автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Повышение надежности и маневренности энергоблоков с водо-водяными реакторами за счет регулирования расхода теплоносителя

Введение.

ГЛАВА 1. Обзор литературы и постановка задачи

1.1. Энергоблоки АЭС в энергосистеме.

1.1.1. Основные принципы участия АЭС в регулировании частоты и мощности в энергосистеме.

1.1.2. Регулирование графика нагрузки энергосистемы.

1.1.3. Регулирование частоты энергосистемы в аварийных ситуациях

1.2. Программы регулирования энергоблоков с ВВЭР.

1.2.1. Программа регулирования с постоянной средней температурой теплоносителя в первом контуре.

1.2.2. Программа регулирования энергоблоков ВВЭР с постоянным начальным давлением пара во втором контуре.

1.2.3. Комбинированная программа регулирования энергоблоков ВВЭР

1.2.4. Компромиссная программа регулирования энергоблоков ВВЭР.

1.2.5. Программа регулирования энергоблоков ВВЭР со скользящим начальным давлением пара во втором контуре.

1.3. Требования к энергоблокам с ВВЭР при их работе в регулирующем режиме.

1.3.1. Надежность оборудования энергоблоков.

1.3.2. Влияние возмущений энергосистемы на систему собственных нужд.

1.3.3. Приёмистость и маневренность.

1.3.4. Нестационарное отравление Хе.

1.3.5. Теплоемкость первого контура.

1.3.6. Экономия потребляемой энергии на собственные нужды

1.3.7. Ядерное топливо.

1.4. Механизм повреждения металлов в условиях циклических температурных изменений.

1.5. Долговечность элементов энергоблоков с ВВЭР при их работе на переменных нагрузках.

1.5.1. Долговечность корпуса реактора.

1.5.2. Долговечность парогенераторов.

1.5.3. Долговечность трубопроводов и ГЦН.

1.5.4. Старение датчиков.

1.5.5. Управление процессом старения элементов ЯЭУ.

1.5.6. Продление срока службы АЭС.

1.6. Работа энергоблоков с ВВЭР при возмущениях энергосистемы

1.7. Регулирование расхода теплоносителя в первом контуре при изменении нагрузки энергоблоков.

1.8. Методы регулирования расхода теплоносителя.

1.9. Возможные способы регулирования частоты вращения насосов

1.9.1. Двигатель постоянного тока.

1.9.2. Механический вариатор скорости или гидравлическая муфта

1.9.3. Применение турбинного привода.

1.9.4. Турбогенератор переменной частоты.

1.9.5. Преобразователи частоты.

1.10. Выводы по главе

1.11. Постановка задач исследования в диссертации.

ГЛАВА 2. Анализ характеристик энергоблоков АЭС с ВВЭР при регулировании производительности ГЦН

2.1. Основы регулирования расхода теплоносителя.

2.2. Анализ статических характеристик энергоблока при постоянном давлении во втором контуре.

2.3. Анализ статических характеристик энергоблока при постоянной средней температуре в первом контуре.

2.4. Температурные изменения в активной зоне реактора при изменении мощности.

2.5. Анализ теплопередачи и гидравлических характеристик первого контура при регулировании расхода.

2.6. Анализ экономичности при регулировании производительности ГЦН

2.6.1. Экономия электроэнергии.

2.6.2. Экономия средств на ремонт энергооборудования.

2.6.3. Затраты на преобразователи частоты.

2.6.4. Экономия капитальных средств.

2.7. Регулирование производительности ГЦН как способ повышения маневренности энергоблоков

2.7.1. Работа АЭС при возмущении энергосистемы.

2.7.2. Расширение регулировочного диапазона.

2.7.3. Недостаток программ регулирования с постоянным расходом при маневренных режимах.

2.7.4. Недостаток регулирования расхода с отключением ГЦН

2.8. Выводы по главе 2.

ГЛАВА 3. Анализ и моделирование системы автоматического управления энергоблоком

3.1. Моделирование системы автоматического управления энергоблоком с регулированием производительности ГЦН

3.2. Динамические характеристики энергоблока с регулированием расхода теплоносителя ПК

3.2.1. Математическая модель энергоблока.

