автореферат диссертации по энергетике, 05.14.01, диссертация на тему:Математическое моделирование и комплексная оптимизация АЭС с одноконтурной газотурбинной установкой и газоохлаждаемым реактором на различных рабочих телах

1. ВВЕДЕНИЕ

2. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ВЫБОРА ОПШШЕЬНЫХ ПАРАМЕТРОВ И

ВИДА РАБОЧЕГО ТЕЛА АЭС.

2.1. Общая характеристика проблемы поиска оптимальных рабочих тел и параметров АЭС

2.2. Выбор рабочих тел для одноконтурной АГТУ с

2.3. Постановка задачи математического моделирования и комплексной оптимизации АЭС.

2.3.1. Характеристика объекта исследований в плане математического моделирования и оптимизации.

2.3.2. Анализ возможных способов построения и реализации математических моделей

2.3.3. Общие вопросы и особенности проблемы комплексной оптимизации АЭС с БГР

3. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАН® АГТУ В СОСТАВЕ

ОДНОКОНТУРНОЙ АЭС.

3.1. Обоснование состава возможных схем одноконтурной АГТУ.

3.2. Структура математической модели теплосиловой части одноконтурной АЭС.

3.3. Краткое описание состава математической модели ТСЧ.

3.3.1. Математическая модель теплообменного аппарата.

3.3.2. Математическая модель турбомашины

3.3.3. Прочее оборудование и вспомогательные программы.

3.4. Определение приведенных затрат по АЭС.

3.5. Описание метода оптимизации.

3.6. Краткое описание математической модели РЧ АЭС

3.7. Краткое описание црограмглно-вычислительного комплекса.

4. РАСЧЕТ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ РАБОЧИХ ТЕЛ АГТУ

4.1. Анализ методов расчета свойств веществ

4.1.1. Гелий.

4.1.2. Двуокись углерода

4.1.3. Азот.

4.1.4. Газовые смеси

4.2. Методика и программа расчета теплофизических свойств рабочих тел.

5. РЕЗУЛЬТАТЫ КОМПЛЕКСНОЙ ОПТИМИЗАЦИИ ОДНОКОНТУРНОЙ АЭС С ГАЗООХЛЭДАЕМЫМ РЕАКТОРОМ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И РАЗЛИЧНЫХ РАБОЧИХ ТЕЛАХ.

5.1. Программа, методика исследований и исходная информация.

5.2. Результаты исследований FЧ. АЭС.

5.3. Результаты исследований ТСЧ АЭС и АЭС в целом

5.4. Учет влияния неопределенности исходной информации на результаты оптимизации

Современное состояние развития отечественной и зарубежной энергетики характеризуется бурным развитием и все возрастающей ролью ядерной энергетики в производстве электроэнергии. В процессе своего развития отечественная ядерная энергетика обрела качество комплексности, тесной взаимосвязи с электроэнергетической системой, через характеристики замыкающего топлива и с топливно-энергетической базой страны.

Принятые ХХУ1 съездом КПСС "Основные направления экономического и социального развития СССР на 1981-1985 годы и на период до 1990 года" наметили пути развития и ядерной энергетики. В этот период усилия ученых должны быть сосредоточены на развитии ядерной и создания основ термоядерной энергетики, совершенствовании методов преобразования и передачи энергии. Намечено улучшить использование топливно-энергетических ресурсов, сократить потребление нефти и нефтепродуктов в качестве котельно-печного топлива, опережающими темпами развивать ядерную энергетику. Выработку электроэнергии в 1985 г. предусмотрено довести до 1500-1600 млрд.кВт.ч., в том числе на АЭС до 220-225 млрд.кВт.ч. На АЭС планируется ввести в действие 24-25 млн.кВт новых мощностей.

Предстоящий рост мощностей ядерной энергетики в условиях существующих ограничений на источники дешевого ядерного горючего невозможен без формирования работ по программе быстрых реакторов-размножителей, которые с одной стороны позволяют утилизировать накопившиеся запасы низкообогащенного урана, а с другой - нарабатывать вторичное ядерное топливо Р^-239 за счет использования и~238. В настоящее время работы по созданию АЭС с быстрыми реакторами широко проводятся в большинстве стран с развитой ядерной энергетикой. В силу хороших свойств жидкого натрия, как теплоносителя для отвода тепла из активной зоны при низком давлении, ему было отдано предпочтение, поскольку в качестве теплосиловой части АЭС можно было рассматривать паросиловую установку на воде, используя огромный опыт и достижения тепловой энергетики; использование газового теплоносителя рассматривалось как альтернативное .

После первого сообщения об использовании газа как теплоносителя реактора на Женевской конференции в 1964 году были проведены исследовательские работы в рамках международной программы по газоохладцаемым реакторам-размножителям, которую с декабря 1969 г. осуществляли 15 организаций и фирм из девяти стран Европы. Большинство стран - участниц программы были связаны с работами по высокотемпературным газоохладцаемым реакторам и рассматривали программу создания С С Г К (газоохлаждаемого быстрого реактора) как последующее развитие этих исследований. СтроительствоНТ£ (высокотемпературного реактора) в США. и ФРГ обеспечило программу опытной базой. Кроме того, опыт создания и эксплуатации реакторовАвЯ (усовершенствованного газоохлаждаемого реактора) в Великобритании дает дополнительную информацию. В 1971 году правительства стран Австрии, Бельгии, Великобритании, Нидерландов, Франции, Швеции и Швейцарии скоординировали свои исследования в области создания быстрого газоохлаждаемого реактора. В последнее время к ним присоединились США, Япония и Комиссия ЕЭС [I]. В Советском Союзе над проблемой создания быстрого газоохлаждаемого реактора работы велись в основном в двух направлениях: Институтом Ядерной энергетики АН БССР над созданием быстрого реактора, охлаждаемого диссоциирующим газом (тетраксидом азота) [2] и рядом организаций во главе с Институтом Атомной Энергии им. И.В.Курчатова над созданием гелиевоохлаждаемого быстрого реактора [3-5].

Использование газа для охлаждения активной зоны реактора позволяет существенно улучшить воспроизводящие свойства быстрого реактора и добиться высокого выгорания первичного горючего. Кро- . ме того, использование газа предоставляет возможность организовать преобразование тепла в одноконтурной схеме, что значительно упрощает и удешевляет АЭС. При переходе на одноконтурную схему преобразования тепла капитальные затраты снижаются на 10-15$ по сравнению с двухконтурной установкой. Возможность использования воздушного охлаждения для отвода тепла в цикле существенно упрощает проблему выбора площадки АЭС, что особенно актуально для перенаселенной Европейской части СССР [6].

Кроме вышесказанного, газовый теплоноситель перспективен и в чисто термодинамическом плане. Пароводяные установки при достигнутом в настоящее время уровне температуры подвода тепла доведены до предельной эффективности. В то же время мероприятия по повышению тепловой экономичности таких АЭС (применение сепарации пара, введение промперегрева пара и др.) недостаточно эффективны и материалоемки. Увеличение температуры в цикле паротурбинной установки выше 870 К не оправдывается из-за резкого увеличения стоимости парогенератора. Применение газовой турбины становится экономически целесообразным при температуре газа перед турбиной выше 950 К. Повышение температуры до 1300 К позволяет в простом газотурбинном цикле достигать на гелии к.п.д. более 41$.

Газотурбинные установки обладают также следующими преимуществами перед паротурбинными: легкость запуска, относительно небольшие габариты, простота автоматизации, надежность, незначительное по величине снижение к.п.д. при частичных нагрузках, меньшие расходы воды на охлаждение (порядка 30$ от расхода охлаждающей воды на паротурбинной установке равной мощности).

