автореферат диссертации по энергетике, 05.14.01, диссертация на тему:Комплексная схемно-параметрическая оптимизация энергоблоков АЭС с пароводяным энергетическим реактором

ЛСХКЯСКАН АКАДЕМИЯ НАУК СИБИРСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ СИБИРСКИЙ ЭШТЕТИЧЕСНИЯ ИНСТИТУТ

Нз правах рукописи

КОВАЛЕВА Татьяна Фодоровиз

КОМПЛЕКСНАЯ СХШЧО-ГШ'ЛМЕТдаШСКАЯ ОПТИМИЗАЦИЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ПАРОВОДЯНЫМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМ РЕАКТОРОМ

05.14.01 - .зшргетичвскю систомн к комплексы

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соксканиэ учоной степени . кандидата тахпичзсккх наук

Иркутск - 1092

Работа выполнена в Сибирском энергетическом инсти им.Л.А.Увлвнтьева ййирского отделения Российской Академии паук

Научный руководитель - кандидат технических наук,

1.Д.Цвпотина

Научный консультант - кандидат технических наук,

Ю.В.Наумов

Официальные оппонента - доктор технически* наук,

профессор а.В. Орлов

кандидат технических иаук, Клор A.M.

Ведущая организация - Всесоюзные нзучш-исследовательсш проектно-конструкторския институт атомного {энергетического мая строения (ВШЙАМ)

. Зашита состоится " 27 " апрэля 1992 года в 13 ~~ на заседании специализированного совота Д.002,ЭО.01 по защите диссертация на соискание ученой степени доктора наук при Сийирском Энергетическом институт© СО РАН в кон. 355 по адресу 664033, г.Иркутск, ул.Лермонтова, 130.

С диссертацией можно ознакомиться в бийяштоиэ Сибирского энергетического института СО РАН.

Автореферат разослан " i3 " марта ID32 г.

Учения секретарь специализированного совета, кандидат технических наук

А.МЛритечкив

•' "тз I

1 Т£е/! / ЬвртвцнА I

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы; Рззвэттга ядарпоя эпорготака па совромэнисм гэш опрэдаляотся возможаостпяи обострения базопзсности с псмое&п звых подходов» основанных, в шрвую очередь. на розлжзщет пр:тцк-эв сзмозащищэннасти и использовании эсишотичоског созопэсноста. иализ реакторных установок нового покалэяия пакззьгвззт твреязктйз-ость пароводяных энергетических рэзкгоров (ГОЭР) с Сыстрорекснзнс-ам спэктром нейтронов, объединяющих положительные качества ныке уяеетвуюяих рээкгоров-бридвроз с изтргавыи теплоносителем (вис оку о Мокттаюсть топяивоиспальзовзвяя) и реакторов типа ВЗЭР (сравнк-элыю низкие кзпзатрэты). Для изготовления этого реактора псвыезп-эй безопасности планируется использовать хорошо развитую технологию промышленную базу ЕВЭР. Применение пароводяной скоси в качостве зплоноситоля для съема теплоты активной зоны обеспечивзст ПЗЭР но-Зходзимые свойства и влияет па состав оборудования, характеристжи зктрошга-физитеских процессов. параметры термодинамического тихла, эяструетивно-компоновочякз рошния и т.д. В связи с этим н-* этапах ззработки и проектирования ядзртюзноргетическол установки (Я2У) с ЭЭР необходимы всесторонние исследования, в частности, тешгикэ-¡сояомические, направленные из выбор оптимальных схсн и параметров в том числа единичной мощности) энергоблоков, поскольку весьма ¡стуалыш рациональнее использование ерздетв и высокая обоснован-эсть .-¿ринимаешх решения.

Диссертационная работа выполнена в соотватствии с длэззми сс-звных научно-исследовательских работ СЭЯ СО РАН га темам - 1,9.5.3 Комплексная оптимизация схем и парзкотроз новых типов теп.лоскташдс зтановох" (К ГР 82103007); 1.9.3.0 "Союркенствоззниэ методов опта-изэцил'и выбор рациональных схем и параметров новых ввдоз энорге-ичэских установок" Ш ГР 018ССШ1(&*); т.9.2.3 "Принципы и катоды эмгкзкеного определения сгггдаадьнса нада¡кности и резервирования н эльших системзх энергетики" ГР 76С6ГО5), с научной направлан-зстью работ ИАЭ км.К.В.Курчатова - 05-03-...- 82-1701 Р(Н5-2С61) Исследования гоятронно-физичосютх. тешгалтеравлитосккх хзрзктаркс-ик и работоспособности ТВС в обоснование зеюганого проекта пзрззо-иного энергетического рэактора" (М ГР У34848).

