автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Улучшение эксплуатационных характеристик энергоблоков с водо-водяными реакторами путём оптимизации программы регулирования

Введение

ГЛАВА 1.Обзор литературы и постановка задачи

11. Способы продления рабочей кампании водо-водяных реакторов

12. Работа энергоблока в период продления рабочей кампании с переменной структурой тепловой схемы 11 1.3. Пути улучшения экономичности ядерного топливного цикла 15 1 А. Программы регулирования энергоблоков с ВВЭР

1.5. Опыт внедрения и эксплуатации работы энергоблоков в период продления рабочей кампании

1.6. Постановка задач исследования в диссертации

ГЛАВА 2. Анализ характеристик изменения мощности энергоблоков с водо-водяными реакторами при работе в период продления рабочей кампании 28 2.1 Анализ режимов работы энергоблоков с водо-водяными реакторами в период продления рабочей кампании

2.2. Анализ характеристик энергоблоков с водо-водяными реакторами в период продления рабочей кампании

2.3. Отключение регенеративных подогревателей как способ повышения мощности энергоблоков

2.4. Использование обвода питательной воды вокруг регенеративных подогревателей

ГЛАВА 3. Синтез системы и исследование системы автоматического регулирования энергоблока в период продления рабочей кампании 54 3.1. Синтез системы автоматического управления энергоблоком в период продления рабочей кампании

3.2. Математическая модель энергоблока с водо-водяным реактором 61 3.2.1 Анализ устойчивости и качества переходных процессов системы автоматического регулирования.

3.3. Работа блока с автоматическим обводом ПВД в период продления рабочей кампании

3.4. Характеристики системы регулирования энергоблока в период продления рабочей кампании при регулировании суточного графика нагрузок энергосистемы

ГЛАВА 4. Энергоблок как объект с переменной структурой 87 Заключение 96 Список литературных источников 97 Приложение 1 105 Приложение

Список принятых обозначений

Р-Р- реактор; а.з - активная зона; регулирующая сборка СУЗ;

Ист - относительное перемещение стержней реактора; СУЗ - система управления и защита реактора; сервопривод стержней СУЗ; £рнм - задатчик нейтронной мощности;

РНМ - регулятор нейтронной мощности (регулятор плотности потока нейтронов); рмб - задатчик регулятор мощности; РМБ - регулятор мощности блока; \г - относительная мощность турбины; Хзад- заданная мощность; 9Т- относительная температура топлива;

81 - относительная температура теплоносителя на выходе из первого контура;

02 - относительная температура на входе в парогенераторе; в3 - относительная температура на выходе из парогенератора; 04 - относительная температура теплоносителя на входе в активной зоне

0М - относительная температура метало в парогенераторе; 8ав- относительная температура питательной воде; й>бв - относительная перемещение обводного клапана; %т - датчик давления; П - автоматический переключатель; МУТ - механизм управления турбиной;

С - сервомотор; лт - относительное перемещение регулирующего клапана турбины РК - регулирующие клапаны турбины. Ф - частота ротора; 8 - коэффициент неравномерности; РЧ - регулятор частоты; Т - турбина;

Г - электрический генератор;

К - конденсатор;

ЗД - задатчик давления; регулятор давления пара во втором контуре;

ПГ - парогенератор;

ПВД, ПНД - подогреватели высокого, низкого давления;

ППК - период продления кампании;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

АиТЭУ - Атомные и тепловые энергетические установки;

Твэл - тепловыделяющий элемент;

АЭС - Атомные электрические станции;

Развитие ядерной энергетики требует решения ряда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся, преледе всего, повышение безопасности, надежности, эффективности и экономичности вновь создаваемого и уже используемого основного оборудования атомных энергоблоков с водо-водяными реакторами. 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-водяным реактором в крупных энергообъединениях [1].

К основным факторам, способствующим развитию ядерной энергетики, следует отнести ее значительные топливные ресурсы, с учетом возможности производства ядерного топлива в реакторах, экономическую целесообразность (особенно для регионов с бедными энергетическими ресурсами) и, наконец, неизмеримо меньшее воздействие на окружающую среду при проектных режимах работы АЭС по сравнению с электростанциями на органическом топливе.

Все это дает основание считать, что ядерная энергетика может и должна обеспечить растущие энергетические потребности при минимальных экологических последствиях. Основу ядерной энергетики в настоящее время составляют и в предстоящий период, будут составлять, АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. В дальнейшем будут постепенно сооружаться АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. При этом в ядерной энергетике будут в определенной пропорции сочетаться АЭС с реакторами на тепловых нейтронах и АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, обеспечивающие расширенное воспроизводство вторичного ядерного топлива и тем самым использование для выработки электроэнергии изотопа урана (238U). Этот изотоп составляет 99,3% всех природных запасов нуклидов урана. В будущем должны быть реализованы также шаги к использованию ядерной энергии для теплофикации путем создания атомных станций теплоснабжения (ACT) и атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ).

