковые часы максимума электрической нагрузки.

Установка дополнительной турбины позволяет использовать остаточное тепловыделение реактора для генерации необходимой для собственных нужд станции электроэнергии при полном обесточивании. Кроме того, без существенной модернизации оборудования турбинного отделения можно использовать увеличение тепловой нагрузки реактора для выработки дополнительной электроэнергии, тем самым повышая маневренность энергоблока.

Разработанные и запатентованные технические решения по повышению безопасности и эффективности АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 могут стать

одним из вариантов при разработке перспективных энергоблоков, а также при модернизации уже существующих блоков.

Предложенная методика оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов с использованием дополнительных электро генерирующих источников позволяет выявить наиболее эффективные, с точки зрения повышения безопасности станции, установки. Данная методика может быть использована при комплексном сравнении и выборе наиболее эффективного варианта САОТ.

Экономический анализ проводимый в диссертационной работе позволяет комплексно оценить эффект от комбинирования АЭС с дополнительными энергоисточниками и выбрать наиболее эффективную систему. При этом учитывается экономический эффект от работы САОТ на выработку дополнительной пиковой электроэнергии и от снижения риска возникновения аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Предложенные схемы повышения безопасности и эффективности АЭС, а также методики оценки надежности электроснабжения собственных нужд и комплексного экономического анализа многофункциональных установок могут использоваться в учебном процессе аспирантами в исследовательских работах и студентами при дипломном проектировании.

Основные результаты диссертационных исследований были использованы в отчетах по научно-исследовательским работам Отдела энергетических проблем Саратовского научного центра РАН, связанным с повышением безопасности и эффективности АЭС в энергосистемах.

Методология и методы исследования

При определении основных показателей надежности электроснабжения собственных нужд АЭС на базе многофункциональных источников при полном обесточивании использовались элементы теории марковских процессов. Построены различные графы состояний, которые были описаны с помощью дифференциальных уравнений, в результате решения которых были найдены основные показатели надежности предлагаемых систем.

Комплексный экономический анализ предлагаемых установок основан на методике оценки термодинамической эффективности циклов теплоэнергетических установок влажно-паровых АЭС и методике оценки технико-экономических показателей. Также учитывается экономический эффект от снижения риска, исходя из данных, полученных по методике оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС и статистических данных ущерба от аварий с расплавлением активной зоны реактора.

Положения, выносимые на защиту

1. Способ использования остаточного тепловыделения активной зоны реактора типа ВВЭР-1000 для генерации в дополнительной паровой турбине электроэнергии, необходимой для отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях с полным обесточиванием.

2. Новые схемы систем активного отвода тепла на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками, работающими в штатном режиме на генерацию дополнительной электроэнергии.

3. Методика предварительной оценки основных показателей надежности электроснабжения собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях с полным обесточиванием, при отводе остаточного тепловыделения реакторов с использованием дополнительных электрогенерирующих источников.

4. Результаты исследования комплексной экономической эффективности САОТ с учетом эффектов от повышения безопасности АЭС и генерирования дополнительной электроэнергии.

Апробация результатов исследования

Основные положения диссертационной работы представлены и обсуждены на шести выступлениях в ведущих институтах страны на следующих международных конференциях:

- итоговая конференция конкурса ОАО «Концерна Росэнергоатом» «Знания молодых ядерщиков - атомным станциям». М.: НИЯУ МИФИ, 2012 г.;

- восьмая Международная научно-техническая конференция студентов, аспирантов и молодых ученых «Энергия-2013», г. Иваново: ИГЭУ имени В. И. Ленина (два доклада), 2013 г.;

- научно-практическая Интернет-конференция с международным участием «Bringing Science to Life: Наука и Жизнь». Саратов: СГТУ им. Гагарина Ю.А., апрель 2013 г.;

- ХШ Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Сборник трудов. Обнинск: ИАТЭ, 2013 г.;

- XII Международная научно-техническая конференция «Современные научно-технические проблемы теплоэнергетики и пути их решения», г. Саратов, 2014 г.