Отсутствие жестких ограничений на минимальную температуру цикла позволяет считать газотурбинную установку наиболее перспективным типом установок для комплексной выработки электроэнергии и тепла на АТЭЦ; это было показано в работах [7-9].

К началу следующего столетия ожидается широкомасштабный ввод АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Поэтому установки эти должны быть экономичными как в термодинамическом плане, так и плане эффективной наработки вторичного горючего, максимально отвечая при этом сложившимся условиям развития системы ядерной энергетики. В связи с этим актуальной представляется проблема поиска оптимальных параметров АЭС, в том числе оптимальных рабочих тел.

Ведущиеся проработки по созданию АЭС с газ о охлаждаемыми реакторами ориентированы в основном на использование традиционных газовых теплоносителей: гелий и двуокись углерода. Однако чистые газы в силу ряда присущих им индивидуальных недостатков не могут в достаточной мере удовлетворять требованиям, предъявляемым к ним как к рабочим телам и теплоносителям АЭС с газоохлавдаемым реактором. Стремление улучшить и каким-то образом регулировать теплофизические свойства теплоносителей и рабочих тел и термодинамические характеристики циклов способствовало появлению предложений об использовании различных газовых систем, в том числе диссоциирующих, и газовых смесей. Наибольшее внимание уделялось двухкомпонентным смесям, в частности, бинарным механическим смесям. В Ганноверском университете в ФРГ К.Ваттегб и £ К£шг (К.Бам-мерт и Р.Кляйн), в Саратовском политехническом и Московском энергетическом институтах А.Б.Дубининым, А.И.Андрющенко и В.В.Алтуни-ным, в Одесском политехническом институте С.Д.Тетельбаумом,

А.М.Клоком [10-13] были выполнены работы по термодинамическому и технико-экономическому обоснованию перспективности использования двухкомпонентных газовых смесей в качестве рабочих тел АГТУ. Однако в указанных работах анализ этих энергоустановок проводился в небольшом диапазоне давлении (до 10 МПа), что накладывает определенные ограничения по возможной единичной мощности установок. Кроме того, исследования эти проводились в предположении неизменности активной зоны реактором, отсутствуют также исследования по влиянию концентрации компонентов смеси на технико-экономические характеристики АЭС.

Вышеизложенные причины не позволяют считать проведенные за рубежом и у нас в стране работы по применению газов и газовых смесей в качестве теплоносителей и рабочих тел АЭС с газоохлаж- • даемыми реакторами исчерпывающими и окончательными.

Современные исследования по использованию в большой энергетике одноконтурных АЭС с быстрыми газоохладцаемыми реакторами и газотурбинной установкой необходимо вести как в плане поиска оптимальных газовых теплоносителей, определения оптимальных параметров термодинамических циклов, так и в плане оцределения оптимальных параметров оборудования АЭС, структуры технологической схемы АЭС.

Сложность этих задач обусловлена не только внутренней сложностью объекта исследования, но и многообразием связей АЭС с внешними по отношению к ней системами: ядерной энергетики, электроэнергетики, энергомашиностроения, окружающей средой.

Для решения задачи поиска оптимального рабочего тела и оптимальных параметров АЭС с быстрым газоохладдаемым реактором необходима разработка соответствующих методов моделирования частей АЭС и АЭС в целом, разработка подходов для технико-экономической оптимизации и исследовании, а также моделирования теплофизиче-ских свойств перспективных рабочих тел. Этим вопросам и посвящена диссертационная работа. В работе приведены результаты комплексных оптимизационных исследований одноконтурной АЭС с быстрым газ о охлаждаемым реактором и газотурбинной установкой на различных рабочих телах.

Диссертация состоит из введения (первый раздел), основной части (четыре раздела) и заключения (шестой раздел).

Основные результаты оптимизационных исследований РЧ по влиянию вида теплоносителя, подогрева в реакторе л Тр и температуры теплоносителя на выходе реактора Т2р представлены на рис.5.1-5.7. Кроме приведенных на рисунках характеристик оптимизировалось большое количество других величин, таких как диаметр твэла, тепловой поток, интегральные нейтронные потоки, размеры полостей корпуса реактора и др.

Увеличение концентрации гелия в смеси хт сначала улучшает, а затем (при ухудшает теплообмен в реакторе. Это цриводит к выявлению максимума теплонапряженности активной зоны (рис.5.1 а, 5.3 а, 5.5 а), максимума уплощения (рис.5.I б, 5.36, 5.5 б), максимума объемной доли топлива в активной зоне (рис.5.1в, 5.3 в, 5.5 в) в области хнг - 0,4-0,7 при всех рассматриваемых значениях дТр и Т2р. Кроме того появляется максимум у коэффициента воспроизводства СКВ) при хНе - 0,6-0,8 (рис.5.1 г, 5,3 г, 5.5 г). Такое поведение КВ, а также максимум теплонапряженности, которая оказывает наиболее сильное влияние на показатели РЧ при изменении Хне , приводит к появлению минимума у периода удвоения Т2, причем разницы значений Т2 для оптимальной смеси и чистых газов составляет в среднем -3 года (рис.5.1 д, 5.3 д, 5.5д).

Оптимальные значения скорости теплоносителя в реакторе для различных дТр и Т2р при х на = 0.0-0.6 меняются незначительно, а затем резко возрастают при 1 (рис.5.2 а, 5.4 а, 5.6 а), к ч*

500 Ь50 Ш 350 0,7 0,6 0.5 ом

0,35 0.3 о.гв IV

1,38 1,36 № /.и О

0,8 Г,О КнГЬ/мо*ь

Рис.5.1. Зависимость оптимальных: а) теилонапряженности, б) уплощения, в) доли топлива, г) коэффициента воспроизводства, д) периода удвоения от концентрации в смеси при Т2тэ = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТр = 400 К I с^С ■ч

Рис.5.2. Зависимость оптимальных: а) скорости теплоносителя в реакторе, б) перепада давления теплоносителя в реакторе, в) приведенных затрат по реакторной части от концентрации гелия в смеси при = = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, д Тр = = 400 К

Рис.5.3. Зависимость оптимальных: а) теплонапряженности, б) уплощения, в) доли топлива, г) коэффициента воспроизводства, д) периода удвоения от концентрации гелия в смеси при Т2р = 1-1000 К, 2-- 950 К, 3 - 900 К, АТр = 320 К ш

0,8 1,0 ., моль, *не, /ммь

Рис.5.4; Зависимость оптимальных: а) скорости теплоносителя в реакторе, б) перепада давления теплоносителя в реакторе, в) приведенных затрат по реакторной части от концентрации гелия в смеси при Т2 = = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, Т- = 320 К 350 Ж с? 250 $ 0,5 ч 0,5 0,25 0,2

§ т

1,58 1,56

Ф №

1г * и ю

9 8

0,0

О,г о*

0,6

8тпь. мило /

Хие, /моль

Рис.5.5. Зависимость оптимальных: а) теплонапряженности, б) уплощения, в) доли топлива, г) коэффициента воспроизводства, д) периода удвоения от концентрации гелия в смеси при Т9т^ = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К,д Тр

12р 250 К

Рис.5.6. Зависимость оптимальных: а) скорости теплоносителя в реакторе, б) перепада давления теплоносителя в реакторе, в) приведенных затрат по реакторной части от концентрации гелия в смеси при = = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, д = 250 К

250 300 350 *М0 ьтр,к

Рис.5.7. Зависимость оптимальных приведенных затрат по реакторной части от подогрева теплоносителя в реакторе при различных температурах теплоносителя на выходе из реактора I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К что б значительной степени определяется изменением плотности теплоносителя, точнее произведением р ■ Ср.

