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

россяяская академия наук сибирское отделение сибирский энергетический институт

Нз гтрэиэх рукописи

КОВАЛЕВА Татьяна Фодоровпз

КОМПЛЕКСНАЯ СХЕШ0-11АРМЕТЙИЕСКАЯ ОПТИМИЗАЦИЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЗС С НЛГОВОЛЯНЫМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМ РЕАКТОРОМ

СБ. 14.01 - знорготичоскиэ системы и комплексы

АВТОРЕФЕРАТ диссертация из сскскзита учетах степени .кзнлидатз тпхнэтоских наук

Иркутск - 1992

Работа выкошена в Сибирском энергвтичоском инстит им.Л.А.Мелэнтьева Сибирского отдаления Российской Академии наук

Научный руководитель - кандидат технических наук,

Т.Д.Шогготина

Научный консультант - кандидат технических наук,

Ю.В.Наумов

Официальные оппоненты - доктор технических наук,

профессор В.В.Орлов

кандидат технических наук, Шир A.M.

Водудая организация - Всесоюзный научно-исследовательски проектно-конструкторский институт атомного знерштичоского мах строения (ВНИИЛМ)

Защита состоится " 27 " апреля 1992 года в ^ на заседании специализированного совета Д.Ш2.30.01 по защите диссертаций на соисканкэ ученой степени доктора наук при Сибирском Энергетическом институте СО РАН в ком. 355 по адресу 664033, г.Иркутск, ул.Лермонтова, 130.

С диссертацией вджно ознакомиться в библиотеке Сибирского энергетического института СО РАН.

Автореферат разослан " 13 " нарта 1032 г.

Ученый секретарь

специализированного совета, s)-7

кандидат технических наук — А.мЛришечкин

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК СИБИРСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ СИБИРСКИЙ ЭШТПЙЧЕСКИЯ ИНСТИТУТ

На правах рукописи

КОВАЛЁВА Тзтьяиз Федоровна

КОМПЛЕКСНАЯ СХЕМНО-ПАРАКЕГРКЧЕСКАЯ ОПТИМИЗАЦИЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЗС С ПАРОВОДЯНЫМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМ РЕАКТОРОМ

05.14.01 - знорготическта системы и ксмп,таксы

АВТОРЕФЕРАТ дкесорташи на соискзнкз утопся степени .кандидата технических наук

Иркутск - 1092

Работа выполнена в Сибирском энергетическом инстт им. Л. А. Мо-лэнтъевз Сибирского отдаления Российской Академии наук

Научный руководитель - кандидат технических наук,

Т.Д.Щепотина

Научный консультант - кандидат технических наук,

Ю.В.Наумов

Официальные оппоненты - доктор технически?; нзук,

профессор В.В.Орлов

кандидат технических нзук. Клер A.M.

Ведущая организация - Всесоюзный научно-исслвдовательски проектно-конструкторскиа институт атомного энергетического наш строения (ВНИИАМ)

Защита состоится " 2? " апреля I9g2 года в 13 — на заседании специализированного совета Д.002.30.01 по защите диссертация на соисканкэ учаяой стегани доктора нзук при Сибирском Энергетическом инстпуге СО РАН в ком. 355 по адресу 664033, г.Иркутск, ул.Лермонтова, 130.

С диссертацией кожно ознакомиться в библиотеке Сибирского энергетического института СО РАН.

Автореферат разослан " " нарта 1932 г.

Ученый секретарь

специализированного совета, ^ ^ ,, _

кандидат технических наук — А.М.Тришчкин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Развитие пдорноа шюрготики на современном этапа определяется возможностями обеспечения безопасности с псмоцыо новых подходов, основанных, в гарвую очередь, нз реализации принципов сзмозапгащэппости и использовании асимпопгтоскся безопасности. Анализ реакторных установок нового поколения показывает перспоктиз-ность пароводяных энергетических реакторов (ПВЭР) с быстрорезонанс-ным спеетром нейтронов, сбгодиняюцих положительные качества ¡¡кто суяэствуюпих роакторов-бршззров с натриевым тепланоситолом (высокую эффективность топлквсиспользования) и реакторов ткпз ВЗЭР (сравнительно низкие кзпззтраты). Для изготовления этого реактора певьгсзп-ной безопасности планируется использовать хорошо развитую технологию и промышленную базу ВВЭР. Применение пароводяной скоси в качостве теплоносителя для съема теплоты активной зоны обеспечивает ПВЭР необходимые свойства и влияет на состав оборудования, характеристики неятронно-физических процессов, параметры термодинамического цикла, КОНСТруКГИЕНО-компоновочныз рзиония и т.д. В связи с этим этапах разработки и проектирования ядернознергетичесгсоя установи (НЭУ) а ПВЭР нэобходикы всесторонние исслэдования, в частности, тэхпико-зкопокичоские, направленные нз выбор оптимальных схем и параметров (в том число единичной мощности) знергоблоков, поскольку бэсьмз актуальны рациональнее использование средств и высокая обоснованность ггринимззмых решения.