Работа была представлена и заняла призовые места на следующих конкурсах:

- 2-е призовое место на Всероссийском конкурсе ОАО «Концерна Росэнергоатом» «Знания молодых ядерщиков - атомным станциям». Октябрь 2012 г.;

- 1-е место на Конкурсе докладов Восьмой международной научно-технической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых «Энергия-2013». Иваново: ФГБОУ ВПО ИГЭУ им. В. И. Ленина, 2013. Апрель 2013 г.;

- 2-е призовое место в Конкурсе докладов, организованном Некоммерческим партнерством «Российским Национальным Комитетом Международного совета по большим электрическим системам высокого напряжения», в рамках Восьмой международной научно-технической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых «Энергия-2013». Иваново: ФГБОУ ВПО ИГЭУ им. В. И. Ленина, 2013. Апрель 2013 г.;

- Федеральный конкурс на получение стипендий Президента и Правительства РФ (2013) (выиграл Правительственную стипендию);

- Федеральный конкурс на получение стипендий Президента и Правительства РФ (2014) (выиграл Президентскую стипендию).

Публикации

Основные положения и результаты диссертационного исследования опубликованы в 11 печатных работах, в том числе 6 в изданиях, рекомендуемых

перечнем ВАК РФ. Также получены 4 патента РФ на изобретения и 1 свидетельство о регистрации программы для ЭВМ.

Объем и структура диссертации

Диссертационная работа включает введение, четыре главы, выводы по главам, общие выводы по диссертации, список использованных источников, состоящий из 82 наименований. Работа изложена на 115 страницах, содержит 16 рисунков, 23 таблицы.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы исследования, представленного в диссертации. Также описана степень разработанности проблемы, сформулированы основные цели и задачи исследования. Представлена научная новизна, предложенная автором в рамках данной работы, а также подчеркнута теоретическая и практическая значимость полученных результатов.

В первой главе проведен анализ современного состояния безопасности российских и зарубежных атомных станций. Рассмотрены аварийные ситуации, связанные с полным обесточиванием, возникавшие на атомных станциях в различных странах в разное время. По данным вероятностного анализа безопасности, выполненного институтом «Атомэнергопроект» для четвертого энергоблока Балаковской АЭС, наибольший вклад в частоту повреждения активной зоны вносят события, связанные с обесточиванием (51,4 %), нарушением отвода тепла в конденсаторах (28,9 %), средней течью (8,6 %) и малой течью в системе первого контура (4,4 %).

Безопасное расхолаживание реактора в ситуациях с полным обесточиванием обеспечивается посредством работы потребителей первой (СУЗ, управляющие системы безопасности, аварийное освещение) и второй групп (насосы САОЗ, аварийный питательный насос). Для них обязательно предусматривается резервная система надежного электропитания. В состав первой группы также входит сеть постоянного тока, для которой в качестве резервных аварийных источников питания предусматриваются аккумуляторные батареи. Их емкость выбирается исходя из условия питания потребителей первой группы в течение нескольких десятков минут после срабатывания аварийной защиты. В течение 20-40 секунд с момента срабатывания аварийной защиты должны быть запущены дизель-генераторы. При этом главные циркуляционные насосы теряют питание, что приводит к повышению давления во втором контуре, в результате чего срабатывают БРУ-А и предохранительные клапаны парогенераторов. Выброс пара через БРУ-А приводит к потере теплоносителя и может способствовать наложению дополнительных отказов. Также при обесточивании важным является вопрос о надежности работы ДГ. Быстротечность запуска ДГ отрицательно сказывается на их надежности в результате развития механических и температурных напряжений в их элементах в начальный период. Кроме того, не используется остаточное тепловыделение активной зоны реакторов, в то время как при изменении системы расхолаживания его можно использовать для электроснабжения собственных нужд станции.

Также активно развиваются системы пассивного отвода тепла. Разрабатываемые конструкции обеспечивают полностью автономную работу системы при ЗПА, в которых предусмотрено применение СПОТ. Основными недостатками этих систем являются: большие капиталовложения, ограниченное полезное использование систем только в аварийных ситуациях при значительных затратах на поддержание рабочего состояния, зависимость систем от погодных условий.

Исходя из вышесказанного, необходимо разработать альтернативные пути повышения безопасности АЭС, которые смогут положительно повлиять на конкурентоспособность российских атомных станций. Одним из таких путей может быть комбинирование с многофункциональными источниками, такими как дополнительная паровая турбина, водородный комплекс, газовая и парогазовая турбоустановка. Предлагаемые установки позволяют не только повысить безопасность станции в ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, но и повысить экономичность станции, вырабатывая дополнительную энергию в штатном режиме и таким образом окупая себя.