Изменение перепада давления теплоносителя в реакторе определяется родом параметров, таких как скорость теплоносителя, гидравлический диаметр, высота реактора и другие, однако основное влияние оказывает изменение плотности теплоносителя, а так как при переходе от С02 к Не плотность падает, то соответственно снижается идРр (рис.5.2 б, 5.4 б, 5.6 б).

Приведенные затраты по реакторной части л Зр для всехдТр и Т2р имеют минимум (рис.5.2 в, 5.4 в, 5.6 в). ПосколькудЗр есть интегральный показатель, то на его поведение оказывает влияние очень много характеристик РЧ. Однако появление минимума вызвано прежде всего улучшением теплообмена в случае использования в качестве теплоносителя смеси газов.

Уменьшение температуры теплоносителя на выходе реактора (от 1000 К до 900 К) приводит (при фиксированномд Тр) к понижению средней температуры теплоносителя в реакторе. Следствием этого для всех значений сс является существенное увеличение р и не

НО. ч/ значительное уменьшение Ср и у? . Это приводит к увеличению теп-лонапряженности на 25-30 кВт/л (рис.5.1 а, 5.3 а, 5.5 а), уменьшению доли теплоносителя в активной зоне, увеличению КБ в среднем на 0,02 (рис.5.1 г, 5.3 г, 5.5 г) и уменьшению Т2 примерно на 0,5 года (рис.5.1 д, 5.3 д, 5.4 д). При этом затраты по РЧ уменьшаются в среднем на 1,5 млн.руб/год (рис.5.2 в, 5.4 в, 5.6 в). Необходимо отметить отличие от общего поведения характерно тик зависимости при Т2р =1000 К и Тр = 250 К, когда достигается максимальная температура оболочки твэла и происходит не-догрев. топлива, что приводит к ухудшению ряда показателей РЧ-(дРр, КВ, Т2). При фиксированной дТр увеличение подогрева в реакторе Т2р с одной стороны уменьшает среднюю температуру теплоносителя в реакторе и аналогично уменьшает Т2р при фиксированном дТр. С друтой стороны большие значения д Тр реализуются при меньших расходах теплоносителя, то есть при малых значениях объемной доли и скорости теплоносителя в активной зоне реактора. Следствием этого является уменьшение затрат в реакторную часть при разных ЭСНсна 5-7 млн.руб./год (рис.5.7).

На рис.5.7 приведены оптимальные приведенные затраты по реакторной части АЭС, полученные в результате оптимизационных расчетов для намеченных значений связующих параметров частей АЭС. Эти зависимости были использованы совместно с аналогичными зависимостями для теплосиловой части, для определения оптимальных значений связующих параметров.

5.3. Результаты исследований ТСЧ АЭС и АЭС в целом

В соответствии с выбранной методикой проведения исследований сначала проводились оптимизационные расчеты при фиксированных значениях параметров связи теплосиловой и реакторной частей АЭС. Для чистых гелия и углекислоты, а также для ряда значений концентрации гелия в их смеси были выполнены расчеты с оптимизацией внутренних параметров ТСЧ для трех температур на выходе из реактора (1000 К, 950 К, 900 К) при трех значениях температурного подогрева в реакторе (250 К, 320 К, 400 К). Иллюстрации, отражающие результаты этого этапа оптимизационных исследований приведены на рис.5.8-5.16 и разбиты на три группы по значениям подогрева в реакторе. На рис.5.8-5.10 показаны оптимальные значения основных независшлых параметров и показателей ТСЧ для различных составов газовой смеси Не-С02| включая чистые компоненты 3 4 э» о

0,8 0,6 о,4 о,г во

40 л

20

80 60 40

60 40 20

0(СОг) 0,2 0,4 0,6 0,& Г,О (Не)

1неТЬ1»0»»

Рис.5.8. Зависимость оптимальных: а) удельной поверхности регенератора, б) среднелогарифмического температурного напора в регенераторе; скоростей газа в регенераторе (в) и трубопроводах высокого давления (г); от концентрации Не в смеси при Т2р = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТр = 250 К

Рис.5.9. Зависимость оптимальных: а) удельной стоимости турбины; б) давления за турбиной; в) отношения работы сжатия к работе расширения в турбине; г) к.п.д. нетто АЭС; от концентрации Не в смеси при Т9г. = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТп = 250 К

Рис.5.10. Зависимость оптимальных: а) капиталовложений в систему охлаждения; 6) замыкающих затрат; в) условно постоянной части затрат; г) приведенных затрат по ТСЧ; от концентрации Не при T2D = = 1-1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТр = 250 К

Рис.5.11. Зависимость оптимальных: а) удельной поверхности регенератора, б) среднелогарифмического температурного напора в регенераторе; скоростей газа в трубопроводах высокого давления (в), регенераторе (г), от концентрации Не в смеси при Т2 = I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТр = 320 К

Рис.5.12. Зависимость оптимальных: а) удельной стоимости турбины; б) давления за турбиной; в) отношения работы сжатия к работе расширения; г) к.п.д. нетто АЭС; от концентрации Не в смеси при Тзр = I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, = 320 К

II1—1—1—

0(С0г) 0,2 0,4 0,6 0,3 1,0 (Не) МОУЬ, Хне , /МОЛЬ

Рис.5.13. Зависимость оптимальных: а) капиталовложений в систему охлаждения; 6) замыкающих затрат; в) условно постоянной части затрат; приведенных затрат по ТСЧ (г) при Т2р = I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТл = 320 К

0(СОг) 0,2

0,6 1,0 (Не)

Рис.5.14. Зависимость оптимальных: а) удельной поверхности регенератора; б) среднелогарифмического напора в регенераторе; скоростей газа в трубопроводах высокого давления (в); регенераторе (г) от концентрации Не в смеси цри Т2р = I - 1000 К, 2 - 950 К,. 3 - 900 К, д Тр = 400 К о,о (сог) о,г о,ч

1,0 (Не)

Рис.5.15. Зависимость оптимальных: а) удельной стоимости турбины; б) давления за турбиной; в) отношение работы сжатия к работе расширения; г) к.п.д. нетто АЭС; от концентрации Не в смеси при Т-гр = I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К,

А ТР = 400 к

0(сог) о,г 0,4 0,6 0,1 1,0 (Не)

Хне"Шд/*ом

Рис.5.16.' Зависимость оптимальных: а) капиталовложений в систему охлаждений; б) зшшкающих затрат; в) условно постоянной части затрат; приведенных затрат по ТСЧ (г) при Т2р = = I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К, дТр = 400 К для различных уровней температур при подогреве теплоносителя в реакторе^Тр = 250 К. Как видно на рис.5.8 (в, г) изменение оптимальных скоростей теплоносителя в трубопроводах высокого давления и в регенераторе носит в основном монотонный характер и значения их увеличиваются при увеличении концентрации гелия в смеси. Причем, если с изменением Т2р уровень скорости в регенераторе практически не изменяется, в трубопроводах разница в значениях весьма значительна и имеет наибольшие значения на чистом гелии.