Цзль работа состоит в разработка Кетоддаж схемно-пзрахетрнчес-зя оптимизации энергоблоков АЭС с ГОЭР па основа системного подхо-з с учетом надежности, соврекежшх требования по безопасности и

связок с аюряс- (ЯХ) ж олвгпро-зяэрютической (ЭЭС) системами; в опрэдолонки показателей вадощгости с учетом термодингкических параметров, конструктивных и других характеристик оборудования; в разработке и практической реализации соответствующего программво-шчислигодьного комплекса {ПВК>: в проведении технико-зконимичэских исследования энергоблоков АЭС с рэактором'типа ПВЭР и одапка зф-фсктквного уровня косности с учетом системных связан и основных свойств изучазуого объекта.

Научная новйзнз. работы. в кетодичзском плзнэ новыми в дассор-тп: конно?. рзбзто являйтея:

- учот влияния термодинамических параметров, конструктивных и дгоугих характеристик нэ показатели надежности оборудования;

- учат огрзничэниз аз показатели, характеризующие ядерную безопасность при оптимизации параметров раакторноа части;

- постановка к методика решения задачи комплексной схемно-пара-котричэскоа оптализаши с учетом свойств экономичности, надежности и ядерной (Зэзопзсности;

- опродолонио пзлосообразного уровня одиничпоа мощности энергоблоков дал обоспочокия максимального экономического зф^ета с учетом связей с ЭЭС и надоетоста ЯЭУ, зависящая от параметров оборудования и структурного исполнения схем.

Для реализации указанных подходов и решения поставленных задач автором впервые создана мзтэматичзская модель ЯЭУ с ПВЭР. Впервые ВЫПОЛЕЗНЬГ кошлэксньв тоюшко-экономичоскиэ исследования энергоблоков АЭС с ШЭ? : получош огтгимзльнко параметры реакторной часта (РЧ>, теплосиловой части (ТСЧ) и ПЗУ в цэлом; определены области опггскадьпостк и граница равнозффективности различных структур тох-лсшзгичзекЬя стча при разных оценках и -соотношениях показателей надокнастй. оборудования, удельных затрат ка производство алэкгро-рнэргии установками,- работающими а базисной части графика нагрузи (далее - базисными установками) к резервации 'установками ЭЭС; выбраны экономически обоснованные уровни единичной мощности энергоблоков с учзток надежности оборудования и связей с ЭЭО.

Практическая значимость работаПредлагаемые методы, модели I ШК позволили вшэдккгь ерзвкккмьцу» оценку вариантов схем, параметров РЧ.и ЮТ энергоблоков АЭС с реактором ПВЭР разной тешшво; мощности, определить взлзсообразный уровень единичная мощности ( учетом основных свогста ЯВУ, .неопределенности исходной инфармэдаз по показателям надеиаоста оборудования и внешних условия. Розультз-

тишззции схем и параметров энергоблоков приняты й используются m обосновании рошэния нз преяпроэктаых этапах разработки я:>У ука-iHHoro типа в ИАЭ, что подтверждено 3 соотоотстзую-дтаи эятями.

Апробация работы. Результата работа досаэдавались и сбсуэдл-!СЬ НЗ НОЖрЭрОНЦКИ молодых ученых СЭЙ СО АН СССР (ХрхуТС.Ч, IS32 , > ; на Всесоюзном научном сомшэрэ "Метода комплексной стилизации :таново!с ш преобразованию тешювогг ir эromos энергии » злзлтри-зскуи" (Обнинск, IBB5 г.); нэ Всесоюзном научней семинаре "Систем-.18 оценки эффективности и выбор направлении технического прогресса энергетике" (Иркутск, 1Б89 г. ); нз Всесоюзном нзучноя соккнаро ¿етодическиз вопросы исследования кздэгагаста больше систем знер-зтики" (Уфа, 19ЭО г.); на Всесоюзном научном соминарэ по проблема'! лзкки реакторов "Внутренняя безопасность ядертз-знврготкческих становок" (Москва, 13Э1'г.)

Публикации. Основные полой.огм ;г результата опубликовали о 5 очзткых работах.

Структура к объем работа. Диссертггда? состоит из ее'я.пзния, сс-овнег часта (три раздала), заключения, списка литературы (184 именования, в том число ГО кяоегрзшшх) и ярила'гагшя с мз^ериэлз.уч :о внедрению. Работа излонззиа на ico страницах, в то« число рисунки ■а пикают 24 сто!, тзблигж ~ Яв стр., список литературы - 18 стр., ¡риложэкиз - 4 стр.

КРАТКОЕ COKEFKAHKE РАГ.ОТЦ

Во вбздонии (раздел i) показана парспокглвнссть шу с ;хзакто-юм, "5хло:кдзсу.мя пароводшт-ч смосш. Обосковавзотсл актуальность "охнико-зконемичеекпк исследования: и выбора оптимальных схем, Параметров И уровня едйиичной кошостл яэу с ШЭР нз оснош системного тодосода с учетом таких суирстшкшх спой ста как экономичность, из-яш:ость и безопасность. Кратко освещается струнтурз и содержание заботы. Приведены злзмоятц новизны иетодетоских разработок и комплексных оптимизационных. исследования.