Диссертационная работа выполнена в соответствии с планами основных научно-исследовательских работ СЭИ СО Г/ Л по темам - 1.9.5.3 "Комплексная оптимизация схем и параметров ноеых типов теплосиловых установок"(№ ГР 81103007); 1.9.3.а "Совершенствование методов оптимизация и выбор рзцкоизльных схон и параметров новых видез эшрга-тических установок" (№ ГР 01860081В84); т.9.2.3 "Принципы и методы комплексного определения оптимальней надежности и резервирования и больших системах энергетики" (№ ГР 7605005), с научной направленностью рзбот ИАЭ им.И.В.Курчатова - 05-03-...- 86-1701 Р<К5-2С31) "Исследования неягронпо-физических. теплогидравлических характеристик и работоспособности ТВС в обоснование эскизного проекта пзрззо-дяного энергетического реактора" 0 ГР У348-18).

Цель работы состоит в разработке методики схемно-параметрической 01тшшзащм~знергоблоков АЭС с ПВЭР на основе системного подхода с учетом надежности, современных требования по безспзспости и

свг.зой с явзрнс- (ГОС.) и злоктро-эперготической (ЭЭС) системами; в опрэдолокки показателей надакности с учетом термодинамических параметров, конструктивных и других характеристик оборудования; в рззрзйотка и практической реализации соответствующего программно-вычислительного комплекса (ПВК); в проводанш технико-экономичэских исслвдсвздия энергоблоков АЭС с реактором' типа ПВЭР и оценка эффективного уровня модности с учетом системных связей и основных свойств изучаемого обьогста.

Научпая новизна работы. 8 методическом плана новыми в диссертационной, работе является:

- учет влияния термодинамических парзмотров, конструктивных и доугих характеристик на показатели надежности оборудования;

- учет ограниченна на показатели, характеризующие ядерную безо-иэсиость при оптимизации параметров реакторной части;

- постановка и котодика решения задачи комплексной схемна-парз-мотрическоя оптимизации с учотом свойств экономичности, надежности и ядерной безопасности;

- определение целесообразного уровня единичной моищости энергоблоков для обеспечения максимального экономического эффекта с учетом связей с ЭЭС и надоязшети ЯЭУ, зависящей от параметров оборудования и структурного исполнения схем.

Для реализации указанных подходов и решения поставленных задач автором впервые создана математическая модель ЯЭУ с ПВЭР. Впервые • выполнены комплексные техника-экономические исследования энергоблоков АЭС с ПВЭР : получены оптимальные параметры роакторной части (РЧ), теплосиловой часта ПСЧ) и ПЗУ в целом; определены области оптимальности и границы равноэффективности различных структур технологической ехпкы при разных оценках и соотношениях показателей надежности оборудования, удельных затрат на производство электроэнергии установками,' работающими а базисной части графика нагрузки (далее - базисными установками) и резервными установками ЭЭС; выбраны зк&нсмичэски обоснованные уровни единичной мощности энергоблоков с учетом надежности оборудования "и связей с ЭЗС.

Практическая значимость работы. Предлагаемые методы, модели и ПВК позволили выпдлксть сравнительную. оданку вариантов схем, параметров РЧ и ТСЧ энергоблоков АЭС с реактором ПВЭР разной тепловоз мощности, определить далесоабразныз уровень единичная мощности с учотом основных свойств ЯЭУ» неопределенности исходной -информации по таказатеш надошэсти оборудования и внешних условия. Результата

осгинизации схем и параметров энергоблоков приняты и используются при обосновании решения нз прздггрозктных этапах разработки ЯЗУ указанного типа в ИАЭ, что подтвэрздэно 3 соотвэтствущими эктзуи.

Апробация работы. Результаты работыдокладывались и сбсупаз-лись нз конференции молода ушных СЭ'Л СО АН СССР (Иркутск, IS32 г.); яэ Всесоюзном научном союшзрэ "Метода комплексной оптимизации установок ш преобразование тешшсй к атомной энергии в электрическую" {Обнинск, 1985 г.); на Всесоюзном научном семинаре "Системные оценки эффективности и выбор направлений технического прогресса в энергетика" (Иркутск, IS89 г.); нз Всесоюзном научной свккнзро '•Методические вопросы исследования надежности большое систем энергетики" (Уфз, IBSQ г.); нз Всесоюзном нзучном семинаре по проблемам физики реакторов "Внутренняя безопасность ядерно-энергетических установок" (Москва, I23I'r.)

Публикации. Основные полокзния и результаты опубликованы в 5 печатных работах.

Структурз и объем работа. Диссертация состоит из евядмгия, основной части (три раздал!), заключения, списка литература (184 ззи-менованил. в том числа 10 илострашшх) и приложения с материалами по внедрению. Работа изложена нз ico страницах, в том число рисунки занимают 24 стрГ, таблицы - 2в стр., список литературы - 10 стр.. приложение - 4 стр.