Обозначения основных физических величин и принятые сокращения

G, GH массовый расход рабочей среды через реактор и через один насос; g - относительный массовый расход (G/Go); gi - относительное отклонение массового расхода (g - 1);

Рь р2- давление в первом и втором контурах; л2 - относительное давление в втором контуре (рг / рго); тс — относительное отклонение давления второго контура (712 -1);

Т - температура; постоянное время; t - относительная температура (Т/ Т0);

9 - относительное отклонение температуры (t - 1);

АД - асинхронный двигатель;

A3 - активная зона;

АИН - автономный инвертор напряжения;

АЧР - Автоматическая частотная разгрузка;

АЭС Атомная электрическая станция;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

ВК - второй контур;

ГЭС - гидроэлектростанция;

ГЦН - главный циркуляционный насос;

КПД - коэффициент полезного действия;

ПГ - парогенератор;

ПК - первый контур;

СУЗ - система управления и защиты реактора; твэл - тепловыделяющий элемент; ТЭС - тепловая электрическая станция; ЭЭС - электроэнергетическая система; ЯЭУ - ядерная энергетическая установка;

Ядерная энергия в настоящее время обеспечивает приблизительно 17 % глобальной поставки электричества. Перспектива ядерной энергетики такова, что доля электроэнергии, производимой на атомных электрических станциях (АЭС), будет увеличиваться. Один из прогнозов Мирового энергетического совета и Международного института прикладного и системного анализа оценивает долю производства электроэнергии на атомных электростанциях в 2050г. в размере 38% [44, 99].

Увеличение в энергосистемах доли мощности генерируемой АЭС, приводит к необходимости их участия в регулировании частоты в соответствии с суточным графиком нагрузок и ликвидации аварийных ситуаций в энергосистемах [6, 71]. Например, во Франции, где доля АЭС в общей выработке электроэнергии превышает 70%, энергоблоки с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) систематически участвуют в суточном регулировании переменной части графиков электрических нагрузок, разгружаясь до уровня 30% номинальной мощности [36].

В странах, где доля мощности АЭС в энергосистеме значительна, без участия АЭС в регулировании частоты в соответствии с суточным графиком, стабильность энергосистемы невозможна. Например, на Украине, где АЭС вырабатывают значительную часть электроэнергии (больше 40 %), по сравнению с теплоэлектростанциями (ТЭС) и гидроэлектростанциями (ГЭС), объединенная энергосистема страны не имеет в необходимом количестве маневренных мощностей, что приводит к нарушениям режимов ее работы, значительному колебанию частоты в течение суток. Состояние дел усложняется и тем, что в структуре энергогенерирующих мощностей значительную часть занимают АЭС, которые работают в базовом режиме. Поэтому поддержка пиковых и полупиковых электрических нагрузок вынужденно выполняется физически изношенными энергоблоками ТЭС, что ухудшает не только экономичность, но и надежность электрообеспечения, создает угрозу целостности энергосистеме Украины [60]. Проблема стабилизации частоты часто встречается в энергосистеме Пакистана [7], где повышение потенциала ядерной энергетики за счёт строительства новых АЭС с реакторами типа ВВЭР запланировано.

Один из вариантов присоединения России и стран СНГ в общеевропейский электроэнергетический рынок- объединение энергосистем этих стран с энергосистемами стран западной и центральной Европы. Известно, что в союзе по координации производства и передачи электроэнергии (UCPTE) установлены более высокие требования по качеству регулирования частоты и активной мощности в стационарных и аварийных режимах, по сравнению с Россией. Без улучшения качества стабилизации частоты в электроэнергетической системе (ЭЭС) Востока, объединение на синхронную параллельную работу с ЭЭС Запада невозможно по условиям, установленным UCPTE для своих членов и для вновь вступающих в этот союз [49].

Отсюда, актуально стоит задача повышения маневренного диапазона АЭС с тем, чтобы они могли эффективно регулировать суточные графики нагрузок и частоту тока в энергосистеме [23, 39, 80, 37, 65]. Для выполнения предъявляемых требований энергоблоки должны обладать надлежащими маневренными свойствами. Маневренность определяется совокупностью характеристик энергоблока, определяющих эффективность его участия в регулировании мощности в энергосистеме: регулировочным диапазоном и скоростью изменения нагрузки. Скорость изменения нагрузки блока характеризуется его приемистостью (мобильностью).

Повышение маневренности приводит к работе энергоблоков в переменных режимах, что требует решения ряда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся, прежде всего, повышение безопасности, надежности, и экономичности вновь создаваемого и уже используемого основного оборудования атомных энергоблоков с водоводяными реакторами [28]. Решение этих вопросов должно быть связано с адаптацией таких энергоблоков к условиям их работы в современных и перспективных энергосистемах. Это становится наиболее важно при возрастании доли выработки энергии на АЭС с водо-водяными реакторами в крупных энергообъединениях [69].