Во втором раздало дан обзор состояния работ по техника-экономическим исследованиям энергетических установок:, подходов к учету звойста надзнаюсти, безопасности к выбору единичных моцкостов ЯЭУ, Этмечепы достоинства пзроводдвото охлаждения активная зоны (A3) и возможность реализации самоаащгасрнцо.оти рэакторз ШЭР. Приведена зедовнда методашдичоекго принципы скстокного подхода, применяемого в исследованиях сложных,энергетических объектов. Дана хзракгэристи-

ка энергоблоков АЭС с ПВЭ1' как объекта системных исследования, опи саны связи установки с внешними системами, основные со свойства учитываемые при формулировка и комплексном решении задачи.

Установка (рис. I) состоит из ТСЧ. традиционная по исполнения доя АЭС, и состоящая из ПВЭР, вспомогательного контура (предаа значенного для приготовления пароводяной скоси необходимого состав для обеспечения работы в области закризисных параметров и во подач на вход в сборки твзлов) и главного циркуляционного контура. В сос тав этих контуров входят рэциркуляторы парз (пародувки или струйнь! насосы, встроенные в корпус'реактора), парогенераторы (ПГ). глашгк циркуляционные насосы (ГШ) и трубопровода с арматурой.

Рис. I. Принципиальная те пиша я схема ЯЗУ с реактором ПВЭР

I - реактор; 2 - ПГ: 3 - паровая турбина; 4 - конденсатор; 5 - питательный насос (ПН); 6 - ГШ; 7 - пародувка; 8 - устройства приго тоблвкия пароводяной снеси (ущ1су, 9 - регенеративные подогровзтол высокого и низкого давления; Ю- градирня; II- циркуляционный иасо

При изменениях единичной мощности, параметров, вида и со ста ва схемы энергоблока изменяются его полезная мощность, уровень на давности и внешние связи с ЯЭС и ЭЭС по электроэнергии, топливу дополнительной рвзервнрп мощности и т.д. Для выполнения услови .сопоставимости рассматриваемых вариантов ЯЭ.У обесточивается равна эффективность по отпуску электроэнергии потребителям за счет иощно та замыкгхщэй станции и резервной коаздоста ЭЭС. Б качество критери оптимизации при проведении технико-экономических исследования ЯЭ заданного уровня мощности принята мишгаальньв приведэшшо затраты.

Учитывая вышизложзнЕоз и особенности современных требований к ядерной безопасности реакторов (сашззашщзяность и подаритичност в аварийных ситуациях, позволяется обеспечивать останов:су реактора при любых обстоятельствах , в тон чиойз 683 шепатольства обслужи ваэдэго персонала и при отказах важнейших технических систем - сис

том управления. активных систем.защиты), формальная постановка задачи комплексно!! оптимизации ГОУ 1-го уровня единичпоа мскдости с учетом фэкторов яздеяягости и безопасности ШЭР имеет вид : гадл З1 - гп1п З1 < X, г, с, у, н 5(т ;

п а

х а »п ;

при ограничениях вида :

С^ (х,у,г,с) й <3*; (1,2.....Л};

Ик (х.у.г) 5\ж; К а .....К};

1С <Щ > тс*.

Здесь х - вектор независимых тормодинамтаоских оптимизируемых параметров; г - вектор независимых конструктивно-компоновочных характеристик; с - вектор коззпискшх схоишх рзкения; у - вектор зависимых параметров; II - вектор показатолоя надежности; - п- мерное вещественное пространства; и СП - расчетные и допусти-мыз значения технических. термодинамических к других параметров; П^ и Н,* - расчоткш и допустима значения показателей, определяющих безопасность реактора; % и расчетные и минимально допутиммв значения выработки электроэнергии ПЭТ; Л - количество ограничения га техническим,. конструктивный, термодинамическим параметрам и характеристикам; К - количество ограничения по показателям, определяющим безопасность; Ь"0- внопнгш условия.

Суммашш приводзинка затраты для каждой установки 1-го уровня кгашксти определяются в обком вида следуюкш образам:

4 " 5ш 4 Зн - 3о + Зт + • < 1 >

ггл 3^ - плановые пришдоотыа затрата; 31( - затраты, связанные с уровнем надежности ПЗУ; 3* - привошппью затраты по ЯЭУ без учета затрат из топливо; 3* - пршадоннш затратил па ядерное топливо; 3за!Л ~ ежегодные приведенные затрат на производство электроэнергии замыкайте станцией ЭХ.

Послодоватольпость раитаин задачи балз озодухкоа. Рассматривались установки разной мощности-. Сначала методой одаокориой минимизации в. сочетании с методом групповой; ралзкеации» разработанным в СЗИ» проводилась отгпгаизавдй параметров установки для каядаго уровня мощности с учетом надежности и проверкой соответствия современным требованиям ядбраоя безопасности. Ззтон методом пэроборз проводилась ойгйшаодя" структуры 5Ш состава основных фу!Гй$жэкалышх частой - количества циркуляциопнйе петель и турбошаджеатных трак-

тов. И далее, тем жо катодом, сравнивались энергоблоки с полученными оптимальными схемно-параметрическими решениями и определялосв оптимальное значение единичной мощности в зависимости от системных условий и уровня надежности установки.