В настоящее время к ядерным энергетическим установкам предъявляются повышенные требования, связанные с маневренностью и приёмистостью. Эти качества могут быть обеспечены как за счёт повышения эксплуатационных характеристик основного и вспомогательного оборудования АЭС, так и оптимизации существующих тепловых схем и систем регулирования, а также внедрения новых схем и систем управления, в которых реализована теория энергоблока как объекта с изменяющейся структурой [19].

Работа состоит из четырех глав. В первой главе проведен обзор способов улучшения эксплуатационных характеристик АЭС за счёт оптимизации режимов работы, и изменения структуры тепловой схемы и схемы регулирования. Вторая глава посвящена получению и анализу характеристик энергоблоков с водо-водяными реакторами при их работе в период продления рабочей кампании, а также дано описание принципов математического моделирования элементов энергоблоков. Третья глава посвящена синтезу системы регулирования энергоблоком с водо-водяным реактором, получению динамических и статических характеристик регулирования и их анализу. В четвертой главе полученные результаты обобщаются в предположении, что в процессе кампании 5 в энергоблоке происходят структурные изменения как в тепловой схеме,так и в системе.

Исследование характеристик энергоблоков АЭС проведено на основе математических моделей. Математическое моделирование элементов энергоблоков, принципы которого обоснованы в работах многих авторов, нашло широкое применение при анализе их статических и динамических характеристик, в том числе при противоаварийном регулировании энергосистемой. Обоснование разработанных в диссертации моделей основано на сравнении полученных расчетных характеристик с экспериментальными характеристиками энергоблоков АЭС, полученных в работах других авторов.

Автор выносит на защиту способы работы энергоблока с ВВЭР в период продления рабочей кампании, полученные характеристики энергоблоков, принципиальную схему регулирования энергоблоком за счёт управления структурой тепловой схемы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Обвод ПВД в период продления рабочей кампании водо-водяных реакторов позволяет в течение 10 - 20 суток поддерживать при скользящем давлении пара номинальную мощность реактора. Мощность энергоблока при этом плавно снижается на 2,7% от номинального значения. Без обвода ПВД мощность блока снижается на 12%.

2. Обвод ПВД в период продления рабочей кампании позволяет по сравнению с другими способами работы получить максимальную дополнительную выработку электроэнергии до 400 МВт сут по сравнению с отключением ПВД и до 1300 МВт сут по сравнению со способом без воздействия на регенеративные подогреватели в зависимости от значения температурного коэффициента реактивности и темпа выгорания топлива.

3. Для бездеаэраторных тепловых схемам турбоустановки предложено отключение ПНД, позволяющее на 7% повысить мощность блока после обвода ПВД и на 15% по сравнению со способом без воздействия на систему регенерации.

4. Обвод ПВД вносит наименьшее возмущение в температурное состояние металла подогревателей.

5. Разработана простая схема регулирования энергоблоком в период продления рабочей кампании со скользящим давлением пара с использованием автоматического обвода ПВД. Схема реализуется введением в существующую схему дополнительных связей. Получены динамические характеристики энергоблока в период продления рабочей кампании, подтверждающие возможность участия энергоблока в регулировании суточных графиков нагрузок и частоты в энергосистеме. Разработанная схема может быть применена при любом режиме работы с минимальными запасами реактивности.

6. Результаты диссертации подтверждают необходимость разработки теории энергоблоков как объекта с переменной структурой.

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

2. Анализ работы энергоблока ВВЭР-1000 с отключенными подогревателями высокого давления. В.А. Иванов, В.М. Боровков, С.Е. Голубев, С.Н.Г Глыга. Труды ЦКТИ, выпуск 221, Ленинград, 1985. с.49-53.

3. Анализ системы регулирования энергоблока АЭС с ВВЭР при работе на скользящем давлении пара / М.Х.Гуревич //Энергомашиностроение, 1981. — №12. с. 15-18.

4. Атомная энергетика/ A.M. Петросьянц М.: Энергоатомиздат. ~ 1976.

5. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффекты/Р.З.Аминов, ВАХрусталев, А.С.Духовенский, А.И.Осадчий.-М.: Энергоатомиздат, 1990.-268 с.