Важное место в процессе экспертизы проектов атомных станций занимает процедура вероятностного анализа безопасности. Вероятностные анализы безопасности (ВАБ) используются во ФГУП «Атомэнергопроект» (Россия) в качестве инструмента для выработки и принятия решений по повышению безопасности и для решения эксплуатационных вопросов действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР. В настоящей работе проведен предварительный вероятностный анализ безопасности АЭС с учетом установки предлагаемых в диссертационной работе новых систем активного отвода тепла.

Разработка и исследование предлагаемых установок велись автором диссертации в составе Отдела энергетических проблем Саратовского научного центра Российской академии наук (ОЭП СНЦ РАН), сотрудники которого имеют многолетний опыт работы в данном направлении.

Во второй главе предложен способ использования остаточного тепловыделения АЭС для электроснабжения собственных нужд станции в аварийных ситуациях с полным обесточиванием. В предлагаемом способе электроснабжение обеспечивается за счет дополнительной турбоустановки, представляющей собой паровую турбину относительно небольшой мощности. В аварийной ситуации рабочим телом для дополнительной турбины может служить пар, генерируемый посредством использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора. В работе остается циркуляционный насос, в результате чего рабочее тепло сбрасывается через БРУ-К в конденсатор и сохраняется в цикле.

В штатном режиме дополнительное количество пара необходимое для работы дополнительной турбоустановки может быть получено путем увеличения мощности реактора, в результате чего, мы увеличиваем мощность ДВД, не нагружая при этом ЦНД. За счет дополнительной выработки электроэнергии предлагаемая установка достаточно быстро окупает себя. Предлагаемая установка (Рисунок 1) способна обеспечить один энергоблок электроэнергией, необходимой для расхолаживания реактора в аварийном режиме в течение 72 часов.

г

БРУ

-еэ-

10

В конденсатор

3

2

©

1

5

ч /

6

Рисунок I. Принципиальная технологическая схема СЛОТ на основе дополнительной турбоусгановки: 1,2- цилиндр высокого и низкого давления основной паровой турбины, соответственно; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный паропаровой перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения;

8 -дополнительная паротурбинная установка; 9 - генератор дополнительной паротурбинной установки; 10 - задвижка; 11 - стопорный клапан турбогенератора

Для двух и более энергоблоков энергии остаточного тепловыделения одного реактора недостаточно для длительного расхолаживания. В этом случае необходимы либо установка дополнительных турбоустановок на каждый реактор, либо поиск дополнительного энергоисточника. В роли дополнительного источника может служить водород, сжигаемый в водород-кислородной камере сгорания. Это позволит в аварийных ситуациях получать недостающее количество пара для выработки дополнительной турбоустановкой необходимой для СН АЭС электроэнергии.

Для повышения эффективности постоянно действующей дополнительной турбины, комбинированной с водород-кислородной камерой сгорания, рассмотрена схема с аккумулированием водорода и кислорода, получаемых на базе невостребованной электроэнергии в ночные внепиковые часы электрической нагрузки. В пиковые часы штатной работы АЭС полученные водород и кислород могут использоваться для генерации и (или) перегрева пара, поступающего на дополнительную турбину.

Количество водорода, необходимое для расхолаживания четырех реакторов в условиях полного обесточивания в течение 72 часов для принятых выше условий составило 64 тонны. Водородный комплекс, емкости хранения и паротурбинная установка могут располагаться за территорией станции. Возможная схема реализации указанного способа для энергоблока влажно-паровой АЭС показана на Рисунке 2.

Питательная вода

Рисунок 2. Принципиальная технологическая схема СЛОТ на базе дополнительной ПТУ и водородного комплекса: 1 - система электролиза воды; 2 - система компрнмировання водорода и кислорода; 3 - система хранения водорода и кислорода на основе емкостей; 4 - концевые охлаждающие теплообменники; 5 - промежуточные емкости водорода и кислорода; 6 - бак-аккумулятор; 7 - устройство парораспределения;

X -дополнительная паротурбинная установка; 9 - генератор дополнительной паротурбинной установки; 10 -задвижка; 11 - стопорный клапан; 12 - двухступенчатая камера сгорания с пароводяным охлаждением