Для выбора оптимальной единичной мощности используются удельные расчетные затраты или расчетные затраты (3^3Q4 - - 3^ам), отнесенные к годовому отпуску электрической энергии :

mir | - min < 3^сч / Э^од ). < 2 )

Раздел 3 посвящен описанию математической модели энергоблока двухконтурных АЭС с реакторам ПВЭР <тепловай схемы, F-1, ТСЧ), моделей оценки надежности и безопасности, приведенных затрат и ПВК, предназначенного для технико-экономических исследований.

Модель тепловоз схемы находится па более высоком иерархически уровне, по сравнению с моделями оборудования и частой установки Строится она на основа решения основных натариальвых и тепловых бз лансовых уравнения с учетам особенностей тепловой схвш ЯЭУ с ПВЭР сдунет для обмена параметрами связи между моделями рзакторз, ПГ и паровой .турбины и координации их работы в зависимости от условий, в которых должна проводится схешш-пэрамотрическая оптимизация.

Модель розеторноя часта, В состав ео входят модели рзакторз, внутрикарпусшх устройств (ВКУ), вертикального ПГ, главных циркуля ционных насосов, гародувок, струйных насосав. (СИ),

Модель реактора включает взаимосогласованные Здоки геомотричо кого, тешшгищрапличаского (ТГР), неятронш-физического (НФР), про постного к зкоеокичзского расчетов. Кодзль ТГР реактора, охлаждаемого пароводяной смесью, является модификацией модели BOSGRI. Новг версия служит для проведения оггпшизашонньа: исследование и обеспс чония связей с другими моделями комплекса. В ней учтены : протечзд теплоносителя при налички и отсутствии перфорации чехлов кассет; факторы перегрева в так называемых "горячих пятнах" при расчета максимальной температуры оболочек твзлов; ограничения на технические и теряодашмическиа параметры, габариты реактора, максимальные те&поратуры топливного сердечника и оболочек твзлоз,- значение bxoj кого ларосодэркаяия телюноситаяя» скорости его движком.

окзкяо-тезлическвй особенностью ПВЗР является низкая вакедм идя способность пароводяного тешюаосигеля. По сути, благодаря зтг ну данныа реактор объединил тохшлгагичоскиа в экошнаяоскта прешч оэствз реакторов ВВЗР с показателями топливоисхшльзоаакия бридеро!

в

¿одаль НФР ПЮР разработала В.Л. Стуналопым (ИЛЭ), базируется она гд псиона рошяния урзпнояия пороноса нойтроноп в диффузионном мно--огруппопом ир^блиютнии п двухморной гооштрии poaicropa.

Модзль owuuu безопасности. При оптимизации для анализа бозо-1аснпс!И истгользопались зффокты розктивност» (ЭР), получонныо п грпмых НФГ рэакторз :

Р -1 ' '1' Кфр • < 3 >

:jKi к3фф' зффо1гпшныо козффицишгш рззгдшиюния ноитронов,

гонтвотстшшю, в стационарной рзкимэ и и аварийном состоянии.

В рэзкторзх водяной технологии значония томгаратурного когф-¡шцгантэ реактивности отрицательны. Как извостно, для бозопаснкх ВЭГ иакболео продштштолъиа зависимость реактивности от плотности гоплоноситодя с максимумом в "рабочая точко" реактора и отрицательными значения.».:« ЭГ при опустошонип и захга!® водоЗ роэктсрз. Подкри-гкчность 1ГОЭР при зэлишш подо я обосггачивэотся для любой компонента тутом впадения гадолиния п топловьичэлиющио сборки (TBC) 'A3. Ваотчи-:ia кв пустотного ЭР при бкстрорезонзнсном сгакггро нейтронов, который ге.шот mg сто в ТШЭР, может быть и положительна, позтому ассбсо зниканга удаляется изучению поводоиин иконно этого з^факта. В саязп з этия при измонркиях парзнатров F4 проводятся ПОР в стацкопартзи роккмз и в условиях максимальной проокгпая аварии (UVA).

В состав кода ли BíCV роаттора входят ворхниа блок с крышкой, знутрикорпусная шахта с шлтронкым отрзязтолам, блок защитных труб, сборки твзлсв ЛЗ и янрзкоз, ЭТИ С, яагрубки и фланцу. Злясь oi-'нивз-отся тохшзш-экономичосгош показатели роптсгорз. В зависимости от способа организации рециркуляции пара для приготовления скоси, в состав Й1У к о гут включаться СИ. СН кодрлнруиггся из следующих основных составных зломэптов: приемной кггори, рэбочзго сопла, конфузерз, камора с;,''.звонил, даКузорл. Р.зсчпт Г-Н сподится к определению оптимальных соотноеоний его геонотричсскэд характеристик, позволявших восстанавливать нообходга.ма уровень рабочего давления сряди, пода-взойсй в сборки.