КРАТКОЕ СОДЕИКАНКЕ РАБОТЫ

Во введении (раздал I) показана перспективность ПЗУ с фактором, "охлавдзомыи пароводяной смесью. Обосновывается актуальность техиико-зкономичаских исслэдовзпия и ныборз оптимальных схем, параметров И уровня 0дк1ичп0й мощности ПЗУ с ПВЭР на основа системного подхода с учотсм тзких сугшствонпых свойств кзк экономичность, из-яэтеость и безопасность. Крэют осшцаотся структура и содержание рзботы. Приведены элементы новизны мотодичоских разработок и комплексных ошшизационных исследование.

Во втором разделе дзи обзор состояния работ по тахкюга-экономическим ' наследованиям энергетических установок, подходов к учету свойств пздеишости, безопасности к выбору единичных мощностей ЯЭУ. Огмачэаы достоинства пароводяного охлаждения активной зоны (АЗ) я возможность реализации самазапетзшгости рэзктсра ПВЗР. Приведены основные методологические принципы системного годходз, применяемого в исследованиях сложных,эноргетичоских объектов. Дзнз хзрзктеристи-

кз энергоблоков АЭС с ПВЭР как объекта системных исследования, описаны связи установки с внешними системами, основные вэ свойства, учитываемые при формулировке и комплексном решении задачи.

Установка <рис. I) состоит из ТСЧ, традиционной по исполнению для АЭС, и РЧ, состоящей из ПВЭР, вспомогательного контура {предназначенного для приготовления пароводяной смеси необходимого состава для обеспечения работы в области закризисных параметров и ее подзчи на вход в сборки твзлов) и главного циркуляционного контура. В состав этих контуров входят рециркуляторы пара (пародувки или струйные насосы, встроенные в корпус реактора), парогенераторы (ПГ), главные циркуляционные насосы (ГШ) и трубопровода с арматурой.

Рис. I. Принципиальная тепловая схема ЯЭУ с реактором ПВЭР

I - реактор; 2 - ПГ; 3 - паровая турбина; 4 - конденсатор; 5 - питательный насос (ПН); 6 - ГШ; 7 - пародувка; О - устройства приготовления пароводяной смеси (УППС); 3 - рогеноратившо подогреватели высокого и низкого давления; Ю- градирня; II- циркуляционный насос

При изменениях единичной мощности, параметров, вида и состава схемы энергоблока изменяются его полезная мощность, уровень на-дгнкиости и внешние связи с ЯЭС и ЭЭС по электроэнергии, топливу, дополнительной розорвнрй мощности и т.д. Для выполнения условия .сопоставимости рассматриваемых вариантов ЯЭУ обеспечивается равная эффективность по отпуску электроэнергии потробитолям за счет мощное та замыкающей станции и резервной мощности ЭЭС. В качество критерия оптимизации при проведении технико-экономических исследования ЯЭУ заданного уровня мощности приняты минимальные приведенные затраты.

Учитывая вышеизложенное и особенности современных требований к ядерной безопасности реакторов (самозащицэнность и подкрэтичность в аварийных ситуациях, позволяющих обесгочивзть остановку реактора при лззбых обстоятельствах , в том числе Саз вкезатольства обслужи-вапдзго гарсонала и при отказах важнайшх технических систем - сис-

тем управления, активных систем.защиты), формальная постановка задачи комплексной оптимизации ЯЭУ 1-го уровпя единичной мощности с учетом факторов надежности и безопасности ПВЭР имеет вед :

nin З1 = rain З1 ( х, z, с, у, Н )|Е ;

х « Вп ; при ограничениях вида :

Qj <x,y,z,c) £ Q*; 3 е <1,2,....J);

Rk (x.y.z) s U« <1,2,...,K);

% <h> > te*.

Здесь x - вектор независимых термодинамических оптимизируемых параметров; z - вектор пзззвисимых конструктивно-компоновочных характеристик; с - вектор независимых схемных рошении; у - вектор зависимых параметров; II - вектор показателей надежности; Вп - п- мерное вещественное пространство; Qj и Qj - расчетные и допустимые значения технических, термоякпзкических к других параметров; П^ и П^ - расчетные и допустимые значения показателей, определяющих безопасность реактора; г и т„ж- расчетные и иикинчлъйа допу-тимыо значения выработки электроэнергии ПЗУ; J - количество ограничения по техническим,, конструктивный, термодинамическим параметрам и характеристикам; К - количество ограничения по показателям, определяющим безопасность; Е0- внешние условия.

Суммарные приведенные затраты дал каждой установки 1-го уровня мощности определяются в общем ваде следующим образом:

зе + 4 • = 3о + зт + 3LM - <1 >

г до з^д - плановыо пркводонпые затраты; 3* - затраты, связанные с уровнем нздоноюсто ПЗУ; - приведенные затраты по ЯЗУ без учета затрат на топливо; 3* - приводоннко затраты на лдзрггоо топлива; Ззаи " 01И0Г°-131ьга приведенные затраты на производство элвктроэпоргии замыкзздвя станцией ЭЗС5.