На рис.5.8 (а) показано изменение поверхности регенератора. Вместо ожидаемых минимальных значений поверхностей теплообмена на гелии и смеси с малым содержанием двуокиси углерода, в результате оптимизации минимальные удельные поверхности получены на двуокиси углерода. Определяется это тем, что в отличии от гелия, теплоемкость которого почти не зависит от давления, у двуокиси углерода зависимость от давления значительна. Теплоемкость в регенераторе по стороне высокого давления в 1,2-1,5 раза превышает теплоемкость по стороне низкого давления. Это приводит к увеличению температурного напора на "холодном" конце регенератора, что в свою очередь приводит к увеличению среднелогарифмического напора. Изменение среднелогарифмического напора в регенераторе показано на рис.5.8 (б). Как видно из рис.5.II (б) и 5.14 (б) абсолютная величина температурного напора с ростом подогрева в реакторе увеличивается. Поведение же кривых с изменением концентрации компонент в смеси в основном объясняется поведением давления за турбиной (см. рис.5.9 (б), 5.12 (б), 5.15 (б)). Эти же рисунки помогают понять поведение кривых на рисунках 5.9 (в), 5.12(в) и 5.15 (в), где показано изменение отношения работы сжатия в компрессоре к работе в турбине. Как видно из рисунков, при всех значениях подогрева в реакторе минимум наблюдается на смеси, причем область минимума сдвигается вправо по концентрации гелия с ростом температуры на выходе из реактора.

Поведение приведенной на рис.5.9 (а), 5.12 (а) зависимости удельной стоимости турбин объясняется тем, что массогабаритные показатели турбомашин в основном определяются калорическими свойствами рабочего тела, которые в свою очередь зависят от массовой концентрации тяжелой компоненты в смеси.

Коэффициент полезного действия, как видно из рис.5.9 (г), 5.12 (г) и 5.15 (г) при всех значениях подогрева в реакторе имеет максимум при концентрациях гелия в смеси 0,6-0,7, причем максимальный уровень к.п.д. достигается при минимальном подогреве в реакторе (250 К) и максимальной температуре на выходе из реактора (в нашем случае - 1000 К).

Затраты на систему охлаждения (см. рис.5.10 (а), 5.13 (а), 5.16 (а)) ярко выраженной зависимости от состава рабочего тела не имеют, общий уровень их возрастает с ростом подогрева в реакторе и сопровождающимся уменьшением к.п.д. В целом на поведение кривых оказывает влияние и распределение работы сжатия в компрессорах.

На рисунках 5.10 (б), 5.13 (б) и 5.16 (б) приведены зависимости величин замыкающих затрат по электроэнергии. Минимальный уровень замыкающих затрат соответствует максимальному к.п.д. при минимальном подогреве и максимальной температуре на выходе из реактора.

На рисунках 5.10 (г), 5.13 (г) и 5.16 (г) показаны приведенные затраты по ТСЧ, являющиеся суммой двух составляющих: замыкающих затрат (см. рис.5.10 (б), 5.13 (б) и 5.16 (б)) и так называемой условно постоянной части приведенных затрат, куда входят капиталовложения в ТСЧ с отчислениями (см. рис.5.10 (в), 5.13(в) и 5.16 (в). При суммировании рост Зуд на смеси компенсируется уменьшением д33, что дает в результате минимум цриведенных затрат на смеси при х = 0.6-0.8, минимальном подогреве в реакторе и максимальной температуре на выходе из реактора.

Следующим этапом оптимизационных исследований было определение оптимальных значений параметров связи. Б первую очередь были оцределены оптимальные подогревы в реакторе для чистых гелия, двуокиси углерода и цромежуточных значений концентрации гелия в смеси. Для этого приведенные затраты по РЧ и ТСЧ были просуммированы (см. рис.5.17-5.19) и анализировалась их зависимость от подогрева в реакторе. Зависимость к.п.д. от подогрева имеет максимум только для двуокиси углерода при температурах Т2р = 1000 К и Т2р = 900 К. У остальных рабочих тел к.п.д. с ростом подогрева монотонно падает.

По приведенным затратам при Т£р = 1000 К для всех рабочих тел имеется минимум в зависимости от подогрева; с уменьшением температуры на выходе из реактора он сохраняется только у двуокиси углерода; у гелия и смеси зависимости носят более монотонный характер.

После выяснения оптимального подогрева можно проанализировать оптимальный состав смеси при оптимальном наборе параметров связи (рис.5.20).

Из рисунка 5.20 (а) следует, что минимум приведенных затрат имеют АЭС с составом рабочего тела хне = 0,65-0,75, причем с ростом температуры на выходе из реактора оптимальными являются смеси с большим содержанием гелия. Абсолютно минимальные затраты имеют место на концентрации гелия зсне = 0.75 при температуре Т2р = = 1000 К.

1 * ю к к о

10

-20

1,0

200 250 300 350 №0 й Гр

10

35

30

25

200 250 300 350 400 йТр

Рис.5.17. Зависимость оптимальных: а) приведенных затрат; б) к.п.д. АЭС; от подогрева в реакторе при Т2р = 1000 К, I - Не,

3 Т — сл к л пг

2 - ОСНе - 0.8, 3 = 0.5, 4 - С0с

Рис.5.18. Зависимое ть оптимальных: а) приведенных затрат, б) к.п.д. АЭС от подогрева в реакторе при Т = 950 К, I - Не, 2 - хне = 0.8, 3 = 0.5, 4 - С02

Рис.5.19. Зависимость оптимальных: а) приведенных затрат; б) к.п.д. нетто АЭС; от подогрева в реакторе при Т^ = 900 К. I - Не, 2 - ос = 0.8, 3 - X - 0.5, 4 - С02 не на

Рис.5.20. Зависимость оптимальных приведенных затрат (а) и к.п.д. АЭС (б) от концентрации Не в смеси при Т2 = I - 1000 К, 2 - 950 К, 3 - 900 К (в; - от Т2р, где I - Не, 2 - = 0.3, 3 0.6, 4 - ЗСне= 0.7, 5 - Хне = 0.8, 6 - С02

На рисунке 5.20 (б) показана зависимость оптимальных значений к.п.д. АЭС в зависимости от концентрации гелия. Абсолютный максимум к.п.д. также наблюдается в этом диапазоне концентраций при т2р = 1000 К.

На рисунке 5.20 (в) показано влияние температуры на выходе из реактора на приведенные затраты по АЭС. Наблюдается общее снижение приведенных затрат с увеличением Т2р. Крутизна кривых уменьшается с переходом от чистого гелия к двуокиси углерода, а у чистой двуокиси углерода кривая при приближении -к области максимальных значений Т2рстановится настолько пологой, что позволяет предполагать нахождение в этой области температур минимума по приведенным затратам.

В таблице 5.3 приведены данные по независимым, зависимым переменным и некоторые характеристики АЭС на чистом гелии, чистой двуокиси углерода и оптимальной смеси Не-С09 {Хил . - 0.75) в не орт оптимальных вариантах.

6. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Сформулирована задача поиска оптимальных рабочих тел и параметров одноконтурной АЭС с гахоохлавдаемым реактором и газотурбинной установкой как задача, состоящая из нескольких этапов: предварительного определения круга перспективных рабочих тел, составления достаточно подробных математических моделей элементов оборудования АЭС и теплофизических свойств рабочих тел, комплексной оптимизации параметров АЭС на различных рабочих телах.

2. В результате проведенного предварительного сравнения между собой рабочих тел по их теплопередающим способностям, эксплуатационным показателям и нейтронно-физическим свойствам для одноконтурной АЭС с БГР была определена группа перспективных рабочих тел: гелий, двуокись,углерода, азот и газовые смеси двух последних с гелием.

3. На основе системного подхода разработана методика математического моделирования и комплексной оптимизации схем и параметров одноконтурных АЭС с газоохлаждаемыми реакторами^на различных рабочих телах.

4. Разработаны математические модели элементов оборудования ТСЧ АЭС (теплообменных аппаратов, турбомашин, трубопроводов высокого и низкого давления, вспомогательного оборудования) и модель АГТУ в целом, которая включает кроме упомянутых моделей элементов тепловой схемы программу расчета схем, расчеты термодинамических, технико-экономических показателей ТСЧ АЭС, а также ряд вспомогательных программ расчета теплофизических и прочностных свойств конструкционных материалов.