Матоматичоскап модель пзрогокорэтора базируется из алгоритмах основных рзечзтев : тепловой, гнярзвличзскся, прочностной и стоимостном,

Нодаль теплосиловой Часта рзноз разработана сотрудниками СЭЙ IV.А. Ивановым и О.В. Нзуношя. Модель ТСЧ предназначена для оптимизации паракзтров п состава элементов паротурбинной установки, Она

включзет в себя тепломеханическое основное и вспомогательное оборудование турбинного отделения и систему технического водоснабжения и позволяет расчитывать термодинамические, расходные, технико-экономические и другие показатели ХСЧ.

Модель оценки надежности. За основные единичные показатели надежности быт выбраны паракотры потоков отказов оборудования ы и среднее время юс восстановления. Причем, для одних элементов технологической схемы ш определялись по средае-сгатистичэсккм данным для аналогов, для других (парогенераторов, теплообменников, водяных насосов и приводных электродвигателей) - по апронсишрушим зависимостям на основе технических расчетов этого оборудования с учетом термодинамических параметров, конструктивных и других характеристик. Количественная оценка надежности реактора зависит от теплотехническая надежности ее технологических каналов, конструктивных характеристик АЗ и запасов до предельно-допустимых значения темгврзтур оболочек твэлов и топливного сердечника.

Б период нормальной эксплуатации ЯЭУ поток отказов оборудования принят ординарный ПуассоновскиЯ.

Первый этап расчета надежности ЯЭУ заключается в построении матрицы состояния, алименты которой, описывают структурно-логическую расчетную схему, состав схемы, количество однотипного оборудования в выделанной группа, связи по надежности между элементами схемы, единичные показатели надежности оборудования, признаки видов отказов и проводимых ремонтов. На втором зтага определяется врзмя нахождения ЯЗУ а различных состояниях (в полностьв работосшсобком, плановых ремонтов, в состояниях частичного и полного отказов), комагакскьга показатели надежности (коэффициенты обосшчошюсти иа-новог выработки электроэнергии тг^ и эффективности использования установки Кэи ), недовыработка элоктрознаргии из-за ненадежности ЯЭУ и связанные с этим затраты на. станции и в энергосистеме». В работе учитывались независимые и одновременные отказы оборудования.

Критерия экономической эффективности, Сосгаадящко критерии приведены в выражении (X). Плановые приведенные затраты опрэдоллвт-ся капиталовложениями и ежегодными плановыми издержками на обоспо-чение нормального функционирования энергетического объекта, Капитальны© затраты делятся на капиталовложения в строитольнух! часть главного корпуса, оборудован!© РЧ и 104 и их монтаа.

Приведенвыз затраты на топливо включает стоимость шрвог загрузки реактора, текущие затрата на подпитку доход от продаж на-

Ззтываомога адутоккя-239 с у ".ото и стоимости кзготоаяэния твзлсв I, бокового и торцовых экранов, стоимости долящихся материалов, игороработки и системной цепи плутония.

Годовые эксплуатационные издержка, обусловленные уровнем на-1НШОСТИ ПЗУ, включают стзнцштта ззгрзта <на проведаш® предупре-¡тельных и аварийных ремонтов, пз перерасход топлива в связи с ттекеншм КОД при частичных отказах, вынухшэпныо пуски-остановы) и араты в ЭЭС (для обеспечение равного уровня кадакагасти знерга-[Збжэния потребитолой, т.е. на выработку электроэнергии резервными ггаповками и при дсзагрузке базисных стзяцип ЭЭС в часы пропала зафика нагрузки, д^крыпаклцих кедоотпуск энергии исследуемой ПЗУ).

Списание ПВК. В работе представлена программная реализация здели ПЗУ с (ШЭР для ЭВМ 53СМ-8, призодзнз структурная схэмз 11ВК и гисано взаимодействие между основными блоками. С помощью создание> ПВК были проведены исследования энергоблоков АЭС нового типа с ютом экономичности, надежности и безопасности.

В раздело 4 описаны исходная информация, результаты оптимкза-¡ж параметров ГЧ и ГСЧ, структурной схемы и единичной иогчости поргоблоков АЗС с ПВЭР.

Исходная информация приведена па удалый стоимостным и другим зрзктеристигсзм. ГТрздсташюны косффкционты полиномов, описивзюлих дадаггаь» показатели надежности оборудовзякя (кром тех, доя каторга ни определяются гто апроксииируюния зависимостям), удольнь:о стрси-ольа^-в об'шмы реакторного отдаления и мзшоэла, предолжитольр -ста ланоБО-продупрздктольных ремонтов я другие характеристики в езвй-куости от мощностей диркуляцконпоп тотли, турбоагрегата и блока.

Исследования проводились для энергоблоков 4-х уровней кощпос-и (измеконка прийлизитолыю от 400 до 1000 Юг (ил.), верхняя гра-:ицз !вляотся продольной). Топливо - окисноо уран-гглутонкошо, мзте-игал обезачок тазлов ШЭР - ЭП-450 (форрчтно-мэртонситного класса), (авлэнш я 1-см яонтуро 16,0 МПз, температура теплоносителя из входа и реактор 330°С и на выхода - ЗвО°С, поскольку разработка ЛЗЭР фиэнтировзнз на использование корпусов реэкторов ВВЭР. Планируется ¡спользовзть паротурбинную установку с дроссельным парорзспредоле-гнем, систему регенерации однонитечную. При оценке надежности ЯЭУ о даумя турбинаш предполагается, что при отключении одной, нагрузка эззктсра больше техминимума и он- н& останавливается.