Последовательность ратания задачи была следующей. Рассматривались установки разной мощности. "Сначала методом однймерной минимизации в сочетаний с методом групповой релаксации, разработанным в СЭИ, проводилась оптимизация параметров установки для каждого уровня мощности с учетом вздзйщастй и проверкой соответствия современным требованиям ядерной безопасности.■ Затем методом перебора проводилась оптимизация структуры &М состава основных фу^тциокальных частей - количества циркуляционных штель и турбокоодзясатнкх трзк-

топ. И далее, тем же методом, сравнивались энергоблоки с полученными оптимальными схемно-пзрз метрическими решениями и определялось оптимальное значение единичной мощности в зависимости от системных условия и уровня надежности установки.

Для выбора оптимальной единичной мощности используются удельные расчетные затраты или расчетные затраты (3^; - I¿ - 3* ,),

рзсч i зэм

отнесенные к годовому отпуску электрической энергии (Э*од) :

rain J - ein ( Э^сч / Э1од ). ( 2 )

Раздел 3 посвящен описанию мзтемзтической модели энергоблока двухконтурных АЭС с реактором ПВЭР (тепловой схемы, РЧ, ТСЧ), моделей оценки надежности и безопасности, приведенных затрат и ПВК, предназначенного для технико-экономических исследования.

Модель тепловой схемы находится на более высоком иерархически уровне, по сравнению с моделями оборудования и частей установки. Строш-ся она на основе ранения основных материальных и тепловых балансовых уравнения с учетом особенностей тепловой схемы ЯЭУ с ПВЭР, служит дая обмена параметрами связи кожду моделями реакторз, ПГ и паровой турбины и координации их работы в зависимости от условия, в которых должна проводится схемно-парзметрическая оптимизация.

Модель реакторной часта. В состав ее входят модели реактора, внутрикорпусных устройств (ВКУ), вертикального ПГ, главных циркуляционных насосов, пзродувок, струйных насосав (СН).

Модель реактора включает взаимосогласованные блоки геокотриче< кого, тешшгадрзвличаского (ТГР), ноятрашю-физическаго (НФР), про' ностного и экономического расчетов. Модель ТГР реактора, охлаждаемого пароводяной смесью, является модификацией модели Б03СП1. Нова) версия служит для проведения оптимизационных исследования и обеспечения связей с другими моделями комплекса. В ной учтены : проточки теплоносителя при наличии и отсутствии перфорации чехлов кассет; факторы порогревз в так называемых "горячих пятнах" при расчете максимальной температуры оболочек твзлов; ограничения на технические и термодинамические парамотры, габариты реактора, максимальные ттатарзтура топливного сердечника и оболочек твзлов,' значение вход кого паросодеряания теплоносителя, скорости его движения.

Физико-тохничоской особенностью ПВЭР является низкая замедляя идя способность пароводяного теплоносителя. По сути, благодаря это иу данныа реактор объединил технологичомсио и экономические пройму паства реанторов ВВЭР с показателями тапливоисшльзовааия бркдеров

одаль !№Р ПВЭР разработана В.Л. Стукаловым (ИАЭ), базируется она а пенено решения уравнения переноса нейтроноп в диффузионном мно-огрупповом приближении.п дпухморноя геометрии реактора.

Ношль о:юпкй безопасности. При om-имизации для анализа Созовете ги использовались эффекты реактивности (ЭР), полученные в рпмых ПФР реактора :

Р ' 1 / кз» * 1 ' «'а« • < 3 5

JK' ^зфф' эффективные коэффициенты размиошиия ноатроноз,

юптпотстпошю, в стационарном режиме и в аварийном состоянии.

В реакторах подпиои технологии знзчеиия токпорэтурного козф-жтамгта реактивности отрицательны. Как известно, для безопасных тэг наиболее предпочтительна зависимость реактивности от платности •оплоиоситоля с максимумом п "рабочей точке" реактора и отрицательными значениями ЭР при опустошении и ззливке водой роакторз. Подкрк-■ичность 1ЮЭР при гзэлквка подол обеспечивается для любой компонента цтом введения гадолиния в тепловыделяющие сборки (TBC) A3. Вег.гш-13 нхз пустотного ЭР при бкстророзонэнсном спектре нейтронов, который имеет место в ПВЭР, моя.пт бить и полояштольнз, поэтому ассСао 1ккман1ы уделяется изучению поведения именно этого эффекта. В связи : этим при изменениях параметров Fl проводятся ПОР в стационарно;! хжимз и в условиях максимальной проектной аварии (НПА).