При эксплуатации атомных электростанций должны быть обеспечены надежность и безопасность. Под надежностью понимают [42] свойство ядерной энергетической установки (ЯЭУ) сохранять во времени способность вырабатывать электрическую и (или) тепловую энергию предписанных параметров по требуемому графику нагрузки в допустимых для нормальной эксплуатации радиационных условиях при заданной системе технического обслуживания и ремонтов оборудования.

Надежность ЯЭУ является сложным свойством, включающим в себя безотказность, долговечность и ремонтопригодность. Безотказностью называют свойство ЯЭУ непрерывно сохранять работоспособное состояние в течение заданного времени. Под долговечностью понимают свойство ЯЭУ сохранять работоспособность вплоть до наступления предельного состояния (вывода ЯЭУ из эксплуатации) при установленной системе технического обслуживания и ремонтов [36].

Имеющийся 45-летний опыт эксплуатации атомных электростанций показал, что атомные электростанции могут успешно эксплуатироваться не только в течение проектных сроков, обычно в пределах 20 - 30 лет, но и значительно больше. Учитывая эти факторы, утвержденная Правительством России в июле 1998 г. "Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 - 2005 годы и на период до 2010 года" предусматривает продолжение эксплуатации атомных энергоблоков еще в течение 5-10 лет. В период 2000 - 2010 гг. в России срок эксплуатации ряда энергоблоков Нововоронежской, Курской, Ленинградской и Кольской АЭС достигнет значений, установленных проектом. Так, в Великобритании продолжают эксплуатироваться АЭС "Колдер Холл" и "Чапелькросс", введенные в эксплуатацию в 1956 - 1959 гг [44].

Когда оборудование АЭС и главные системы энергоблока близки к выработке ресурса, управление и продление срока службы ядерной энергетической установки становятся важными проблемами, представляющими интерес. При этом особое внимание следует уделить вопросу безопасности энергоблока, так как вероятность отказа оборудования увеличивается. При этом возникает необходимость исследовать условия эксплуатации энергоблока, поддерживающие продление срока службы АЭС, повышая её долговечность, безопасность и маневренность [96]. Одним из таких условий является режим эксплуатации с минимальными термоциклическими напряжениями оборудования, за счёт уменьшения циклических изменений температур и давления 1-ого и 2-ого контуров [70, 75, 76, 84, 106].

Диссертация состоит из трех глав. В первой главе проведен обзор способов управления энергоблоков с целью повышения их надежности и маневренности при работе в режимах регулирования мощности и частоты энергосистемы. Во второй главе рассматривалась принципиальная возможность регулирования энергоблоков АЭС с целью уменьшения амплитуды отклонений температур и давления в контурах энергоблока, работающего в маневренных режимах. Рассматривалось регулирование расхода теплоносителя в первом контуре как способ повышения надежности, маневренности и экономичности. Третья глава посвящена анализу системы регулирования энергоблоков с ВВЭР при регулировании расхода теплоносителя ПК и получению динамических характеристик регулирования.

Исследование характеристик энергоблока, в качестве примера АЭС с реактором ВВЭР-440, проведено на основе математических моделей. Математическое моделирование элементов энергоблока, принципы которого обоснованы в работах многих авторов [1, 4, 21, 23, 34, 38, 45, 50], нашло широкое применение при анализе их статических и динамических

11

Обоснование разработанных в диссертации моделей основано на сравнении полученных расчетных характеристик с экспериментальными характеристиками энергоблока АЭС. Модель энергоблока включает уравнения тепломассообмена в реакторе, парогенераторах и оборудовании второго контура.

Автор выносит на защиту способы управления энергоблоков с реакторами ВВЭР (в качестве примера ВВЭР-440) с регулированием производительности главных циркуляционных насосов (ГЦН). Приводит исследования полученных статических и динамических характеристик энергоблока, принципиальную схему регулирования и анализ экономичности.

3.4. Выводы по главе 3

Произведено моделирование регулятора расхода ПК т.е. настройка (кр и Тр) ПИ-регулятора. Выполнен анализ устойчивости переходных процессов при работе регулятора и определены области устойчивости для программ регулирования р2 = const и Тср = const. Составлена расчетная схема регулирования энергоблока при регулировании расхода теплоносителя. Построены переходные процессы при программах регулирования р2 = const, Тср = const с постоянным и регулируемым расходами с целью их сравнения. Переходные процессы при р2 = const показали, что при переменных режимах регулирование расходом теплоносителя приводит к минимальным колебаниям температур теплоносителя в ПК. Также при регулировании расходом требуется меньшее перемещение стержней СУЗ, чем при постоянном расходе. Этот фактор приводит к уменьшению аксиальной неравномерности поля энерговыделения в A3. Переходные процессы при программе Тср = const показали, что, используя БРУ-А и БРУ-К для поддержания давления ВК в определенном диапазоне, можно принимать эту программу регулирования для минимизации колебаний температур и давления в ПК и ВК. Сделано сравнение динамических отклонений температур и давления в ПК при изменении расхода теплоносителя путем регулирования частоты питания ГЦН и поочередного отключения части ГЦН. Минимальные колебания температуры и давления получены при регулировании частоты питания ГЦН.