В исследованиях ТСЧ с ШЭР проводилась сценка тепловой и общей экономичности при изменениях ее параметров. Оптимизировался состав

регенеративной системы. Выявлена существенная зависимость оптимальной томдаратуры питательной воды t[JB от начальных параметров пари.

С повыкеиизы давления пара перед турбиной на I МПа оптимальная t_ о

i «эличиваатся ва 5-7 С,

При оптимизации определялось влияние изменении начального давления пара PQ на приведенные затраты по РЧ, ТОЧ и ШУ а полом <:.3[1Ч ¿Зтсч> ¿3 nJ[), на затраты от ненадежности оборудования (Зн). суммарные привэдашшэ затраты (3^), КПД, одиничныо (ш[ТГ, ипд) и комплексные показатели навзкности и другие характеристики (рис.2>. При учете надежности для турбин слзбогорогретого пара оптимальное начальное давление сохраняется (Ро=9,0 МПа), а для турйин насыщенного пзра за счет больших поверхности теплообмонз ПГ (П,к.) и мощности летательных насосов ПТУ, опгакальноо PQ с учетом надежности сковд-ется в область болш низких значения: при оптимистическая о гонко нэдрздюста оборудования - приблизительно на 0,5 МПа и при пессимистической оцэкюо - на 1-1,2 Шз.

Проводилась оптимизация температуры острого пара. Как показали исследования нзиболпо аффективно применение в циклах с ПВЭР турбин с порогрэвон пара до 340°С (максимально возможным при принятых па-раглэтрах 1-го контура).

Кзкзненкя теплонапряжанности активной зоны приводят к изменения массовая скорости теплоносителя, пцрзвличэского сопротивления роактора, линейных размеров A3 и темпзратур оболочек и топливного сардзчника твзлов, последние из которых непосредственно определял* темпзратурпыо условия работы и сказываются на надежности роакторз. Вполно очевидно, что чом меньше ¡запасы до допустимых значений таиюратур, тем больше вероятность отказов ПВЭР. С ушли-

з

чанкзм СЦ. от 250 до 360 МВт/и увеличивается кодовыработеа злзктро-ззоргки при расчетных: (средних) оценках показателей аэдзаяости оборудования на 5-GS. Оптимальное значение тайлонапряжонностк с учетом надакности на 3-51, нижа по сравнению с полученная экономически зффвгтгавоа: тешюнапряженностью без учета этого фактора.

Выбраны по^РЧ оптимальные значения коэффициентов уплотнил A3, размер кассеты под ключ , входное паросодзржанио (табл. I).

При изменении параметров РЧ, как ужо отаечалось, проводились Ш реактора при полной потери теплоносителя и опустошаяш заданного обьака рэагстора. И выяснилось, что наибольшее плияшаз из гарачкс-лвнных опгишзируекых параметров РЧ ва пустотный ЭР оказывает из-кзвеииз 07. Зависимость пустотного ЭР от 0, представлена па рис. з.

вооо

6000

<1000

гг:' 2000

1.0

•5 I

О ь-1

X

'З

»л

V.

^ ч: о о н

л «^

- п, з- •

а- г 3

и

о

о

м

ГЗ

о

5

(-3

■3

0,6

0,2 94,0

92,0 90,0

80,0 4,0

2,0

0

-2,0

12,0 8,0

■1,0

0 -

-4,0

Рис. 2. Зависимости технико-энономичесник показателей от давления пара перед турбиной Р0

I - перегретый пар (340 °С); 2 - нпсыщенниЯ пор

13

, Ша

Таблица I.

Показатели энергоблоков АЗС с реакторами ПВЗР разной мощности при средней уровне надежности оборудования

Наименование Вариант

I 1 2 1 3 -4

Тепловая мощность реактора, МВт II47 1503 2248 2738

Паросодержанив теплоносителя на входе в TBC 0.42 0,4 0,34 0,34

Расход теплоносителя, кг/с

"реактор 1750,7 2260,6 3165,2 3954,]

пзродувки 774,5 981,2 1253,4 1623,:

Мощность блока нетто, МВт 420,0 547,9 807,5 975,5

Мощность из прокачку теплоносителя первого контура, МВт <зл.) 6,261 9,216 18,422 32,708

Мощность па прокачку рабочего тела и охлаждающей воды, ffir (эл.) 7,763 10,050 14,651 17,256