В состав модели ВКУ розгторз входят верхний блок с кркпкей, чнутриксрпусная сзхта с ноатронным отражателям, блок защитных труб, :бп:;<„; твзлоз A3 и экранов, УППС, пзгрубки и фланцы. Здесь ci" нивл-отся технико-эконсмичоскко показатели реактора. В зависимости от гпоа/ба организации рециркуляции пара для приготовления смсси. в зостзз ВКУ могут шсялзться СП. СП моделируются из слодухядах основных составных элементов: прззмяоа кзхори, рабочего согхла, копфусср.а, камо; а скоеоиия, диффузора. Расчет СИ спадется :с определению оптимальных соотношений ого геометрических яарактористик, позволяющих восстанавливать необходимый уровень рабочего давления среды, подаваемой в сборки.

Матемзтичоская модель пзрогонорэтора базируется на алгоритмах основных расчетов : тепловом, гидравлическом, прочностном и стоимостном.

Модель теплосиловой части ранее разработана сотрудниками СЭЙ A.A. Ивановым и Ю.В. Наумовым. Модель ТСЧ предназначена для оптимизации параметров и состава элементов паротурбинной установки. Онз

включает в себя тепломеханическое основное и вспомогательное оборудование турбинного отдаления и систему технического водоснабжения и позволяет расчитывать термодинамические, расходные, технико-экономические и другие показатели 1СЧ.

Модель оценки надежности. Зз основные единичные показатели надежности были выбраны парзкетры потоков отказов оборудования ш и среднее время их восстановления. Причем, для одних элементов технологической схемы ы определялись по средне-статистическим данным для аналогов, для других (парогенераторов, теплообменников, водяных насосов и приводных электродвигателей) - по апроксимирующим зависимостям на основа технических расчетов этого оборудования с учетоа термодинамических параметров, конструктивных и других характеристик. Количественная оценка надежности реактора зависит от топлотехничес-кой надежности ее технологических каналов, конструктивных характеристик АЗ и запасов до предельно-допустимых значений тоншратур оболочек твэлов и топливного сердечника,

В период нормальной эксплуатации ПЗУ поток отказов оборудования принят ординарный Пуассоновскил.

Первый этап расчета надежности ПЗУ заключается в построении матрицы состояний, элементы которой описывают структурно-логическую расчетную схему, состав схемы, количество одаотигшого оборудования в выделанной группе, связи по надежности ковду элементами схемы, единичные показатели надежности оборудования, признаки видов отказов и проводимых ремонтов. На втором этаго определяются время нахождения ЯЭУ п различных состояниях (в полностью работоспособном, плановых ремонтов, в состояниях частичного и полного отказов), комплексные показатели надежности (коэффициенты обоспочошгасти плановой выработки электроэнергии и эффективности использования установки кдИ ), недовыработка электроэнергии из-за нонадошгости ЯЭУ и связанные с этим затраты на станции VI в энергосистема. В работе учитывались независимые и одновромопныо отказы оборудования.

Критерий экономическая эффективности. Состзвлящиз критерия приведены в выражении (X). Плановые приведенные затраты определяется кзпигаловложопиями и ежегодными плановыми издержками на обосго-чонио нормального функционирования энергетического объекта. Капитальные затраты делятся на капиталовложения в строительную часть главного корпуса, оборудование РЧ и ТСЧ и ух -ионтая.

Приведенные затраты на топливо вклвчаэт стойкость пзрзон загрузки реактора, текущиз затраты на подпитку и доход от продаак нз-

забатываемого пдутония-239 с учетом стоимости изготовлвния твэлсв 'Л, бокового и торцевых экранов, стоимости делящихся материалов, отмгороработки и системной цотш плутония.

Годовые эксплуатационные издержки, обусловленные уровнем надежности ПЗУ, включают станционные затраты (на проведение предупре-итгельных и аварийных ремонтов, пз перерасход топлшзз в связи с юштангая ¡ЩЦ при частичных отказах, вынукданные цусют-остзяовы) и 5зтраты в ЭЗС (для обеспечение равного уровня наденшости энергоснабжения потребителей, т.о. на выработку электроэнергии резервными ,'становкаки и при доззгрузко базисных станций ЭЗС в часы провала графика нагрузки, покрывающих недоотцуск энерпш исследуемой ЯЭУ).

Описание ПВК. В работе представлена программная реализация додели ЯЭУ с ПВЭР для ЭВМ БЭСМ-8, призеденз структурная схемз ПВК и зписаяо взаимодействие меяду оснозными блоками. С помощью созданного ПВК были проведены исследования энергоблоков АЭС нового типа с учетом экономичности, надежности и безопасности.

D разделе 4 описаны исходная информация, результаты опгимизз-дщ параметров РЧ и ТСЧ, структурной схемы и единичной могпости зноргоблоков АЭС с ПВЭР.

Исходная информация приведена по удельным стоимостным и другим сарзктористнкзм. Продстзвлены коэффициенты полиномов, описывающих здиничпые показатели надежности оборудования (кроме тех, для которых эни определяются по эпроксинирувщим зависимостям), удельные строительное объемы рзэктерного отделения и машзала, продол:ютольР 'Сти плзново-проед'продитольных ремонтов и другие характеристики в зависимости от мощностей циркуляционной петли, турбоагрегата и блока.