Также была разработана система активного отвода тепла на базе комбинирования АЭС с парогазовой установкой (Рисунок 3). В рассматриваемом способе электроснабжение потребителей 1-й, 2-й категорий и циркуляционного насоса, можно обеспечить за счет дополнительной парогазовой установки. При полном обесточивании входящая в состав ПГУ паровая турбина может работать на паре, генерируемом за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора. В случае отказа паровой турбины или нехватки рабочего тела в работу включается одна из газотурбинных установок. Вторая ГТУ работает на минимальной нагрузке, чтобы в случае необходимости принять нагрузку на себя. Одна из выбранных газотурбинных установок (М85001ЯА) в состоянии обеспечить необходимой электроэнергией АЭС, состоящую из четырех энергоблоков при максимальной проектной аварии. ПГУ может быть размещена за территорией станции. При этом парогазовая установка и газопроводы должны быть построены с учетом требований сейсмостойкости: ПГУ на сейсмоизолирующей платформе. Конструкции опор должны обеспечивать газопроводам возможность перемещений, возникающих во время землетрясения.

Рисунок 3. Принципиальная технологическая схема СЛОТ на базе комбинирования АЭС с ПГУ: 1 - цилиндр высокого давления паровой турбины; 2 - цилиндр низкого

давления паровой турбины; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения; 8 - компрессор (2 агрегата); 9 - камера сгорания (2 агрегата); 10 - газовая турбина (2 агрегата); 11 - котел-утилизатор; 12 —дополнительная паровая турбина; 13 - устройство распределения конденсата

Также была предложена схема комбинирования АЭС с парогазовой установкой и водородным комплексом (Рисунок 4).

БРУ

Рисунок 4. Принципиальная технологическая схема СЛОТ на базе комбинирования АЭС с ПГУ с использованием паро-водородного перегрева: 1 - цилиндр высокого

давления паровой турбины; 2 - цилиндр низкого давления паровой турбины; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения; 8 - компрессор; 9 - камера сгорания; 10-газовая турбина; II - котел-утилизатор; 12-дополнительная паровая турбина; 13 - устройство распределения конденсата; 14 двухступенчатая камера сгорания с пароводяным охлаждением

В отличие от предыдущей установки входящая в состав ПГУ паровая турбина с использованием водород-кислородной камеры сгорания при полном обесточивании способна обеспечить станцию электроэнергией в течение 72 часов и более. В штатном режиме парогазовая установка и водородный комплекс, входящие в предлагаемую САОТ, эффективно используются для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ и водородного комплекса может быть выведено за территорию площадки АЭС.

По разработанным САОТ получены 4 патента РФ.

В третьей главе для оценки уровня надежности предлагаемых систем активного отвода тепла предложена методика предварительного вероятностного анализа. Предлагаемая методика начинается с определения интенсивносгей отказа и восстановления основного оборудования.

Методика показана на примере базовой трехканальной системы аварийного электроснабжения с дизель-генераторами. Для рассматриваемой системы составлен граф состояний и показан на Рисунке 5.

Рисунок 5. Граф, состояний для системы резервирования СН АЭС с тремя каналами ОАЭ с ДГ: 0 - отсутствие нарушений связи с системой; 1 - потеря внешних источников электроэнергии, выполнение функций одним из трех каналов САЭ; 2 - отказ 1 -го канала, выполнение функций 2-м каналом САЭ; 3 - отказ 2-го канала, выполнение функций 3-м каналом САЭ; 4 - отказ всех резервных каналов с потерей электроснабжения; Хс - интенсивность отказов системы; Цс - интенсивность восстановления системы; -интенсивность отказов канала САЭ; цд--к - интенсивность восстановления канала САЭ; Ри - вероятность запуска ДГ; Рм - вероятность незапуска ДГ

Для определения вероятности каждого из состояний составляются и решаются система дифференциальных уравнений и нормировочное уравнение, описывающие граф состояний. При решении учитывалось, что при незапуске дизель-генератора система с вероятностью Рю переходит в следующее

состояние. При этом в состояние работы система переходит с учетом вероятности запуска ДГ Р3.

Интенсивности отказов (к) элементов высчитываются как сумма интенсивностей отказов по внутренним (наработка на отказ) и внешним (климатические условия) причинам. Соответственно также находятся интенсивности восстановления (р). При этом принималось, что базовая система аварийного электроснабжения с дизель-генераторами защищена от ряда аварийных ситуаций, вызванных экстремальными климатическими условиями. Исходные данные по климатическим условиям заданы на примере Среднего Поволжья.