Расход пара на турбину, т/час 2160,7 2831,4 4231,4 5157,£

КПД нетто блока, % 36,62 36,45 35,95 35,73

Высота активной зоны, и 0,570 Q,82Q 0.S50 1,404

Диаметр активной зоны, и 2,69 2,08 3,07 2,78

Максимальная температура, °С

оболочки твэлов 571,6 514,9 475,2 494,0

топлива 1536,1 1520,5 1157,1 2050,7

Средняя плотность теплоносителя в активной зоне, кг/м 138,8 143.6 152,2 159,7

Сродаяя тошшнапранещюсть, МВт/н' 330 310 305 303

Размер кассеты "под ключ", си 22,68 22,68 23,03 22,30

Коэффициент уплощзкия A3, 0,212 0,307 0,309 0,505

Далее, для яэу всох уровней мощешсти с выбранными оптимальными паракэтрами, проводилась штпшзздяя структурных схем и анализ устойчивости решений а {зависимости err внешних условий с учетом деоп-ределэшшетк Исходной »»формации по кадашостй оборудования. Опредо лены с изкззоянзм отдосдовдьаого параметра штока отказов основного оборудования Wq и отдосшшыш: затрат на производство алогсгразшр-гш резервными установками ЭЭС области оптимальности и границу рав-

t4

21 <1

л,

a

-0,50 -0, К> -0,и0

240

2и0 260 300 ¿20 ¿40 360 Qv,},hT/-.¿

Рис. а. Зависимость пустотного ЭР от теплонапряконности АЗ

ноаффоихивности структурных репений (одна из зависимостей приводэаа иа рис. 4). Существенное влияние фаетор надзетасти оказывает isa выбор структуры энергоблока. Рассматривались моно- И дуСль-блочнсе исполнение схем с 3-х и 4-х готвэвои компоновках 1-го контура. Проведенные исследования показали целесообразность увеличения числа циркуляционных штель до 4-х для блоков бальной ксщпоста {<5олоз 700 КВт). Для блоков сродной шадости наиболее сффекткшы варианты с двумя ПГ, При оптимистическом и среднем уровнях надежности оборудования в главном корпусе лолжна устанавливаться одна турбина, а при пессимистическом уровне - диз турбины.

о к

íu

сз

г> к rf ш о о

г;

а Гл

a ui н

оз а)

'1, <г>

Н 05

га и,

Г1

О Ti

•3 'í

3 ¿>

г; x

о о

Н п S¡

О Н

о и

з: а>

с< i-?

О о

1,0

0,Ь

о 1,0

о.ь

о 1,0

0,5 0

ср. 1 ! 2+1 . Г ! _ г ! 1 2+2 1 3,0 ! 2,0 í .

опт. | м j | 1 ¡ 3,0

2,0 _______i

«п

0,5 1,0 1,Ь 2,0 2,Ь ü,0 Рис, 4. Оптимальные области и грзязд равнсзффектазности структур энергоблоков АЭС с ПВЗР шеность» 1503 МВт (т. > 2,0 и 3,0 - удельные затраты на производство злэктро-зноргии Оазисными установками ЭЭС, коп/(кВт*ч)

Выбор оптимальных моцяостеа энергоблоков, вводимых в ЭХ, необходим для обеспечения максимальной системной эффективности. Поэтому экономичность определялась капиталовложениями, эксплуатационными затратами с учетом полных и частичных отказов энергоблоков АЭС о ПВЭР и затратами в системе, причем аварийность рассматривалась как функция, конструктивных, термодинамических и других параметров ЯЭУ. Результаты исследования показали следующее. Плановые затраты зм с уваличоакзы косности снижаются, но на экономические показатели и системную эффективность существенно влияет надежность оборудования установок. С уволичониэм мощности блока увеличивается их аварийность, ухудшается комплексные показатели надежности (табл. 2) и растут расходы на станции и в системе для обеспечения нормального функционирования объекта и потребктаязй энергии, поэтому наблюдается тенденция роста Зц в критерии. Па суммарным удельным затратам получается, что при оптиикстшесжоя надежности оборудования и удельных затратах на производство электроэнергию резервными установками на уровне Оазисных наиболее экономична единичная мощность 740-7Ш МВт (эл.), при пессимистических оырнках - 570-565 МВт (зл.)

Таблица .

Оптимальные характеристики для энергоблоков при разных оценках надваности оборудова1шя

оценка надежности оборудования Мощность энергоблока, МВт <ТЭПЛ.> структурная схема V % кэи' Ж МВт

2733 4 + 1 »7,7 68,7 95,6

Отгтошгш- 224Б 4 + 1 89,5 71,7 70,3

чэская 1503 2 + 1 93,2 77,4 27,1

. 1147 2 + 1 94,7 73,8 14,5

2738 4+1 80,2 61,1 122,0

Срэдаяя 2246 1603 4 + 1 2 + 1 62,9 88,8 65,2 73,0 97,0 ЗВ,4

1147 2 + 1 •91,4 ■Тб.б 21,1

2733 4+2 75,3 56,2 174,5

Пессимисти- 2246 4 + г 79,1 61,3 131,7

ческая 1503 2+2 86,6 70,8 58,4

1147 2 + г аз,7 74,8 30,8

при средних оценках целесообразна разработка блоков мощностью 10-650 МВт (эл.). Установлено, по предварительным сшвпкам методом дальних резервов, что при ввода двух энергоблоков мощностью гюряд-з 540 МВт а ЭЭО суммарной иощпостьо 60 ГВт нотрэбуотсп допзлни-ольного аварийного резерва мощности Иар приблизительно на 35% шпь-;о по сравнения с включение« в систену одного тысячника (табл. 2).