6. Бартоломей Г. Г. и др. Основые теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат. -1989.

7. Бездеаэраторные тепловые схемы мощных паровых турбин/ Ефимочкин Г.И.//Теплоэнергетика, 1990.- № 5.С.26-31.

8. Букринский А. М., Задорожная И. Н. Математическая модель для расчета переходных процессов с глубокими возмущениями для блока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором. — Тр. ВТИ, 1977, № 11, с. 176—211.

9. Владимиров В. И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов 4-е изд., переб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 304 с.

10. Ю.ВолковА. П., Трофимов Б. А., Игнатенко Е. И. Работа №1 блока Кольской АЭС на температурном и мощностном эффектах.— В кн.: Атомные электрические станции. Вып. 2. М.: Атомиздат, 1979.

11. Воронин Л- М. Опыт эксплуатации АЭС в СССР. — «Теплоэнергетика». 1974. № 6. с. 6—11.

12. Ганчев Б.Г.и др. Ядерные энергетические установки. М.: Энер-гоатомиздат. -1983.

13. Головач Е. А. Выбор и исследование системы регулирования мощности турбины.—Изв. вузов. Энергетика, 1976, №12, с. 69-74.

14. Головач Е. А., Фрейберг В. Г., Попов Б. С. Приемистость энергоблоков с водоохпаждаемыми реакторами и влажнопаровыми турбинами при дефиците мощности в энергосистеме. — В кн.: Атомные электрические станции. Вып. 3,1980, с. 148—156.

15. Десятилетний опыт эксплуатации Нововоронежской АЭС. Материал научно-технической конференции. Сентябрь 1974. Нововоро-неж,1974.

16. Динамика контура естественной циркуляции вертикального парогенератора насыщенного пара. Труды ЦКТИ, 1985, вып. 217 с.З- 7

17. Дементьев Б.А. д.т.н., Петров В.А., к.т.н, Проскуряков А.Г., Пучков В.В., инженеры МЭИ — ВНИИ АЭС/ Расширение регулировочного диапазона энергоблоков с реакторами ВВЭР/ Теплоэнергетика, 1984, №2, с. 9—11.

18. Иванов В. А., Боровков В. М., Слесаренко В. В. Куликова Г. Г-Выбор программы регулирования мощных энергоблоков атомных электростанций. — «Известия АН СССР. Энергетика и транспорт». 1977, Л.:, с. 3—11.

19. Иванов В.А. Регулирование энергоблоков.-Л.: Машиностроение. Ленинградское отделение, 1982.-311 с.

20. Иванов В.А. Режимы мощных паротурбинных установок.-2-е изд., перераб. и доп. .- Л: Энергоатомиздат, Ленинградское отделение. -1986.-248 с.

21. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС: Учебник для вузов.-СПб.: Энергоатомиздат. Санкт-Петербургское отделение. 1994.-384 с.

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

23. Исследование динамики второго контура блоков АЭС с ВВЭР// М.Х. Гуревич, В.Е. Ким, Е.А. Головач, В.И. Сенкин/Труды ЦКТИ. 1985. - Вып. 224, с. 3-9.

24. Исследование работы СПП-1000 в составе головной турбоуста-новки К-1000-60/1500 на блое №1 Южно-украинской АЭС. H.A. Шубин, Е.И. Федорович, В.В. Спелов, А.К.Бурнышев. Труды ЦКТИ, 1986. вып.232 с. 89-95.

25. Исследование работы СПП-1000 в составе головной турбоуста-новки К-1000- 60/1500 на блоке №1 ЮУАЭС. Тр. ЦКТИ. - 1986 -Вып.232, с. 89-91.

26. Исследование работы энергоблока ВВЭР-440 с отключенными ПВД/ В.А. Иванов, В.М. Боровков, Г.Г.Куликова и др.//Энергетика.-1985.№1.

27. Исследование режима импульсной разгрузки паровой турбины моноблока АЭС с реактором ВВЭР-1000// В.А. Иванов, Н.М. Кузнецов, М.Х. Гуревич, Ю. В. Ожиганов/ Энергомашиностроение. 1978. - №2, с. 22-24.

28. Калафати Д.Д. Термодинамические циклы атомных электростанций.—М-Л.: Госэнергоиздат, 1963.

29. Кириллов И.И., Иванов В.А., Кириллов А.И. Паровые турбины и паротурбинные установки.-Л.: Машиностроение, Ленинградское отделение, 1978.-276 с.

30. Конттинен М- Ю., Мокроусов В. А., Кальнищевский В. Я. Гарантийные испытания АЭС «Ловииса-2» в Финляндии.— Теплоэнергетика, 1982, № 7, с. 12-14.