Заключение

• Для повышения качества регулирования частоты и стабильной работы перспективных энергосистем АЭС должны принимать участие в регулировании мощности и частоты в нормальных и аварийных режимах. Так как АЭС - элемент энергосистемы, стабильность энергосистемы важна для надежной и безопасной работы самой АЭС.

• В настоящее время, эксплуатация АЭС в маневренном режиме требует расширение регулировочного диапазона и повышение надежности.

• Существующие программы регулирования, с постоянным расходом теплоносителя в первом контуре, при изменении мощности существенно изменяют температурное состояние оборудования энергоблока. Это приводит к термоциклическим напряжениям, которые в свою очередь, могут привести к малоцикловой усталости металлов оборудования. Возникает необходимость найти такую программу регулирования, которая при изменении мощности блока, может обеспечивать постоянство параметров (температуры и давления) в первом и втором контурах энергоблоков с ВВЭР.

• Чтобы одновременно повышать надежность, маневренность и экономичность АЭС изменения параметров могут быть минимизированы регулированием расхода теплоносителя в первом контуре, при изменении мощности блока.

• Существуют разные способы регулирования расхода, но самый удобный, эффективный и экономичный способ — регулирование расхода теплоносителя изменением производительности ГЦН, с помощью регулирования частоты питания асинхронного двигателя насоса. Тиристорные преобразователи частоты могут быть использованы для регулирования частоты (и соответственно напряжения) питания двигателя ГЦН.

• Рассмотрена возможность регулирования расхода теплоносителя первого контура с целью уменьшения отклонений параметров (давления и температуры) 1-го и 2-го контуров. Построены статические характеристики для программ регулирования р2 = const, Тср = const и комбинированной программы при регулируемом расходе теплоносителя первого контура.

• Сравнение характеристик при постоянном и регулируемом расходах для программы р2 = const показало, что при регулируемом расходе теплоносителя удается удержать температуры Твых и Тср первого контура практически неизменными, в диапазоне изменения мощности 40% - 100% от номинальной.

• При программе Тср = const, с уменьшением мощности от 100% до 50%, регулирование расхода обеспечивает постоянную температуру на входе и выходе реактора и меньший рост давления (на -0.4-0.5 МПа) во ВК, по сравнению с постоянным расходом.

• Произведен анализ условий теплоотдачи в активной зоне реактора при изменении расхода. Анализ показал, что при изменении расхода, согласно соотношению (2.14), коэффициент запаса до возникновения кризиса теплоотдачи увеличивается.

• Анализ экономичности показал, что при работе энергоблока на мощности меньше номинальной, уменьшение расхода теплоносителя дает значительную экономию электроэнергии. При этом КПД нетто блока не уменьшается, при изменении мощности от 100 % до 60 %. При уменьшении мощности блока от 100 % до 60 % потребляемая мощность ГЦН уменьшается на 80 %.

• Произведено моделирование регулятора расхода первого контура т.е. настройка (кр и Тр) ПИ-регулятора. Выполнен анализ устойчивости переходных процессов при работе регулятора и определены области устойчивости для программ регулирования р2 = const и Тср= const.

• Составлена расчетная схема регулирования энергоблока при регулировании расхода теплоносителя. Построены переходные процессы при программах регулирования р2 = const, Тср = const с постоянным и регулируемым расходами с целью их сравнения.

• Переходные процессы при р2 = const показали, что при переменных режимах регулирование расходом теплоносителя приводит к минимальным колебаниям температур теплоносителя в ПК.

• Переходные процессы при программе Тср = const показали, что, используя БРУ-А и БРУ-К для поддержания давления ВК в определенном диапазоне, можно принимать эту программу регулирования для минимизации колебаний температур и давления в ПК и ВК.

• Сделано сравнение динамических отклонений температур и давления в ПК при изменении расхода теплоносителя путем регулирования частоты питания ГЦН и поочередного отключения части ГЦН. Минимальные колебания температуры и давления получены при регулировании частоты питания ГЦН.