= + ^ур + ^земл + ^яылб + ^-ливн + ^облеа + ^пож, ( 1)

^■ДГ-к = ^-ДГ-к + ^эемл + ^пож, (2)

цс = ЦсВ" + Цур + + рпьи,б + Цливн + Цоблед + Цпож, (3)

ЦДГ-к = РдГ-к + Мжмл + Рпож. (4)

Итоговая интенсивность отказов определяется как средний параметр потока отказов системы, равный сумме произведений вероятностей состояний работоспособности Р; на интенсивности переходов Ху системы из области соответствующих действительных состояний в конечные:

С \

Л™ = X Р< X 4/ . (5)

/еС7+ \ /с( / /

Используя статистические данные климатических условий и работы основного оборудования была посчитана итоговая интенсивность отказа трехканальной системы авариного электроснабжения с дизель-генераторами при полном обесточивании: 2,45-10^ 1/реакт.-год. Таким образом, приведенная методика позволяет оценить надежность систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов АЭС в зависимости от количества и технических характеристик входящих в систему установок.

По предложенной методике была написана и зарегистрирована программа ЭВМ.

Далее по предлагаемой методике был проведен предварительный вероятностный анализ безопасности атомных станций при комбинировании с многофункциональными установками, рассмотренными в первой главе. Полученные результаты представлены в итоговой Таблице 3. Таким образом, предлагаемые системы активного отвода тепла позволяют на несколько порядков повысить надежность аварийного электроснабжения по сравнению с базовой системой с дизель-генераторами. САОТ обеспечивают сопоставимый с системами пассивного отвода тепла и установкой дополнительного дизель-генератора уровень защиты активной зоны от разрушения.

В четвертой главе проведена комплексная оценка общего экономического эффекта от повышения безопасности и маневренности АЭС в результате комбинирования с дополнительными энергоисточниками. Проведена сравнительная оценка известных и разработанных установок.

Для приведения всех САОТ к равному энергетическому эффекту в ночное время одинаковая доля мощности АЭС направляется на производство водорода и кислорода методом электролиза. Не используемый в цикле водород является товарной продукцией. Для упрощения расчета принято, что разгружается только один энергоблок, и только у одного энергоблока повышается мощность за счет комбинирования с САОТ. Наибольший расход водорода имеет система активного отвода тепла на базе дополнительной паротурбинной установки и водородного комплекса Исходя из этого именно система анализируется в первом разделе четвертой главы для приведения остальных схем к общему энергетическому эффекту с этой установкой.

Установка на АЭС дополнительной ПТУ и комбинирование станции с водородным комплексом позволяют увеличить маневренность атомной станции, получая дополнительную пиковую или полупиковую мощность. Мощность дополнительной паротурбинной установки, исходя из расчетов обеспечения резерва собственных нужд станции на случай полного обесточивания, выбирается равной 12 МВт. Дополнительное количество пара для пиковой работы дополнительной турбоустановки в пиковом режиме может быть получено за счет увеличения мощности реактора. При этом мощность ЦВД основной турбины увеличивается (около 3 МВт), а ЦНД избегает перегрузки, так как отвод части пара на дополнительную паровую турбину будет происходить после промперегревателя. Пар, отбираемый на дополнительную паротурбинную установку, перегревается в водородном перегревателе (что дает около 2 МВт дополнительной мощности).

Для водородного перегрева пара на входе в дополнительную турбину в штатном режиме необходим расход водорода 0,2 кг/с. Таким образом: количество водорода, выработанное во внепиковые часы электрических нагрузок, - 1440 кг; объем водорода (под давлением 4,2 МПа) - 442 м3, объем кислорода (под давлением 4,2 МПа) - 209 м3. Учитывая, что удельный расход электроэнергии на производство 1 кг водорода Э('°, =56кВт -ч/кг количество потребленной внепиковой электроэнергии - 81 МВт-ч. Для работы данной схемы необходимы 5 электролизных установок ФВ-500М мощностью 3000 кВт, 1 компрессор Н2 и 1 компрессор 02, 2 емкости хранения объемом 400 м3, I емкость объемом 100 м3. Из расчета, что водород и кислород будут храниться в ресиверах объемом 400 м3 и 100 м3 под давлением 4,2 МПа, с удельными капвложениями в емкости хранения в размере 16900 руб./м3 и 18300 руб./м3, капиталовложения в систему хранения водорода и кислорода составят Кхр=15,4 млн. руб. Таким образом, общие капиталовложения в водородный комплекс предлагаемой установки составят 82 млн. руб.