5. Для выбранной группы перспективных рабочих.тел разработана программа расчета теплофизических свойств чистых газов и газовых смесей на базе вириального уравнения состояния с предварительным определением вириальных коэффициентов как чистых газов, так и газовых смесей с помощью потенциальной функции взаимодействия молекул Леннарда-Джонса (12-6) и эффективных потенциальных параметров в зависимости от температуры.

Программа позволяет получать в диапазоне температур 300-1500 К и давлений до 50 МПа как весь набор теплофизических параметров, так и отдельно плотность, калорические и транспортные параметры, что позволяет сократить время счета при многовариантных расчетах. В зависимости от набора параметров время счета колеблется от 0.01 с. до 0.1-0.15 с.

Составленная программа позволяет расширить список рабочих тел при наличии данных по эффективным потенциальным параметрам. Это делает программу универсальным инструментом при исследовании АЭС с газоохлаждаемыми реакторами и других высокотемпературных объектов энергетики.

6. Для эффективного проведения технико-экономических и оптимизационных исследований одноконтурной АЭС с газоохлаждаемым реактором и газотурбинной установкой разработан программно-вычислительный комплекс на базе ЦВМ высокой производительности БЭСМ-6. ПВК позволяет оперативно проводить исследования как частей АЭС, так и АЭС в целом в диалоговом режиме, что позволяет не только корректировать информацию в процессе счета, но и оперативно увязывать между собой результаты оптимизации частей АЭС.

7. С использованием метода декомпозиции были проведены оптимизационные исследования по выявлению влияния свойств рабочего тела на характеристики реактора, теплосиловой части и АЭС в целом.

В результате оптимизации АЭС с реактором стерженькового типа тепловой мощностью 2800 МВт при давлении в активной зоне 16 МПа и умеренной температуре на выходе из реактора 1000 К определена оптимальная совокупность параметров АЭС на гелии, двуокиси углерода и смеси He-COg, а также оптимальный состав газовой смеси (ХНе = 0.75 1/моль).

Использование смеси газов Не-С02 в качестве теплоносителя и рабочего тела дает экономию в приведенных затратах по сравнению с гелиевым вариантом 27,03 млн.руб/год и 19,23 млн.ру./год по сравнению с вариантом на двуокиси углерода при достигнутом к.п.д. 45,4$ по сравнению с 38,2$ на гелии и 37,1$ на двуокиси углерода.

Полученные результаты позволяют считать газовую смесь Не-С02 (ХНе = 0.75 I/моль) перспективным рабочим телом и теплоносителем применительно к АЭС с быстрым газ о охлаждаемым реактором и одноконтурной газотурбинной установкой.

8. Приведены оптимизационные исследования АЭС на гелии, двуокиси углерода и газовой смеси гелия с двуокисью углерода в условиях неоцределенности исходной информации по системным связям АЭС: удельная стоимость топлива менялась в диапазоне (10-100) руб./г и удельные замыкающие затраты по электроэнергии изменялись в диапазоне (I.4-1.8) коп./кВт.ч.

Показано, что увеличение стоимости топлива приводит к увеличению капиталовложений и ежегодных издержек, связанных с топливом и кроме того увеличивает положительный экономический эффект от наработки топлива. В рассматриваемом диапазоне изменений стоимости , топлива минимальное время удвоения достигается на смеси газов при максимальных значениях стоимости топлива.

Проанализирована устойчивость оптимальных параметров АЭС от значений стоимости топлива и замыкающей электроэнергии. По подогреву в реакторе, потерям давления в нем максимальная устойчивость наблюдается на газовой смеси и уменьшается с переходом на двуокись углерода и гелий. По степени расширения в турбине максимальные ее значения достигаются на смеси газов при максимальных значениях стоимости топлива и электроэнергии. Достаточно большая устойчивость наблюдается у скоростей теплоносителя в теплообменниках и трубощюводах. Максимальные скорости теплоносителя в регенераторе наблюдаются на гелии (40-46 ад/с), минимальные - на двуокиси углерода (17-22 м/с), на смеси газов Не-С02 - 25-34 м/с. В трубоцроводах высокого давления скорость минимальна на С02 (40-50 м/с) и максимальна на Не (75-81 ц/с). Степени сжатия в компрессорах оказались устойчивыми от стоимости топлива и весьма незначительно неустойчивы от стоимости замыкающей электроэнергии, причем устойчивость возрастает с переходом от первой ступени к третьей.

Положительный экономический эффект от использования смеси газов Не-С02 устойчив и наблюдается при любых сочетаниях внешних условий, причем этот эффект увеличивается с ростом как стоимости топлива, так и стоимости замыкающей электроэнергии.

Проведенные исследования АЭС с газоохлаждаемым реактором на быстрых нейтронах и одноконтурной газотурбинной установкой на гелии, двуокиси углерода и газовых смесях гелия с двуокисью углерода различного состава показали перспективность использования смеси газов Не-С02 на составах, близких к Х^е=0.75 1/моль в качестве теплоносителя и рабочего тела.

1. (jzaüonC. The ßas-Cootcl pasi ЯваЫог in i981 - ¡Enezyy, 1fff1, V.20, A/4 p227-295

2. Нестеренко В.Б. Физико-технические основы применения диссоциирующих газов как теплоносителей и рабочих тел атомных электростанций. Минск, 1971, 312 с.

3. Боболович В.Н., Пономарев-Степной H.H., Фейнберг С.М. и др. Быстрые реакторы-размножители с гелиевым теплоносителем. Доклад на П Симпозиуме стран СЭВ по быстрым реакторам. Обнинск, 1973.

4. Эскизный проект реактора-размножителя на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем. НИКИЭТ, 1973.

5. Конструктивные особенности реакторной установки опытно-промышленной АЭС с БГР-300 с гелиевым теплоносителем. Емельянов И.Я. и др. В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика и технологич. М.: ИАЭ, 1980, вып. 2/7, с.3-10.

6. Foz/escue P.A. геаЫог sizaie^ FßR'S ct/icl Н TßR 's tducßea? A/quts 7 15, , 1972 .

7. Crod¿ohn A.J.7La¿s S.H.,"(xT-HTGR-kToiat Brietcjij UÍlS¿zahón Option "AlAA/lЕЕE Conöeeeweort Пей/ Opüons ¿n &ne?Qtj TechnoEoou f San Fzanciso ? CA ¿977 "8* Al. С. ЪопаЫC.F -, Ceosed-Cycfe &as Ti/zé¿/?e

8. A Pzoi/en Cogentcrfion PEctfté JdctplaSPe Fas5ÍE,Ñuc?eazr dnd Sofa? A/eat Solaceas", donétzence Of? fvetgy Cons e?cra¿¿on fSponcoeed By U.^.Vepazfaer?/ 0/öft^ffr Mcfa/i Jtafy, Mar. 26-29, 1979.

9. Fzuhchi H.U. "The Re£a{¿Ofufi.¿p o£Ряме? Q/?</ Haai Pzoc/uctcOK uz/A ¿¿¿¡sed- Taz>¿¿1. ASME Papez, # 79-67-103,

10. Дубинин А.Б. Исследование влияния теплофизических свойств смесей двуокими углерода гелий на оптимальные параметры и характеристики атомных газотурбинных установок. - Дисс. на соискание уч.ст.канд.техн.наук, Саратов, 1977, 145 с.

11. Тетельбаум С.Д., Клок А.М. К использованию газовых смесей в качестве рабочих тел газотурбинных установок. Известия вузов. Энергетика, 1971, 4, с.62-67.