• При программе р2 = const с регулированием расхода требуется меньшее перемещение стержней СУЗ, что приводит к уменьшению аксиальной неравномерности поля энерговыделения. При постоянном расходе требуется дополнительное компенсирование реактивности, высвобождающейся из-за уменьшения температуры в ПК в результате отрицательного эффекта реактивности.

При проектировании АЭС уменьшение отклонений давления в первом контуре может позволить уменьшить размер компенсатора объема.

Из вышеперечисленного следует, что предлагаемый способ регулирования повышает надежность, маневренность и экономичности энергоблоков с реакторами ВВЭР при изменении мощности от 100 % до 50 % (особенно при p2=const).

1. Агафонова Н.Д., Благовещенский А.Я., Кутузов И. В. Теплогидравлический расчет парогенераторов АЭС,- СПб.: СПбГТУ, 1992. 42 с.

2. Абагян А. А., Лесной С. А., Таратунин В. В. Надежность атомных электростанций и некоторые вопросы технического обслуживания и ремонта // Теплоэнергетика, 1988, № 5. С.8-11.

3. Айрапетян Г. А., Айрапетян Ю. И. Исследование режимов энергосистем с АЭС при снижении частоты и работе АЧР // Электричество, 1974, №.11.

4. Айрапетян Ю. И. Исследование режимов энергоблоков АЭС при аварийных дефицитах мощности в энергосистеме // Энергетика-Известия вузов, 1976, №.12.

5. Алексеев П. Н., Гагаринский А. Ю и др. Требования к атомным станциям XXI в. // Атомная энергия, 2000, т.88, вып. 1.

6. Али Башарат, Иванов В. А. Состояние энергетики в Пакистане // Межвузовская научная конференция «XXVII Неделя науки СПбГТУ»: сборник тезисов докладов,- Санкт-Петербург, 1999. С. 112.

7. Али Башарат, Иванов В.А. Анализ безопасности реактора ВВЭР-440 при уменьшении частоты тока в сети // Межвузовская научная конференция «XXIX Неделя науки СПбГТУ»: сборник тезисов докладов,- Санкт-Петербург, 2001. С.81.

8. Али Башарат, Иванов В.А. Работа реактора ВВЭР-440 при уменьшении частоты в энергосистеме // Международная Студенческая Научная

9. Конференция «Полярное Сияние 2001-Ядерное будущее: безопасность, экономика и право» сборник тез. докл.- Москва, МИФИ, 2001. С. 48.

10. Али Башарат, Лощаков И.И. Регулирование энергоблоков АЭС с ВВЭР при изменении производительности ГЦН // Ядерная энергетика, 2002, № 1. С.53-60.

11. Аракелян Э. К., Туршуджян В. О. Эффективность применения аккумуляторов горячей воды на АЭС с реактором типа ВВЭР при участии их в регулировании графика электрической нагрузки // Электрические станции, 1990, № 8. С. 24-27.

12. Баландин Ю.Ф., Горынин И.В., Звездин Ю.И., Марков В.Г. Конструкционные материалы АЭС. М.: Энергоатомиздат,1984. 280 с.

13. Безруков Ю.А., Астахов В.И. и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реакторов ВВЭР // Теплоэнергетика, 1976, № 2.

14. Береснев Г.М., Боровков В.М. Эксплуатация паротурбинных установок АЭС.-СПб.: Энергоатомиздат, 1986.

15. Беркович В. М., Горохов В. Ф., Татарников В. П. О возможностирегулирования мощности энергосистемы с помощью атомных электростанций // Теплоэнергетика, 1974, № 6.

16. Благовещенский А.Я., Гусев Б. Д., Калинин Р. И. Гидродинамические аспекты надежности современных энергетических установок,- Л.: Энергоатомиздат, 1989.216 с.

17. Бондаренко А. Ф., Грех В. П., Кучеров Ю. Н. и др. Проблемы и задачи синхронного объединения ЕЭС России с европейскими энергосистемами // Электрические станции, 2002, № 4. С. 9-19.

18. Веронский А. Термическая усталость металлов,- Пер. с польск. М.: Металлургия, 1986. 128 с.

19. Виноградов В.Б., Рубин В.Б. Динамические характеристики блока с реактором типа ВВЭР-440 // Электрические станции, 1974, №. 10.

20. Воронин Л.М., Опыт эксплуатации АЭС в СССР // Теплоэнергетика, № 6, 1974. С. 5-11.

21. Головач Е. А., Фрейберг В. Г., Попов Б. С. Динамические характеристики блоков с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000 в некоторых аварийных режимах работы энергосистем // Атомные электрические станции, 1980, вып. 3. С. 148-157.

22. Гохфельд Д.А. Уравнения состояния при малоцикловом нагружение. -М.: Наука, 1981. 244 с.