Исследования проводились для энергоблоков 4-х урознея кощпос-ги (изменение приблизительно от 400 до 1000 МВт(эл.), верхняя гра-ницз голяотся прэдельноя). Топливо - dichchco уран-плутониевое, материал сбслочок твэлов ПВЭР - ЭП-450 (форритао-мартенситного класса). Давление в Х-ом контуре 16,0 МПз, температура теплоносителя на входе в реактор 330°С и на выходе - 360°С, поскольку разработка ПВЭР орионтировзнз на использование корпусов реакторов ЕВЭР. Планируотся использовать паротурбинную установку с дроссельным парораспределении, систему. регенерации одно ниточную. При оданке наденшости ЯЭУ с двумя турбинами предполагается, что при отключении одной, нагрузка реактора больше техминимума и ой- не останавливается.

В исследованиях ТСЧ с ПВЭР проводилась оценка тепловой и общей экономичности при изменениях ее параметров, оптимизировался состав

регенеративной системы. Выявлена существенная зависимость оптимальной темпвратуры питательной воды от начальных параметров пара. С повышением давления пара перед турбиной на I МПз огггимальная

о 'нз

у (вличивавтся на 5-7 С.

При оптимизации определялось влияние изменений начального давления пара Р на приведенные ватраты по ГЧ, ТСЧ и !Ш н полом (? 3,,,, и рч |

¿Зтсч, дЗ ]1Д), на затраты от ненадежности оборудования (3 ), сум-мархше приведенные ззтрзты (3^), КПД, единичные (ыпг, шп,() и комплексные показатели надежности и другие характеристики (рис.2). При учете надежности для турбин слзбогорогретого пара оптимальное начальное давление сохраняется (Ро=9,0 МПз), а для ту^ии насыщенного пара за счет больших поверхности теплообмена ПГ (П,,,.) и мощности питательных насосов ПТУ, оптимальное Рц с учетом иадсгашсти сноща-ется п область более низких значений: при оптимистической оценке надежности оборудования - приблизительно на 0,5 НПз и при пессимистической оценке - на 1-1,2 МПа.

Проводилась оптимизация температуры острого пара. Как показали исследования наиболее эффективно применение в циклах с ПВЭР турбин с перегревом пара до 340°С (максимально возмояшьтм при принятых параметрах 1-го контура).

Изменения теплонапряженности активной зоны приводят к изменению массовой скорости теплоносителя, гидравлического сопротивления реактора, линойных размеров АЗ и температур оболочек и топливного сердечника твэлов, последние из которых непосредственно определяют температурные условия работы и сказываются на надежности роакторз. Вполне очевидно, что чем меньш запасы до допустимых значений температур, тем больше вероятность отказов ПВЭР. С увели-

з

чекгам Оу от 250 до 360 МВт/и увеличивается недовыработка электроэнергии при расчетных (сроднит,) оценках показателей надежности оборудования на 5-6%. Оптимальное зиачениа топлонапряжсшшсти с учетом надежности на 3-5Х шжэ по сравнению с полученной экономически эффективной топлонапряженностью без учета этого фактора.

Выбраны по РЧ огггимзлышо значения коэффициентов угьющэния АЗ, г ,1 .«« размер кассеты под ключ , входное паросодарекаиие (табл. 1).

При изменении параметров РЧ, как уни отмечалось, проводились И№ реактора при полной потери теплоносителя и опустошении заданного объема роакторз. И выяснилось, что наибольшее плиянга из перечисленных оптимизируемых параметров РЧ на пустотный ЭР сказывает из-мзнэнш а7. Зависимость пустотного ЭР от О, представлена пз рис. 3.

С-.

0

1

о

V—4

У

3

о о н и

го ^ « %

- П, 3- •

0,1

гэ « •а >:

ы

С7

<3 §

со •о

8000 еооо <1000

2000 1.0

о,с

0,2 94,0

92,0 90,0

80,0 4,0

2,0

О

-2,0 12,0

В,3

■1.0

О

¡И

и

я

л

-4,0

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

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

13

Ша

Таблица I.

Показатели энергоблоков АЭС с реакторами ПВЭР разной мощности при среднем уровне надежности оборудования

Наименование Взриант

I i 2 1 3 - 4

Тепловая мощность реактора, МВт 1147 1503 2246 2733

Паросодержзниа теплоносотеля нз 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 S8I.2 1253,4 1623,:

Мощность блока нетто, МВт 420,0 547,9 807,5 ЭТ5.5

Мощность нз прокачку теплоносителя первого контура, МВт (эл.) 6,261 9,216 18,422 32,708

Мощность на прокачку рабочего тела и охлзждающея воды, МВт (зл.) 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 35,7

Высота активной зоны, м 0,570 0,820 0,950 1,404

Диаметр активной зоны, и 2,69 2,68 3,07 2,78

Максимальная температура, °С

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

топливз 1596,1 1520,5 1157,1 2050,'