В ходе расчетов получаем удельные капиталовложения в строительство дополнительной паротурбинной установки 727 долл. США/кВт (29060 руб./кВт при курсе доллара, принятом равным 40 рублям). Таким образом, капиталовложения в паротурбинную установку составят 349 млн. руб. Суммарные капиталовложения в водородный комплекс и ПТУ: 431 млн. руб.

По результатам расчета чистый дисконтированный доход от работы ПТУ на покрытие пиковой нагрузки (расчетный период 25 лет) составил 768 млн. руб., а срок окупаемости (СО) составил 8,5 лет.

В качестве результирующего экономического эффекта повышения безопасности атомной станции принимается снижение возможного риска разрушения активной зоны по сравнению с уровнем безопасности базовой трех канальной САЭ с ДГ.

, (6) где: Y - ущерб от аварии с расплавлением активной зоны. Оценивается, по различным данным, от 80 до 155 млрд. дол./реактор. Для расчетов принят в

размере 100 млрд. дол./реактор; - средний параметр потока отказов системы аварийного электроснабжения с дизель-генераторами; -

средний параметр потока отказов системы активного отвода тепла на базе ПТУ и САЭ с ДГ. Таким образом, ежегодное снижение риска возникновения аварий с расплавлением активной зоны при комбинировании АЭС с дополнительной турбоустановкой и водородным комплексом составит порядка 960 млн. руб.

В работе рассматривался вариант с запасом водорода, достаточным для расхолаживания четырех энергоблоков в течение 72 часов. При этом водород и кислород хранятся в ресиверах объемом 800 м3 (на 64 т водорода и 508 т кислорода необходимо порядка 37 емкостей) под давлением 4,2 МПа, с удельными капвложениями в емкости хранения 16700 руб./м3. Таким образом, капиталовложения в систему хранения резервного водорода и кислорода составят Kjp=490 млн. руб. Далее по аналогии был проведен экономический анализ работы атомных станций при комбинировании с многофункциональными установками, рассмотренными в первой главе. Получены следующие результаты:

Таблица I. Основные показатели эффективности САОТ и СПОТ

Система отвода тепла из активной зоны реактора Интенсивность отказа системы отвода тепла с последующим повреждением активной зоны, 1/рёакг.тод Экономические показатели

3-канальная САЭ с ДГ 2,45 10^

СПОТ 5,94-10"' (По данным проекта ЛАЭС-2) Капвложения: 365,7 млн. руб. Снижение риска: 960 млн. руб.

3 канала САЭ с 3 ДГ + ПТУ (остаточного тепловыделения 1 реактора достаточно только для расхолаживания 1-го энергоблока в течение 72 часов) 1.0Н0-6 Мощность: 15 МВт Капвложения: 431 млн. руб. ЧДД: 732 млн. руб. Срок окупаемости: 9,0 лет Снижение риска: 960 млн. руб.

3 канала САЭ с 3 ДГ + ПТУ + водородный комплекс 8,49-10"7 Мощность: 17 МВт Капвложения: 431 млн. руб. ЧДД: 768 млн. руб. Срок окупаемости: 8,5 лет Снижение риска: 960 млн. руб. Емкости хранения резервных Н2, 02: 490 млн. руб.

СЛОТ на основе ПГУ (временные интервалы для 4 энергоблоков ВВЭР-1000) ПТУ-> ГТУ—> ГТУ 1 этап расхолаживания 1 ч с момента начала аварии (полное обесточивание) 3,39 Ю10 Мощность: 52 МВт Капвложения: 2407 млн. руб. ЧДД: 1829 млн. руб. Срок окупаемости: 13,2 лет Снижение риска: 960 млн. руб.

ГТУ->ГТУ 1 этап расхолаживания 2-10 ч с момента начала аварии; 2 этап расхолаживания (полное обесточивание) 1,76-10"9

ГТУ MS500IRA (макс, проектная авария) 7,1 НО"7

СЛОТ на основе ПГУ при комбинировании АЭС водородном комплексом (временные интервалы для 4 энергоблоков ВВЭР-1000) ПТУ—► ГТУ—► ГТУ 1 этап расхолаживания 1 ч с момента начала аварии (полное обесточивание) 3,39-10"10 Мощность: 56 МВт Капвложения: 2407 млн. руб. ЧДД: 1935 млн. руб. Срок окупаемости: 12,6 лет Снижение риска: 960 млн. руб. Емкости хранения резервных Н2, СЬ: 490 млн. руб. (возможна работа системы без резервного топлива)

ПТУ (+Н2) -> ГТУ -> ГТУ 1 этап расхолаживания 2-10 ч с мометгта начала аварии; 2 этап расхолаживания (полное обесточивание) 8,21-Ю"10

ГТУ MS5001RA (макс, проектная авария) 7,1 МО"7

3 канала САЭ ЗДГ+ГТУ 7,1 НО"7 Мощность: 26,3 МВт Капвложения: 768 млн. руб. ЧДД: 1726 млн. руб. Срок окупаемости: 8,5 лет Снижение риска: 960 млн. руб.