12. Калафати Д.Д., Попалов B.B. Сравнительная шкала эффективности теплоотдачи газовых теплоносителей. Теплоэнергетика, 1975, ifc 9, с.67-69.

13. Гохштейн Д.П. Авторское свидетельство 59491. Бюллетень изобретений, 1941, Jfe 3.

14. Gzosse А. К Ca с/и ßH-PzOfeztc es of feuczzacaSens^

15. C/Hc/<Jsiztct£ апс/ fngtfieezJChemeS^zy "1. К 39, 7 pp. 36У-374 '

16. Gaffen (}.A. Sie am 'potcrez s^a/co/7S7fouz//z ectSti'on 7 M V-r MC. ¿zatj--/-/¿¿f ßoo^ ^

17. KagciKL/s/za dÖ; To/eye, J&60, p 620.

18. Нестеренко В.Б. Физико-технические основы применения диссоциирующих газов как теплоносителей и рабочих тел атомных электростанций. Минск, 1971, 312 с.

19. Попырин Л.С., Старостенко Н.М., Малевский А.Л. Некоторые результаты технико-экономического анализа одноконтурных АЭС. Известия АН БССР, сер. физ-энерг. наук, 1975, № I, с.8-12.

20. Малевский А.Л., Старостенко H.H. Комплексная оптимизация и выбор оптимальной схемы одноконтурной АЭС с газоохлаядае-мым реактором нал^О^. Известия АН БССР, сер. физ-энерг.наук,1. 1979, с.93-99.

21. Гохштейн Д.П., Тетельбаум С.Д. К проблеме перспективных циклов и рабочих тел для АЭС. Изв. ВУЗов, Энергетика, 1974, Ш I, с.57-62.

22. Тетельбаум С.Д., Клок А.М., Грибовский В.П. Сравнительный анализ некоторых циклов АГТУ на гелии, углекислоте и их смеси в качестве рабочих тел. Изв. ВУЗов, Энергетика, 1972, J6 5, с.102-107.

23. Гохштейн Д.П., Будникова Е.С. Рациональный углекислот-ный энергетический цикл. Теплоэнергетика, 1974, J£ 12.

24. Физико-технические основы создания АЭС с быстрым газо-охладцаемым реактором и с диссоциирующим теплоносителем четырехокисного азота. /Красин А.К. и др. Атоная энергия, 1972, т.32, вып.З, с.197-203.

25. Гаврилов С.Н., Шаров Г.Г., Канаев A.A. и др. Судовые и стационарные газотурбинные установки закрытого цикла. Л., Судостроение, 1971, 288 с.

26. Ратников Е.Ф., Тетельбаум С.Д. Газы как теплоносители и рабочие тела ядерных энергетических установок. Н.: Атом-из-дат, 1978, 192 с.

27. Попырин I.C. Методы математического моделирования и оптимизации ядерных энергетических установок. Атомная энергия, 1976, т.40, вып.2, с.145-151.

28. Левенталь Г.Б., Попырин Л.С. Оптимизация теплоэнергетических установок. Под ред. М.А.Стыриковича, IvL: Энергия, 1970, 350 с.

29. Шмидт P.A., Левин Л.К. Алгоритм оптимизации тепловых схем ТЭЦ на ЭВМ методом кусочно-линейного программирования. Теплоэнергетика, № 5, 1971, с.10-14.

30. Шубенко-Шубин Л.А., Палагин A.A. Математическое моделирование тепловых схем паротурбинных установок. В сб.: "Вопросы оптимизации и расчета паротурбинных блоков в большой мощноети".

31. Попырин Л.С., Самусев В.И., Эпелыптейн В.В. Автоматизация математического моделирования теплоэнергетических установок. М.: Наука, 1981, 236 с.

32. Попырин I.G., Наумов Ю.В , Иванов A.A. Оптимизация схем и параметров оборудования тепловой/части вдухконтурных АЭС с водо-водяными реакторами. Изв. АН СССР, Энергетика, и транспорт, 1976, & 2, с.124-136.

33. Наумов Ю.В. Технико-экономические исследования АЭС с во-доохлаждаемыми реакторами. Диссертация на соискание ученой степени кандидада технических наук, Иркутск, 1978, 247 с.

34. Гохштейн Д.П. Авторское свидетельство № 162542. Бюллетень изобретений, 1964, № 10.41. flnqe£îne &-. Pea¿gas effectscn &аг<$яп £>¿o3c¿c/e ' Су cees 2 71 /¡torn keznenev^te 197Y? ¡/. p.p. ¿7-24

35. Малевский А.Л., Наумов Ю.В., Попырин Л.С. Математическая модель ГТУ для технико-экономических исследований одноконтурной АЭС с газоохлавдаемым реактором на перспективных рабочих телах.-Известия АН БССР, сер. физ.-энерг. наук, Jê 3, 1983, с.3-9.

36. Tufa?c/z¿úí А7 ипс/ t-/eoering ß. IVaweaôeztaçencte Аррага/е fu? //oe/?-£en?pe2 a¿u zzeafcéoea r?¿&pen n?¿/

37. H ee£um¿u?6tnen, "fnezoce ¿/'/гс/ Те с/г n tí " 19?0t p.p. 156--/60

38. Михайлов A.M., Борисов B.B., Калинин Э.К. Газотурбинные установки замкнутого цикла. Изд-во АН СССР. M.: 1962, 180 с.

39. Методика и зависимости для теоретического расчета теплообмена и гидравлического сопротивления теплообменного оборудования АЭС. РШ 24.031.05-72. M. : 1974, 125 с.

40. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973, 408 с.

41. Гохштейн Д.П., Аксельбавд A.M., Дехтярев В.Л., Олесе-вич Е.К. Предельная мощность турбин энергетических установок. -Теплоэнергетика, 1968, Jfc 12, с.62-65.

42. Клок A.M. Анализ некоторых показателей замкнутых газотурбинных установок на разных рабочих телах. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Одесса, 1973, 129 с.

43. Ланская К.А. Высокохромистые жаропрочные стали. М.: Металлургия, 1976, 210 с.

44. Яблочков А.Д. Программа расчета сортамента труб для трубопроводов АХ и ТЭС. Отчет Ленинградского инженерно-строительного института. БЗ-64551, Л.: 1971, 33 с.

45. Прузнер С.Л. Экономика теплоэнергетики СССР. М.: Выс. школа, 1975, 320 с.

46. Метод определения ориентировочной цены парогенераторови теплообменников для АЭС. Отчет ЦКГИ, В 10064/0-6725, Л.:1971.

47. Аоки М. Введение в методы оптимизации. М.: Наука, 1977, 343 с.

48. Программа и состояние работ по быстрым реакторам в СССР. Казачковский О.Д. и др. f^ucleae Роиег апс/ Вена, 1977, т.1, с.333-413.

49. Комплекс программ для оптимизационных исследований быстрых реакторов. В кн.: Физика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968, вып.1, с.159-166. Авт. В.В.Хромов, А.М.Кузьмин, Л.В.Точеный, В.А.Апсэ.

50. Синев Н.М., Батуров Б.Б. Экономика ядерной энергетики. Основы технологии и экономики ядерного топлива. М.: Атомиздат, 1980, 344 с.

51. Новожилов А.И., Шихов С.Б. Метод усреднения ядерных констант для расчета быстрого реактора с учетом ценности нейтронов. Атомная энергия, i960, т.8, вып.З, с.209-213.

52. Усынин Г.Б., Карабасов А.С», Чирков В.А. Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1981. -232 с.

53. Усов С.А. Диалоговый монитор Димон. М.: Наука, 1979, 128 с.