Средняя плотность теплоносителя в активной зоне, кг/м 138,8 143,6 152,2 159,7

Средняя топлонапряжеиность, МВт/м 330 310 305 303

Рззмэр кассеты "под ключ"» см 22,68 22,68 23,08 22,30

Коэффициент уплошрния A3 0,212 0,307 0,303 0,505

Далео, для ЯЭУ всех уровней мощности с выбранными оттошъиыю параметрами, проводилась оптимизация структурных схем и анализ устойчивости решений в зависимости от внешних условий с учетом нооп-ределвшшсгт исходной информация ш надежности оборудования. Опред: леаы с изменением относительного паракэтра штока отказов основной оборудования и относительных затрат из производства злоиггро энергии резервными установками ЭХ области оггтшьности и границу рзп-

s -0'50 Sí

3 -0,5b

V".

пГ -o,to

® 240 2v0 280 300 ¿20 j-IQ 3IJ- 0 ^..VL T/Vj

Рис. 3. Зависимость пустотного ЭР от тошюнапряжешюсти ЛЗ

неэффективности структурных решений (одна из зависимостей приведена на рис. 4). Существенное влияние фактор надежности оказывает на выбор структуры энергоблока. Рассматривались моно- и дубль-блочпоэ исполнение схем с 2-х и 4-х петлевой компоновкой 1-го контура. Проведенные исследования показали целесообразность увеличения числа циркуляционных петель до 4-х для блоков больпоа мощности (более 700 МВт). Для блоков сродной мощности наиболее эффективны варианты с двумя ПГ, При оптимистическом И среднем уровнях надежности оборудования в главном корпусе долкна устанавливаться одна турбина, а при пессимистическом уровне - две турбины.

о к

ш ;;

н я

Г ) к

t-f ui

о о

ь Й

о >

и. >i

п

а

К

a Ш

н

<3 о

■х, го

о

а ь

п

0) я

з и

2 tu

г • Т.

Ш о

Н г»

tJ.

о н

о к

к

£-< rj

О о

1,0

0,5

О 1,0

0,5

О 1,0

0,5 О

пес. Í+L— 2,0

_____

2+1 _____— ±2—

____ ! ...... 2+2 ---- 2,0---

ср. 1 2+1 ' !___ j 3,0 ----J"~

2+2 ! 2,0 ¡

опт. | 2+1 j i 3,0

i 2+2 2,0 | i

Оп

0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 0,0 Рис. 4. Оптимальные области и граница равноэффективности структур энергоблоков АЭС с ПВЭР мощность» 1503 МВт (т.) 2,0 и 3,0 - удельные затраты на производство электроэнергии базисными установками ЭЭС, коп/(кВт*ч)

Выбор отималъных мосластей энергоблоков, вводимых в ЭЭС, необ ходим для обеспечения максимальной системной эффективности. Поэтому экономичность определялась капиталовложениями, эксплуатационными затратами с учетом полных и частичных отказов энергоблоков АЭС с ПВЭР и затратами в системе, причем аварийность рассматривалась как функция, конструктивных, термодинамических и других параметров ЛЭУ. Результаты исследований показали следующее. Плановые затраты с увеличением мощности снижаются, но на экономические показатели и системную эффективность существенно влияет надежность оборудования установок. С увеличением мощности блока увеличивается их аварии-вость, ухудшаются комшвксныз показатели надежности (табл. 2) и растут расходы на станции и в системе для обеспечения нормального функционирования объекта и потребителей энергии, поэтому нзблэда-отся тенденция роста 3(] в критерии. По суммарным удельным затратам падучэотся, что при оппмистичвскоа надежности оборудования и удельных затратах на производство электроэнергию резервными установками на уровне Оазисных наиболее экономична единичная мощность 740-730 НВт (эл.)» при пассимистаческих оценках - 570-505 МВт (эл.

Таблица 2 .

Огшмальныэ характеристики для энергоблоков при разных оценках надежности оборудования

Оценка надежности оборудования - Мощность энергоблока, МВт (теш.) структурная схема V 55 «аи* % «ар. МВт

2738 4 + 1 87,7 68,7 95,6

Оптимисти- 224В 4 + 1 89,5 71,7 70,3

ческая 1503 2+1 33,2 77,4 27,1

. 1X47 2+1 94,7 79,8 14,5

2738 4 + 1 ао,2 61,1 122,0

Средняя 2246 1503 4 + 1 2 + 1 82,9 88,& 65,2 73,0 97,0 30,4

1147 2+1 •91,4 ■76,6 21,1

2730 4 + 2 75,3 56,2 174,Е

Пессимисти- 2246 4 + 2 79,1 61,3 131.1

ческая 1503 2 + 2 8С,В 70,8 50,*

1147 2 + 2 89,7 74,8 30,!