23. Гохфельд Д.А., Садаков О.С. Пластичность и ползучесть элементов конструкций при повторных нагружениях. Москва "Машиностроение". -1984, 256 с.

24. Григорьева В.А. и Зорина В.М. Тепловые и атомные электрические станции (№.3). М.: Энергоатомиздат, 1989. 531 с.

25. Дацковский JI.X., Абрамов Б.И. и др. Современное состояние и тенденции в асинхронном частотно-регулируемом электроприводе (краткий аналитический обзор) // Электротехника 1996, №10. С. 18-28.

26. Дементьев Б. А., Петров В. А. и др. О маневренных возможностях АЭС с ВВЭР-440 с позиций малоцикловой прочности оборудования // Атомные электрические станции, вып. 12, 1991. С. 107-113.

27. Журенков Б. А., Морозов А. В. Экспериментальный стенд для длительных коррозионных испытаний в условиях тершоциклирования: Повышение долговечности, надежности и безопасности оборудования АЭС. МЭИ, 1987.

28. Зверков В.В., Игнатенко Е.И. Ядерная паропроизводящая установка с ВВЭР-440. М.: Энергоатомиздат, 1987. 200 с.

29. Зверков В.В., Игнатенко Е.И., Волков А.П. Резервы повышения мощности действующих АЭС с ВВЭР-440. М.: Энергоатомиздат, 1987. 80 с.

30. Зверков В.В., Игнатенко Е.И., Кучерский Ю.А., Пыткин Ю.Н. Анализ маневренных характеристик блоков с серийными установками ВВЭР-440 // Атомные электрические станции, 1980, вып. 3. С. 66—71.

31. Зимин В.И. Регулирование скорости вращения электродвигателей. М.: Военное издательство, министерства обороны СССР, 1962. 59 с.

32. Иванов В.А. Регулирование энергоблоков,- Л.: Маш-строение, 1982. 311 с.

33. Иванов В.А. Режимы мощных паротурбинных установок. Л.: Энергоатомиздат, 1986.

34. Иванов В. А. Эксплуатация АЭС. СПб.: Энергоатомиздат, 1994. 384 с.

35. Иванов В.А., Игнатенко Е. И., Пыткин Ю. И., Куликова Г. Г. Современные состояние и перспективы маневренности АЭС с реакторами ВВЭР // Электрические станции, 1984, № 3, С. 7-10.

36. Иванов В.А., Мышкин Н.С., Фомин В.А. Регулирование энергетических установок. Л.: СПбГТУ, 1988. 88 с.

37. Игнатенко Е. И, Пыткин Ю. Н. Маневренность атомных энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1985.

38. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1984, 296 с.

39. Клемен А. И., Шивере кий Е. А. Анализ надежности трубопроводов и сосудов под давлением на АЭС // Атом. Энергия, 1979, т.47 вып.4, С.230-234.

40. Клемен А. И. Надежность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1987.

41. Корниенко А. Г. Атомная энергетика// Электрические станции, 2000, № 1.

42. Костерев Н.В. Моделирование и динамика атомных электростанций при возмущениях в энергосистеме. Киев. Киев, ун-те, 1986. 168 с.

43. Кузнецов В.В. Опыт эксплуатации парогенераторов на АЭС основные проблемы и пути их решения // Атомная техника за рубежом, 1992, № 8.

44. Лейзерович А.Ш., Кириллова В.Б. Использование паровых турбин атомных электростанций для регулирования нагрузки энергосистем // Теплоэнергетика, 1973, № 9.

45. Маргулова Т.Х., Подушко Л.А. Атомные электрические станции. М.: Энергоиздать,1982. 126 с.

46. Марченко Е.А. Анализ эксплуатационных колебании частоты в ЕЭС России и в зарубежных энергосистем // Электричество, 2001. № 2.

47. Наумов А. В. Автоматическое регулирования атомных электростанций с водо-водяными реакторами // Труды ВТИ Усовершенствование систем и теплоэнергетического оборудования АЭС, 1974, вып. 2.

48. Наумов А. В., Шамберев В. М. К выбору программы регулирования АЭС // Труды ВТИ Усовершенствование систем и теплоэнергетического оборудования АЭС, 1974, вып. 2.

49. Нващенко Н.Н. Автоматическое регулирование. М.: Машиностроение, 1978. 736 с.

50. Николаева А.В., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Восстановление механических свойств облученной стали при термическом отжиге // Атомная энергия, 2001, Т. 90, вып. 6.