54. Иванов A.A., Лашин А.Ф., Малевский А.Л. и др. Программно-вычислительный комплекс для оптимизации параметров и схем ядерных энергетических установок. Иркутск, СЭИ СО АН СССР, 1979, с.60-68.

55. Jriienia 71.? Schneide? 1л/.&. Comtess¿6с¿¿ty of cjrases а/ ¿/ге згсОпс7 (/¿tc'af еоeff с ее ек7 о/ /?е£с и/г? 7/7 {ewpeza/uze ?апое б О О °7 /¿> /<?001. J. 77/гет- Pftys,"

56. Schneidet Т/ге /Aez^Qc/y/ia?/nie pzoper^es of heecum' cn 7/ге ¿emfeFafu?^ такор 0°7 ¿о4 9, 75/- 755.

57. Дедерберг И.В., Попов В.И., Морозова H.A. Термодинамические и теплофизические свойства гелия. М.: Атомиздат, 1969, 276 с.г?

58. Azp- V. heux fav/7?s о/ sta/e е^"а¿с ansге^Ш/гг t 77 Oß^rttCS "67"mbs Techn¿cqf мо/^ущ^/.

59. Розенфельд Л.М., Воробьев Н.Д. Математическая модель термодинамического поля гелия. Известия СО АН СССР, сер. техн.наук, 1973, вып.2, iß 8, с.52-60.

60. Варгафтик Н.Б., Зимина Н.Х. Теплопроводность гелия при температуре 0-Ю00°С и давлении 1-00 атм. Атомная энергия, 1965, т.19, вып.З, с.300-303.

61. Гиршфельдер Д. и др. Молекулярная теория газов и дикостей . М.: Иностранная литература, 1961, 497 с.

62. Johannm Petaf. /Jea/ ¿ж с/и с/¿¿/¿Vу я/ eompzess.ed fJe&'uni я/ ffe^fe^

63. Seena! Si^pos^n? al Tkez^ephj/s; Р?оре<г/бе$? $Pose?ec/ fy ASMS, ¿to/n/<?tyr19627 p. Hi72. ßammez-t К Осе ¿e z/nody r^'se к E L^enseha/^en wz heftet/n <z£s /tv&eitsmedt'usr? /иг nu/eftaee ß-asiueScner? „ fez/г Jee/mtJ 7\ и//,^2,/>.№-$/

64. Алтунин B.B. Теплофизические свойства двуокиси углерода.

65. М.: Издательство стандартов, 1975, 46 с.

66. Вукалович М.П., Алтунин В.В. Теплофизические свойства двуокиси углерода. М.: Атомиздат, 1965, 455 с.

67. Вассерман A.A., Головский Е.А., Цышарский В.А. Уравнение состояния и термодинамические свойства двуокиси углерода до давления 2500 бар. Инженерно-физический журнал, 1971,т.20, В 4, с.734-736.

68. Вассерман A.A., Казавчинский Я.З., Рабинович В.А. Тепло-физические свойства воздуха и его компонентов. М.: Наука, 1966, 375 с.

69. В an cle<z Т. Jn : "pzoe. r¿fék Mumpos.

70. Те e п?ор/г t/S Ргор. */ ¿£70, P§7

71. Меае ? P¿¿Zoff P. Z)¿e /¡¿//sé/?TT¿/r?o ec'nez /Гапоъсс/?е/7 ^uséanc/pfete/ífá? Так fe/?¿f¿ox¿W сй/гсА. eox£'/y?¿i&c>/2lfe¥sche'ec/enа z¿¿p e z УDzss. Af/y^cAe/?,

72. Алтунин B.B., Гадецкий О.Г. Уравнение состояния и термодинамические свойства жццкой и газообразной двуокиси углерода, Теплоэнергетика, 1971, )£ 3, с.81-84.

73. Кессельман П.М., Котляровский П.А., Афанасьев М.М. Уравнение состояния двуокиси углерода в интервале температур 2734000 К и давлений до 1000 105 Б/м2. Инженерно-физический журнал, 1965, т.9, J& 4, с.527-532.

74. Леонас В.Б., Самуйлов Е.В. Методы оцределения потенциалов взаимодействия атомов, молекул и ионов. Теплофизика высоких температур, 1966, т.4, № 5, с.710-724.

75. Нооме? IV.О. Роеео с/е А. &. "У fAesn .PAe/s. "2 v 45 />

76. Hu¿ch¿rtsoh ¿> pushSozk'e & "PAusúa?й А О у. 29, Р 675. * . .04 • К ее А А/ Hootrez W.G.F¿'f//? с//? с/ S¿xtA.

77. U¿z¿Q¿ coeff £ /о? Marc/ S/?/iez*sапс/ Haz D¿'5k$ о/1. Php Le $ V 440, /у 939

78. Pour£¿nsoa J.S. "Mofee¿/faz " /963,

79. V. 75, A'6, p. 42 97 ¿964, <* 7, />. 3*9.86* Bctzke? yy. "The yo¿/vna¿1. Ctf Ch em¿Cüf ¿CS" ~ 44.

80. Кессельман П.М., Бланк Ю.М., Могилевский В.П. 0 возможности расчета старших вириальных коэффициентов с помощью эффективных потенциалов функции (12-6) с переменными параметрами.-В кн.: Теплофизические свойства газов. М.: Наука, 1970, с.78-82.

81. Кессельман П.М. К вопросу расчета теплофизических свойств реальных газов при высоких температурах. Теплофизика высоких температур, 1964, iê 6, с.879-884.

82. Алтунин В.В., Сахабендинов М.А. Теплопроводность жидкой и газообразной двуокими углерода в интервале температур 2201300 К при давлениях до 1200 бар. Теплоэнергетика, 1973.

83. Улыбин С.А., Макарушин В.И. Вязкость двуокиси углерода при температурах 220-1200 К и давлениях до 300 МПа. Теплоэнергетика, № 6, 1976, с.65-69.

84. Варгафтик Н.Б. и др. Теплопроводность газов и жидкостей. М.: Издательство стандартов, 1970.

85. Kenne с/и Th Oc/os &. The -¿zonspozi?pvopezéces cfùazSon ZHVœSt/e "yPsnez/canv. ?, « 4 ? /y. ô 25 -§3/

86. Цедерберг И.В. Теплопроводность сжатых газов и жидкостей. М.-Л.: Госэнергоиздат, 1963, 408 с.

87. Кессельман П.М., Каменецкий В.Р. В сб. ГСССД: Теплофизические свойства веществ и материалов (сер. "Физические константы и свойства веществ), вып.2. М.: Изд-во Стандартов, 1970.

88. Вукалович М.П., Алтунин В.В. Теплофизические свойства двуокиси углерода. М.: Атомиздат, 1965.

89. Алтунин, Сахабетдинов М.А. Вязкость жидкой и газообразной двуокиси углерода при температурах 220-1300 К и давлениях до 12000 бар. Теплоэнергетика, 1972, Jl> 8, с.85-88.

90. Улыбин СЛ., Бакулин С.С. Теплопроводность двуокиси углерода при температурах 220-1300 К и давлениях до 300 МПа. Теплоэнергетика, 1977, 3 I, с.85-89.

91. Васерман A.A., Казавчинский Я.З., Рабинович В.А. Тепло-физические свойства воздуха и его компонентов. М.: Наука, 1966, 375 с.

92. Holt N.A.JUee WE/'Tzans suction. о/ ■éke ASME 4д54, к 76,/>•/039.100. ¡-/¿Esenyaék 7- TaS£es of ¿hezmai pvopezties о/ poses. "A/BS Ссёеf 654,

93. Кесселман П.М., Котляровский П.Н., Волошин А.П. Инженерно-физический журнал, 1965, т.8, J£ I, с.35.