при средних оценках целесообразна разработка блоков мощностью 0-650 МВт (эл.). Установлено, пв предварительным оценкам методом ельных резервов, что при ввода двух энергоблоков мощностью гюряд-540 МВт в ЭЭС суммарной мощпостью 60 ГВт потребуется дополпи-льного аварийного резерва мощности приблизительно на 3555 мепь-по сравнению с включением в систему одного тысячника (табл. 2).

Учитывал результата исследований, положительные стороны сориа-сти изготовления и строительства, ориентируясь па средние уровни чоствз изготовления> способов производства и эксплуатации в нагая рано, рокоиоидуотся разработка ПЗУ с реактором ПВЭР мощностью 6Г0-

0 МВт(эл.>. Проводешша исследования показали необходимость и ро-ьную возможность учета разных свойств при решении таких тоетичес-X задач,

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. В работе разработана методика и сформулировзна задача ¡мцлексноя оптимизаций схем. параметров (в том число козщости) :ергоблока АЭС с ПВЭР с учетом надежности оборудования исследуеио-

1 объекта, ядерной безопасности, системных связей и ограничений, :итываю:цих физико-технические особенности установки.

2. Разработана м9Тодакз определения надежности энергоблоков с ¡актерами водяной технологии в зависимости от термодинамических ¡раметров, конструктивных и других характеристик оборудоваш'л с ютом независимых и одновременных отказов.

3. Созданз математическая модоль, предназначензя для тогтико-:ономкч8сютх исследования энергоблоков АЭС с реактором ПВЭР с учв-)М системной эффективности их использования, и реализована в вид? ¡кгшэкса программ для ЭВМ БЭСМ-6. В качество критерия экономической ;фегстазности используются приведенные затраты с учетом надежности.

4. Для эноргсблокоо АЭС с розкторами ПВЭР выполнена комгюткс-:я оптимизация схем и параметров с учетом основных свойств ПЗУ, -раничитальных условий, отражающая их техническую реализуемость, и шзой с внешними системами. Апзлиз полученных результатов позволил ;тановить влияние физических, термодинамических, конструктивных и зугих параметров и характеристик и схемных решения на технике-экэ-лздчэскш показатели РЧ, ТСЧ и ЯЭУ в делом.

Определены для кзздого уровня единичной мощности эноргоблока ггималыше схомно-параштричоскиэ решения с учетом надежности и зответствия ПВЭР принципам сакозащищэнности.

5. Выявлено значительное влияние изменения в технологическ сломах за счет укрупнения и разукрупнения основных функционалы« систем на критерия экономической эффективности, аварийность и вел чину дополнительной мощности аварийного резерва в ЭЭС. Определены влияние изменений соотношений вероятностей отказов основного обор; дования I и 11-го контуров ЯЭУ и внешних условий на оптимальные структуры энергоблоков разной мощности и условия равно эффективное структурных решения.

6. Выполнены оценки целесообразных уровней единичных мощное энергоблоков с учетом физико-технических характеристик ЯЭУ, неопр делешшети информации по надежности оборудования и системных уело

7. Результаты работа применены при обосновании схемно-параме ческих решений для разрабатываемых ЯЭУ с ГОЭР в ИАЭ им.И.В.Курчат

8. В дальнейшем планируется провести сравнение разрабатываем энергоустановки с ПВЭР с сущзсгау ацими ЯЭУ и развить методику части учетз факторов аналогичности, радиационной безопасности.

Основное содержание диссертации отражено в работах :

1. Ковалева Т.Ф., Хан В.В. Прогнозирование надежности элэме тов энвргооборудования : Труда XIII Конференции колодах специзли тов СЭИ СО АН СССР. - Иркутск, 1984. - с.59-74. - Дэп. в ВИШ 1.03.84, ff 1225-84.

2. Каплун С.М., Ковалева Т.Ф. Способы повышения полноты и с редолошюсти информации при оптимизации нздежности эноргоустзновс В сб. / Метода технико-экономических исследований энергетических установок в условиях неполноты информации. - М.: Инфоризнарг IS87. - c.II3-I2I.

3. Ковалева Т.Ф., Стукалов В.А., Щопотинз Т.Д. Матоматичоск модель для исследований ядерно-аиорготическоя установки с паровод ным реактором: В сб./ Системные оцзнки эффективности и выбор нащ .лннш технического прогресса в энергетике. - Иркутск, 1990, с.97-

4. Буянов Н.Е., Ковалева Т.Ф. Влияние надежности и безопасно та на оптимальные параметры ядерно-энергетических установок с па$ водяным реактором : В сб. / Методические вопросы исследования ¡iaj носта больших систем энергетики. Вып. 40. -'Уфа, 1991, с.105-115,

5. Ковалэва 1.Ф., Стукалов В.А., Щепатина Т.Д. Komotokci схзшга-пзраметричаская оптимизация энергоблоков АЭС с пзроохлзну емым реактором повышенной безопасности : Тезисы доклада VII Всо< юзного семинара по проблемам физики реакторов, Москва : ЦНШатом] форм, 1991, с.33-35. Соискатель

18