31. Лейзервич А.Ш., Кирилов В.Б., Оптимизация пусков турбин АЭС методом математического моделирования. Теплоэнергетика. - 1976. -№2. с.32-36

32. Лейзервич А.Ш., Левченко Б.Л., к.т.н. Кирилов В.Б. Расчетное исследование переменных режимов турбины К~1000-60/3000 ЛМЗ- Теплоэнергетика. -1976. № 7, с. 21-28.

33. Маневренные АЭС с аккумуляторами тепла/В. М. Болдырев, М. Е. Воронков, Н. М. Синев, В. М. Чеховской.— Атомная энергия. 1981. т. 51, вып. 3, с. 8—14.

34. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для ву-зов.-4-е изд., перераб. и доп.- М.: Высшая школа, 1984.-304 с.

35. Математическое описание переходных процессов в системе промежуточной сепарации и перегрева пара. Труды ЦКТИ, 1992, вып.269, с. 17-19.

36. Мокроусов В. А., Конттинен М. Ю. Гарантийные испытания АЭС «Ловииса-и» в Финляндии- Проверка экономичности и максимальной электрической мощности (нетто).—Теплоэнергетика. 1979, № 12, с. 813.

37. Особенности работы турбоустановки АЭС при скользящем давлении/ В.А. Иванов, В. М. Боровков, Е. И. Игнатенко и др.— Теплоэнергетика. 1979, №6, с. 23—27.

38. Режимы работы турбоустановок АЭС// Аркадьев Б.А./ —М: Энергоатомиздат, 1986—264 е.: ил.

39. Оценка экономичности паротурбинного блока при его участии в регулировании нормальных режимов энергосистемы// B.A. Иванов, Е.О. Кучумова, Г.А. Липатников/ Изв. выс. уч. зав. 1985, с. 45- 49.

40. Программа для ЭВМ БЭСМ-6. Расчет изменения параметров в первом контуре ЯЭУ с реактором типа ВВЭР при аварийных разрывах трубопроводов «Течь-12» / В.П. Спассков, А.К. Подшибякин, С.И.Зайцев и др. М.: ЦНИИатоминформ, №1762/ОФАП -1977,147 с.

41. Программа для ЭВМ БЭСМ-6. Расчет нестационарных режимов энерегетических установок с ВВЭР «Динамика»/ В.П. спассков, Г.А. ВОлков, B.C. волков и др. М.: ЦНИИатоминформ, №1776 /ОФАП 1978, 285 с.

42. Программа развития топливно-энергетического комплекса России на период до 2015 года /М.П.Федоров, ВАИванов, В.М.Боровков, Ю.Н.Бочаров, В.Р.Окороков.-СПб.: Изд-во СПбГТУ, 2000.-17с.

43. Проскуряков А. Г., Калинов В. Ф., Виденеев Е. Н. Экономическая эффективность работы атомного энергоблока с ВВЭР в режиме продления камлании.— Электрические станции, 1987- № 9, с. 5-8.

44. Работа ВВЭР-440 в режиме продления кампании при скользящем давлении во втором контуре/Атомная энер.1989, вып 66, том 3. С.3-6.

45. Разработка и исследование эффективности деаэратора перегретой воды/Бравиков A.M.//Теплоэнергетика. 1990.-№12.- с. 36-41.

46. Расширение регулировочного диапазона энергоблоков с рекато-рами ВВЭР//Б.А. Дементьев, В.А. Петров, А. Г. Проскуряков и др./Теплоэнергетика, №12,1984. С. 9-11.

47. Режимы работы Кольской АЭС в энергосистеме/ А. П. Волков, Б. А. Трофимов, Е. И. Игнатенко, Ю. Н. Пыткин.— Электрические станции, 1979, № 6, с. 6—8.

48. Сигал М.В., Семенов В.В Оценка экономической целесообразности времени продления кампании водо-водяных реакторов АЭС. //Атомные электрические станции. Вып.З. - М.: Энергия, 1980.С.157-162.

49. Сидоренко В.А., Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. -М.гАтомиздат, 1977.-216 с.

50. Сидоров !Л. Н., Ляпин Э. А. Элерт В. В. Улучшение переходных процессов паротурбинных установок воздействием на систему регенерации. —Тр. ЦКТИ, Вып. 122 -1974, с. 115—128.

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

52. Стырикович М. А., Попырин Л. С. Зарубежный опыт применения паротурбинных электростанций для покрытия пиковой и полупиковой частей графиков нагрузки энергосистем. Теплоэнергетика. -1971, №3.