51. Овчинников Ф. Я., Вознесенский В. А., Семенов В. В. и др. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000. М.: Энергоатомиздат, 1992. 360 с.

52. Овчинников Ф. Я., Семенов В. В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1988. 359 с.

53. Осмачкин B.C., Лысцова Н.Н. Сравнение опытных данных по условиям кризиса теплообмена в моделях топливных сборок реакторов ВВЭР с результатами расчета по методике ИАЭ // Препринт ИАЭ. 2558, 1975.

54. Острейковский В.А. Физико-статистические модели надежности элементов ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1986. 200 с.

55. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций. М.: Энергоатомиздат, 1999. 928 с.

56. Павлов Г. М. Автоматизация энергетических систем. Учебное пособие, Ленинград: 1977.

57. Плачков И.В. Итоги работы энергетической отрасли за 1998 год и первое полугодие 1999 года, перспективные направления развития энергетики // Энергетика и электрификация, июля 1999.

58. Полянин Л.Н., Ибрагимов М.Х., Сабелев Г.И. Теплообмен в ядерных реакторах. -М.: Энергоатомиздат, 1982. 88 с.

59. Попов А. А. Сопротивление зарождению усталостных трещин в зонах концентрации напряжений биметаллических конструкций // Энергомашиностроение, 1988, № 8. С. 30-33.

60. Реализации программы развития атомной энергетики в России // Ядерное общество России , Труд-7, № 173 (23889), сентября 2001.

61. Робожев А.В. Насосы для атомных электрических станций // М.: Энергия, 1979. 136 с.

62. Рубин В.Б. Проблема маневренности атомных электростанций // Атомные электростанции, 1978. С. 5-7.

63. Сандлер А.С., Гусяцкий Ю.М., Затрубщиков Н.Б. Пульсации момента и скорости асинхронного двигателя при питании от автономного инвертора тока. М.: Тр. МЭИ, 1976. С. 5-8.

64. Саркисов А. А., Пучков В. Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок. -М.: Энергоатомиздат, 1989.

65. Совалов С. А., Семенов В. А. Противоаварийное управление в энергосистемах. М.: Энергоатомиздат, 1988. 416 с.

66. Сорокин Д.Н., Таранов Г.С., Григорьев М.М. Анализ переходных и аварийных режимов в АППУ мощностью 1000 МВт (эл.) с вертикальными парогенераторами слабо-перегретого пара // Энергомашиностроение, 1985, №5, С. 15-18.

67. Стрижало В.А. Циклическая прочность и ползучесть металлов при малоцикловом нагружение в условиях низких и высоких температур. Киев, Наукоа думка, 1978. 238 с.

68. Семинар по переменным режимами работы АЭС // Атомная энергия, 1976, т. 40, № 3, С. 266-267.

69. Субботин В. И. и др. Кризис теплоотдачи в трубчатых твэлах атомных энергетических реакторов // Теплоэнергетика, 1974, № 9.

70. Титов В.Ф. Причины повреждения "холодных" коллекторов горизонтальных парогенераторов ПГВ-1000 и меры повышения их эксплутационной надежности и ресурса // Теплоэнергетика, 1993, №12. С.53-61.

71. Тонг Л. Кризис кипения и критической тепловой поток. Пер. с анг., М.: Атомиздат, 1976.

72. Третьяченко Г.Н., Карпинос Б.С. Прочность и долговечность материалов при циклических тепловых воздействиях. Киеве: Наукоа думка, 1990. 256 с.

73. Третьяченко Г.Н., Кравчук Л.В., Куриат Р.И. и др. Термическая усталость материалов в условиях неоднородного термонапряженного состояния. Академия наук украинской ССР. Киев: Наукова думка, 1985. 280 с.

74. Трояновский Б.М., Филиппов Г.А., Булкин А.Е. Паровые и газовые турбины атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1985. 256 с.

75. Трусов Л.П., Миркин И.Л., Горюшина М.Н. Изменение свойств металла паропроводных труб из стали 12Х1МФ в процессе длительной службы // Теплоэнергетика, 1972, №6.

76. Туляков Г.А. Термическая усталость в теплоэнергетике. М.: Машиностроение, 1978. 199 с.

77. Федоров М.П., Иванов В.А., Боровков В.М. и др. Программа развития топливно-энергетического комплекса России на период до 2015 года. СПб.: Изд-во СПбГТУ, 2000. 17с.

78. Фотин Л.П. К определению научно-технических проблем и программных задач повышения эффективности регулирования частоты и мощности в ЕЭС России в условиях конкурентного рынка // Электрические станции, 2002, № 4. С. 20-33.