Учитывая результата исследований, положительные стороны сориз-¡ости изготовления и строительства, ориентируясь па средние уровни :ачествз изготовления, способов производства и эксплуатации в катай гграно, рекомендуется разработка ЯЭУ с рзактором ПВЭР мощность» 610->50 МВт<ал.)- Проведенный исследования показали необходимость и ро-)Льнуи возможность учета разных свойств при решении таких техничес-аа зздач.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. В работе разработана методика и сформулирована задача «зицлэксноя оптимизации схем, парэкотров (в том числа моащости) люргоблока АЭС с ПВЭР с учетом надежности оборудования исследуемого объекта, ядерной безопасности, системных связей и ограничений, гштавакщих физико-технические особенности установки.

2. Разрзбстзпз" методика определения надежности энергоблоков с реакторами водяной технологии в зависимости от термодинамических параметров, конструктивных и других характеристик оборудования с учетом независимых и одновременных отказов.

3. Создана математическая модель, прэдаазначеная дал талкко-зкономкческих исследований энергоблоков АЭС с реактором ПВЭР с учетом системной эффективности использования, и реализована в виде комплекса программ для ЭВМ ВЭСМ-6. В качество критерия экономической эффективности используется приведенные затраты с учетом нацекпос-ти.

Для энергоблоков АЗЗ с реакторами'ПВЭР выполнена дашшсс-ная оптимизация схем и параметров с учетом основных свойств ЯЭУ, ограничительных условия, отражающее их техническую реализуемость, и связей с внешними системами. Анализ полученных результатов позволил установить влигодаз физических, термодинамических, конструктивных и других параметров и характеристик и схемных-решений на техника-эко-нонзрюскиа показателе? -РЧ, ГСЧ и ПЗУ а цзлои.

Определены для хзздого уровня единичной кощпоста энергоблока оггшшьдаз схемао-парашгричэскио решения с учетоя надежности и соотазтствян ШЗР принципам' саиозадапэ'нносгпг.

5, Выявлено значительное влияние изменении в технологически* схемах за счет укрупнения и разукрупнения основных функциональных систем на критерий экономическая эффективности, аварийность и вали-чину дополкитвльчоя мощности аварийного резерва в ЭЭС. Определены влияние изиенэний соотношений вероятностей отказов основного оборудования I и 11-го контуров ПЗУ и внешних условна на оптимальные структуры энергоблоков разной мощности и условия равноэффективиости структурных решений.

6. Выполнены оцзнки целесообразных уровней единичных мощносте энергоблоков с учетом физико-технических характеристик ЯЭУ, неопределенности информации ш нэдешюсти оборудования и системных условк

7. Результата работы приманены при обосновании схемно-пзраметр ческих решений для разрабатываемых ЯЭУ с ШЭР в ИАЭ им.И.В.КурчатоЕ

8. В дальнейшем планируется провести сравнзаш разрабатываемой энергоустановки с ШЭР с существующими ЯЭУ и развить методику г части учата факторов зкологичшети, радиационная безопасности.

Основное ссдазразит диссертации отражено в работах :

1. Ковалева Т.Ф., Хан В.В. Прогнозирование надежности эламен-тов эвергооборудовааия : Труда XIII Конференции молодых специалистов СЭИ СО АН СССР. - Иркутск, IS84, - с.59-74. - Доп. а ВИШВ 1.03.04, W I22S-Ö4.

2. Каплун С.М., Ковалева Т.Ф. Способы повышения;полноты и определенности информации при оптимизации надежности энергоустановок: а сб. / Метода технико-экономических исследовании энергетических установок в условиях неполноты информации. - М.: Информэнорго, ISS7. - с.113-121.

3. Ковалева 1.0., Стукалоп В.Д., Щеготина Т.Д. Матоматическз» модель для исследовании ядзрно-зиорготичоской установки с пароводяным реактором: В сб./ .Системные оценки эффективности и выбор напра: .ланий технического прогресса в энергетике. - Иркутск, 1990, с.97-11

4. Буянов Н.Е., Ковалева Т.Ф. Влияние надежности и безопасности на оптшальцые параметры ядерно-энергетических установок с пароводяным реакторам : В сб. / Методические вопросы исследования лада носги больших систем энергетики. Вып. 40. -'Уфа, 1291, с.105-115.

5. Ковалева 1.Ф., Стукалав В,А., Щештина Т.Д. Комплексна] схзшю-пзрамэтрическая оптимизация энергоблоков АЭС с пароохлаада-емш роазггероя повышэшюа безопасности : Тезисы доклада VII Всосо-зозного сэиинара ш проблемам физики реакторов, Москва : ЦНИИатомин-фора, 1331, с.33-35. Соискатель

10