3 канала САЭ 3 ДГ + ЭХГ 6,78-10"7 Мощность: 26,3 МВт Капвложения: 1660 млн. руб. ЧДД: 390 млн. руб. Срок окупаемости: 18 лет Снижение риска: 960 млн. руб. Емкости хранения резервных Нг, СЬ: 490 млн. руб.

Выводы:

1. Разработан и запатентован способ использования остаточного тепловыделения реакторов типа ВВЭР-1000 для генерации в дополнительной паровой турбине электроэнергии, необходимой для отвода остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях с полным обесточиванием. Сформулированы требования по подбору мощности дополнительной турбоустановки (11,6 МВт [К-12-10ПА]), способной обеспечить отвод остаточного тепловыделения одного реактора в штатном режиме в течение 72 часов.

2. Разработана и запатентована система активного отвода тепла на базе комбинирования АЭС с постоянно действующей дополнительной паровой турбиной и водородным комплексом. Предлагаемая система позволяет обеспечить общестанционное резервирование собственных нужд атомной станции (в работе проанализирован отвод остаточного тепловыделения четырех реакторов ВВЭР-1000) в аварийных ситуациях с полным обесточиванием и получить дополнительную пиковую или полупиковую мощность в штатном режиме. При этом обеспечивается возможность работы АЭС без снижения нагрузки в ночные часы.

3. Разработана и запатентована система активного отвода тепла на базе парогазовой установки, способная обеспечить электроснабжение основных потребителей электроэнергии АЭС в аварийных ситуациях, связанных с полным обесточиванием станции, в том числе при максимальной проектной аварии. При этом САОТ на базе ПГУ окупается за счет выработки дополнительной электроэнергии в штатном режиме работы атомной станции. В начальный период времени (один час для четырех энергоблоков ВВЭР-1000) электроснабжение всей станции способна обеспечить дополнительная паротурбинная установка за счет использования остаточного тепловыделения одного энергоблока.

4. Разработана и запатентована система активного отвода тепла на базе парогазовой установки с использованием паро-водородного перегрева, способная обеспечить электроснабжение основных потребителей электроэнергии в аварийных ситуациях, связанных с полным обесточиванием станции, в том числе при максимальной проектной аварии. Предлагаемая система в отличие от САОТ с ПТУ и водородным комплексом позволяет обеспечить электроснабжение станции без резервных водорода и кислорода посредством ГТУ. Система окупается за счет выработки дополнительной электроэнергии в штатном режиме. Обеспечивается возможность работы АЭС, без снижения нагрузки в ночные часы.

5. Разработана методика предварительной оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС при отводе остаточного тепловыделения реакторов типа ВВЭР-1000 с использованием дополнительных электрогенерирующих источников. Исходя из выполненных по разработанной методике расчетов предлагаемые системы активного отвода тепла позволяют на несколько порядков (1,01-Ю"6 - 3,3910"'°) повысить надежность аварийного электроснабжения по сравнению с базовой системой с дизель-генераторами

(2,45-Ю"4). По предлагаемой методике создана и зарегистрирована программа для ЭВМ.

6. Проведено экономическое исследование эффективности систем отвода остаточного тепловыделения, позволяющее оценить комплексный эффект от разрабатываемых систем. Предлагаемые в работе САОТ обеспечивают сопоставимый с системами пассивного отвода тепла и установкой дополнительного дизель-генератора уровень защиты активной зоны от разрушения. При этом в отличие от СПОТ и дополнительного ДГ предлагаемые системы приводят к снижению удельных капиталовложений в АЭС и полностью окупаются в течение 9-13 лет за счет выработки в штатном режиме дополнительной мощности в сеть.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах:

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ:

1. Юрин В.Е. Сравнительная оценка эффективности АЭС с использованием сателлитной турбины / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Вестник Саратовского государственного технического университета. 2012. №4(68).С. 145-149

2. Юрин В.Е. Резервирование собственных нужд АЭС в условиях полного обесточивания на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Атомная энергия. 2013. № 4 (114). С. 234-236.