53. Технико-экономические аспекты продления кампании энергоблоков с водо-водяными реакторами корпусного типа// В.А. Иванов, В.М. Боровков, Г.В. Булавкин, С.Е. Голубев, Г.Г. Куликова, С.А Именкова. -Атомные электрические станции, вып.7. 1984, с.17-22

54. Трояновский Б.М. Турбины для атомных электростанций.—М.: Энергия, 1978—230с.

55. Экспериментальное исследование работы энергоблока ВВЭР-440 в конце рабочей кампании при скользящем начальном давлении пара./В. А. Иванов, Е.И.Игнатенко, Г.Г.Куликова и др. // Энергомашиностроение. №4. -1978, с. 68-74.

56. Экспериментальное исследование работы энергоблока ВВЭР-440 с отключенными ПВД// В. А. Иванов. В. М. Боровков. Г. Г. Куликова идр.—Изв. ВУЗОВ. Энергетика, 1985. № 1, с. 65—70.

57. Юза А Уравнения термодинамических свойств воды и водяного пара, предназначенные для вычислительных машин // Теплоэнергетика. -1967.-№1.-с. 80-86.

58. Ядерные энергетические установки; Учебник для вузов/Б. Г. Га нчев, ЛЛКалишевский, Р.С.Демешев и др.; Под общ. ред. H.А.Доллежаля.-М.: Энергоатомиздат, 1983.-504 с.

59. Barkich L. Morpholine and Boric Acid chemistry./ EPRI Amine Workshop. September 25.1990.

60. Barkioh J. L Morpholine and boric acid chemistry — Westinghouse Electric Corporation, NSD — MWP — 0376, SG—90—09—025// EPRI Amine Workshop. 1990. P. 25.

61. Berge P. Can PWR U-tube Steam Generators work safely?// Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems — Water Reactors (Conference Proceedings). Traverse City, Michigan. U.S.A. August 30 — Sept 3.1987.

62. Conventional Generation Electrical World, m. 161, № 20, 1964. Energy Sistems Design Sarvey. Power № 10, 1969.

63. Enriched Boric Acid promises greater flexibility for PWR operators / Nuclear Enging International. 1989. Vol. 10. P. 47.

64. Growing number of utilities consider replacement option./ Nuclear Engng. International. 1990.1. P. 17—19.

65. Murrel M, D. Boiler Simulation PWR Station Dynamics. — In: Proc. Int. Conf. Boiler Dynamic and Control Nucl. Power Station, L., 1973, p. 101 —105.

66. Secondary water chemistry in Japanese PWR/ I. Mai, S. Miyazaki, M.

67. Mizutani, M. Doi// Mitsubishi Heary Jnd. Report. 1989. P. 9.

68. Ту through variations in moderator temperature// Trans. Amer. Nucl. Soc. 1979. v 31.P.115-116.

69. Проблема маневренности атомных электростанций// к.т.н В.Б. Рубин. -Атомные электростанции, 1978, с. 5-7.

70. Особенности работы турбоустановки/В.А.Иванов, Е.И.Игнатенко, А.П.Еперин и др./Яеплоэнергетика.-1979.-№6-с.23-27.

71. Исследование экономичности турбоустановки К-1000-60/1500 ХТЗ и энергоблока 1000 МВт Южноукраинской АЭС/Яеплицкий М.Г.,инж. Юж-техэнерго Теплоэнергетика, 1986, №12, с. 10-17.

72. Исследование режимов работы АЭС с ВВЭР//Аккерман Г., Хам-пель Р., Хентшель Г., Кртшер Ф., Лютцов К. теплоэнергетика,1976, №11, с.85 -87.

73. Энергетические характеристики турбоустановок АЭС/А. В. Ефимов, инж., БА Аркадьев, А.А. Палагин, В.Ю. Иоффе. теплоэнергетика,1981, №9, с. 60-62.

74. Динамические характеристики блоков АЭС при постоянном и скользящем давлении//Е.А. Головач Атомные электрические станции,1982, вып.5, с.93-96.

75. Сравнительный анализ динамических характеристик ЯЭУ с ВВЭР-1000 и парогенераторов различных типов//В.В. Бажанов, А.А. Вавилов, С.С. Давыдов, П.И. Залевский, В.А. Иванов. Энергомашиностроение, 1988, №4, с. 31-33.

76. Анализ системы регулирования энергоблока АЭС и ВВЭР при работе на скользящем давлении пара//М.Х. Гуревич. энергомашиностроение, 1981, №10, с. 29-31.