94. Казавчинский Я.З. Инженерно-физический журнал, 1964, т.7, J& 6, с.129.

95. Вассерман A.A. О термодинамической устойчивости азотав закритической области. Журнал филической химии, 1964, т.38, вып.12, с.2942-2947.

96. QLn F. ТН.еъпк?а/ипа/77ее¿y üasses . Aondort, ß- ¿J0Z¿/is"1. Ш37 к ¿7

97. Макавецкас P.A., Попов В.Н., Цедерберг Н.В. Теплофизика высоких температур, 1963, т.1, 12 2, с. 191.

98. Голубев И.Ф., Горбачева Р.Б., Астанина Е.Д. Труды ШАЛ. 1963, вып.ХШ, ч.Ш.

99. Голубев И.Ф., Шепелева Р.И., Коновалова Л. В. Труды ГИАП, 1963, вып.ХШ, ч.Ш.

100. Ш.Уокапшп PI "Pech. С en fee Па/- zee/i.sei¿/i /109 pHurardsA.Í.'Roseu-ec/ve Ame?. Chew. Soc'r/#426^,2816

101. НО. Циклис Д.С., Доклады Академии наук. 1952, 86, 1159.

102. Eusaed AH. "Tvans.Fa*ac/tSoe; 77/95.

103. P zeffete W C, Cüff JA ;M¿i¿ev2G3.£hém P/?¿/s.7Ш/ ИЗ. Coined? TA.r ti а/г////os? £.A. "ThQKs.Fazac/. Soc.yg^ 114. Havpez n.7Mcffez 2 Chem, PhjfS.,7'¿957,27,36,

104. Mackendzick P.E.y eck CK. ,Bc¿z ?¿Cá p А.

105. Иомтев М.Б., Морозов B.C., Чумак A.B., Журнал Физическая химия, 1968, т.42, с.2069.117. k/ee/ns ¿?. 1У.Г Mi ¿ie? tfl. U.$.A¿om¿c

106. CprnéSSi O/?, ß/vj- 7233, ¡969.

107. Циклис Д.С., Масленников В.Я., Орлова A.A. Т£уды ГИАП, Продукты органического синтеза, 1971, Jé 12, 146.

108. BuzfteM D. й/., P¿eha?c/son UP.,£ae?aca RA. " AI ChE SO,

109. Берестенко B.M., Косов Н.Д. Некоторые вопросы общей и прикладной физики. Алма-Ата, Наука, 1972.

110. Котоусов Л.С. Измерение теплоты смешения простых умеренно разряженных газов. Журнал физической химии, 1972, т.Х, вып.4, с.863-866.

111. Алтунин В.В., Бондаренко Б.Ф., Кузнецов Д.О. Феноменологический метод расчета энтальпии сжатых газовых смесей., -Теплофизика высоких температур, 1974, т. 12, JS 6, с.1171-1183.

112. Бондаренко В.Ф. Экспериментальное и расчетно-теорети-ческое исследование калорических свойств сжатых газовых смесей. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. М.: МЭИ, 1975.

113. Кессельман П.М., Алексеенко Г.П. Теплоэнергетика, 1974, iß 6, с.73.

114. Циклис Д.С., Лифшиц Л.Р., Роднина И.Б. Изучение объемного поведения газовых смесей методом Барнетта. Бурнал физической химии, 1974, т.ХУШ, вып.6, с.1541-1546.

115. Алтунин В.В., Дубинин А.Б., Копошилов О.Д. Экспериментальное исследование сжимаемости смесей гелий-двуокись углерода в интервале температур 303-373 К при давлениях до 250 Мпа. -Теплоэнергетика, 1975, Jê 6, с.77-79.

116. Косов Н.Д., Бровалов И.С. Сжимаемость бинарных смесейs sгелия, азота и аргона с двуокисью углерода от 59 10 до 590 10 Па. Теплоэнергетика, 1975, В II, с.77-80.

117. Коган В.Б., Фридман В.М., Кафаров В.В. Справочник по растворимости. В 3-х тт. М.-Л. : Изд-во АН СССР, I96I-I963.

118. Циклис Д.С. Расслоение газовых смесей. М. : Химия, 1969.

119. Landoii .èôznsiein, âАи/ет ВЫ 27 7ei£Jt /971.

120. Мэйсон Э., Сперлинг Т. Вириальное уравнение состояния. Пер. с англ. М.: Мир, 1972.

121. Справочник по физико-техническим основам криогеники. 2-е изд. Под ред. М.П.Малкова. М. : Энергия, 1973.

122. Ktcln ay А. Э7 Wz a M. l,Mi№eeRC„ Cyofentcs'fW3.ß,?5.

123. Солдатенко Ю.А., и др. Современное состояние теплофизи-ческих исследований в области смесей и растворов. Сер. Гос. служба стандартных ецравочных данных, M. : 1975, 60 с.

124. Рид Р., Шервуд Т. Свойства газов и жидкостей. Л. : Химия, 1971, 704 с.

125. OamêiM WoeeacePHûw Iо pvedlcé P-V-Tretapons "Chemtcae Г №56, "21 pp. -200

126. Sn?î//i "Thesis Uniwevstty f Mîc/apcm"m/itoa^

127. WA fif!, San4a9 ^Y^^f-f' Advances ¿n êzvo^etuc 1963,«*, р-Юг.

128. Bzewez S.,G&s-é УМ/'У./кет.Рргд.Эа/аУдо/^бр^

129. Bamnezt fi. Dos veafe csâzAœ f/есгc/ez u&yeft /-/¿>¿><¿¿/7? -/Veo/7,

130. Heâtигл Sécch/off икс///ef/crm-//о/г/ак^^Л ¿/г? öevecc/? О Ses /000 V а л с/ / fa j /006/г. "AéOMkeznenezgce 7 , Вс/ш24, S. /50-/âû.

131. Ватте vé К P.X>ie Tzartôpo?/ JCoefft'Zàâtiéef? с/ег Gas/nt'sc/? ¿t /?уе/7 // eé?c '¿(/77-Me о/z ^//efi'w-Sftttsoff une/ ¿VâSiU/77 -Äo/ifertc/toscSc/ ¿/г? ¿сокикс/ /Ses JOOia ?. 7'A¿o/nfcep/iewz^t y s.217-22g.

132. Кессельман П.М. Докторская диссертация. OTHJI, Одесса, 1966.

133. Кессельман П.М., Бланк Ю.И., Могилевскии В.И. 0 возможности расчета старших вириалышх коэффициентов с помощью эффективной потенциальной функции (6-12) с переменными параметрами. В кн.: Теплофизические свойства газов. М.: Изд-во Наука, 1970, с.74-76.

134. Малевский A.Л. Метод расчета теплофизических свойствперспективного теплоносителя атомной газотурбинной установки. В кн.: Моделирование и оптимизация в больших системах энергетики. Материалы У1 конф. молодых научн. сотр. СЭИ, Иркутск, 1975, с.77-80.

135. Лесных В.В., Малевский А.Л., Наумов 10.В., Попырин Л.С., Лашин А.Ф. Исследования одноконтурной АЭС с газоохлавдаемым быстрым реактором на различных рабочих телах. В кн.: Системный подход к выбору параметров оборудования АЭС, Иркутск, 1982, с.27-39.

136. Лесных В.В., Малевский А.Л., Наумов Ю.В,, Попьфин Л.С., Проценко А.Н., Князев В.А., Силаев Ю.В. Исследование АЭС с быстры?,ш газоохлаздаемыми реакторами. Известия Академии наук БССР. Сер. физ-энерг. наук, 1982, 3, с.67-733