79. Хрусталев В. А. АЭС с ВВЭР в энергосистемах: пути режимной адаптации // Атомная энергия, т.71, вып. 6, 1991.

80. Чебаевского В.Ф. Насосы и насосные станции. М.: Агропромиздат,1989. 416 с.

81. Booker S., D. Lehnert, N. Daavettila, and E. Palop. Aging Management Guideline for Commercial Nuclear Power Plants-Heat Exchangers.- SAND93-7070, U.S. Department of Energy, Washington, D.C. 1994.

82. Bozin В., Dusic M. Safety aspects of aging and repetitive loading at Krsko NPP // Proceedings of an international symposium on "Safety Aspects of the Ageing and Maintenance of Nuclear power plants". Vienna: IAEA, 1988. P. 257-267.

83. Cherkassky V.M. Pumps and compressors (translated from Russian). Moscow: Mir publishers, 1980. 392 p.

84. Collier J., Davies M., Carne L. PWR pressure vessel integrity-design for safety // Atom, 1982, June, N308. P. 127-131.

85. Frewer H., Keller W., Sparhuber R. Stade nuclear power station // Nuclear Eng. Int., 1969, v. 14, No. 152, P. 25-31.

86. Gabriel R., Leonard W. Microprocessor control of induction motor. Proc. IEEE Int. Semicond. Power Conv., 1982. 385 p.

87. Guy К. R. Pump Monitoring and Analysis, NUREG/CP-0123 // Proceedings of the Second NRC/ASME Symposium on Pump and Valve Testing. Washington, D.C.: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1992. P. 95-114

88. Hashemian H.M., Petersen К. M., Kerlin T. W. and others. Degradation of Nuclear Plant Temperature Sensors. NUREG/CR-4928. Washington, D.C.: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1987.

89. Hashemian, H.M., К. M. Petersen, R. E. Fain. Effect of Aging on Response Time of Nuclear Plant Pressure Sensors. NUREG/CR-5383. Washington, D.C.: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1989.

90. International Atomic Energy Agency. Safety aspects of the ageing and maintenance of nuclear power plants // Proceedings of a symposium 1987. Vienna: 1988.

91. Lescol J., Hall V., Wilhelm W. Palisades PWR nuclear power station // Nuclear Eng. Int., 1970, v. 15, No. 164, P. 40-42.

92. Manson S.S. Thermal stress and low-cycle fatigue. New York: McGraw-Hill, 1974. 344 p.

93. Mourogov V. M. Nuclear power development: Global challenges and strategies // IAEA Bulletin, 1997, No. 39/2.

94. Pavlov G.M. under frequency load shedding in power system. Text book. St. Petersburg: SPbSTU, 1997. 48 p.

95. Robert M., Stephen J. Automatic control engineering. New York: 1961. 402 p.

96. Senior Expert Symposium on electricity and environment. Helsinki, Finland, 1315 May // Key issues papers IAEA. - Vienna: 1991.

97. Shahl V. N., S. K. Smith, U. P. Sinha. Insights for Aging Management of Light Water Reactor Components, NUREG/CR-5314-V5, EGG-2562, 1994.

98. Shah2 V. N., and P. E. MacDonald, eds. Aging and Life Extension of Major Light Water Components. Amsterdam: Elsevier, 1993.

99. Subudhi, M., E. Burns, and J. Taylor. Operating Experience and Aging-Seismic Assessment of Electric Motors. NUREG/CR-4156, BNL-NUREG-51861. New York: Brookhaven National Laboratory, Upton, 1985.

100. Variable Frequency Derive Application Guide; Honeywell // USA. 2001. 53 p. Источники из Интернета

101. BCC company, http://www.bcc.spb.ru/bcc/index.html

102. Benefits of variable speed drives. http://www. VFDs.com

103. Marshall Institute, Inc., Customized Training & Consulting to Industry.http://www. marshallinstitute.com:

104. Московский энергетический институт. 2001 "CHIPNEWS". http://chipnews.gaw.ru/html.cgi/arhiv/99 01/stat2.htm

105. Motor Solutions. Government of Australia. http://www.isr.gov.au/motors/motor/system.html.

106. ОАО "научно-исследовательский институт по передаче электроэнергии постоянным током высокого напряжения", Санкт-Петербург. Научно-технический прогресс 2000. http://www.rcom.ru/niipt

107. ОАО "Завод Преобразователь". Украина. Запорожье. http://www.reis.zp. ua/preobraz/preob ru/produkc/pu/2.htm

108. Пресс-центр концерна "Росэнергоатом", 07 августа 2001. hup://www. rosatom. ru/pr center/index info, html