3. Юрин В.Е. Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обесточивания при резервировании собственных нужд на основе водородного цикла / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Труды Академэнерго. 2013. № 2. С. 31 -39.

4. Юрин В.Е. Оценка эффективности использования активной системы отвода остаточного тепловыделения при обесточивании на примере реактора ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Известия РАН. Энергетика. 2014. № 6. С. 61-72.

5. Юрин В.Е. Пути повышения безопасности АЭС на основе водородных технологий / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин II Известия вузов. Ядерная энергетика. 2015. № 1.С. 20-27.

6. Юрин В.Е. Активная система отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин, Д.А. Маркелов // Атомная энергия. 2015. Т. 118. Вып. 01. С. 261-266.

Патенты и свидетельства

1. Патент РФ №2488903. Система сжигания водорода в цикле АЭС с регулированием температуры водород-кислородного пара / Р.З. Аминов, А.Н. Байрамов, В.Е. Юрин // Заявка от 03.05.2012, опубл. 27.07.2013. Бюл. №21.

2. Патент РФ №2499307. Способ расхолаживания водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин // Заявка от 20.06.2012, опубл. 20.11.2013. Бюл. №32.

3. Патент РФ №2520979. Способ резервирования собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Заявка от 04.03.2013. опубл. 27.06.2014. Бюл. №18.

4. Патент РФ № 2529508. Способ повышения маневренности АЭС / В.Е. Юрин // Заявка от 09.04.2013, опубл. 27.09.2014. Бюл. № 27.

5. Свидетельство о гос. регистрации программы для ЭВМ №2013660800.

15-1105 1

Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обссшчншишя мри общестанционном резервировании собственных нужл на основе шч-шинмо действующих турбоустановок / Р.З. Аминов, М.В Гариснскнй, И I-. Юрии / Заявка от 06.08.2013, зарегистрировано 19.11.2013.

Публикации в других изданиях

7. Юрин В.Е. Паро-водородный перегрев ни А'Х' с использованием сателлкгной турбины / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Тезисы докладов нтпжой конференции конкурса ОАО «Концерна Роонершшом» научных работ студентов «Знания молодых ядерщиков - атомным станциям». M : 11ИЯУ МИФИ, 2012. С. 54-55.

8. Юрин В.Е. Резервирование собственных нужл А'Х' на ooioiu.-водородного цикла / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // ')нер|-ия-201V материалы Восьмой Междунар. науч.-техн. конф. студентов, аспирантов и молодых ученых: в7т. Иваново: ИГЭУ им. В.И. Ленина, 2013. T. I. С. 13-18.

9. Юрин В.Е. Оценка надежности электроснабжении собственных нужд АЭС / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Материалы конкурса докладов по электроэнергетической и электротехнической тематикам молодежной секции РНК СИГРЭ. Иваново, апрель 2013. С. 67-77.

10. Yurin V.E. Reserving of own needs of NPP upon condition of full de-energization / R.Z. Aminov, V.E. Yurin // Materials of the scientific Internet conference with international participation «Bringing Science to l.ife». Saratov: Saratov State Technical University, 2013. P. 79-81.

11. Юрин В.Е. Пути повышения безопасности АЭС на основе водородных технологий / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Безопасность АЭС и подгтгговка кадров: сб. тр. XIII Междунар. конф. Обнинск: ИАТЭ, 2013. С. 240-246.

ЮРИН Валерий Евгеньевич

ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМ АКТИВНОГО ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ РЕАКТОРОВ НА БАЗЕ КОМБИНИРОВАНИЯ АЭС С МНОГОФУНКЦИОНАЛЬНЫМИ УСТАНОВКАМИ

Автореферат

Подписано в печать 24.07.15 Формат 60«84 1/16

Бум. офсет. Усл.-печ л. 1,0 Уч -игл л 1.0

Тираж 100 экз. Зато 88 Бесшттш

Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю А

410054, Саратов, Политехнически ул., 77 Отпечатано . вдательегае СГТУ 410054, Саратов. Политехническая ул, 77 Тел.: 24-95-70; 99-87-39. е-тай: ialM@sstu.ni

I 2015671062

2015671062