На правах рукописи
Башарат Али
Повышение надежности и маневренности
энергоблоков с водо-водяными реакторами за счёт
регулирования расхода теплоносителя
Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая
проектирование, эксплуатацию и вывод из
эксплуатации
Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук
Санкт-Петербург 2002
Работа выполнена в Санкт-Петербургском государственном политехническом университете.
Научный руководитель: доктор физико-математических наук, профессор Лощаков И. И.
Официальные оппоненты:
доктор технических наук, профессор Благовещенский А. Я.
кандидат технических наук, Кутахов А. Г.
Ведущая организация: ОАО «Центральный котлотурбинный институт им. И. И. Ползунова».
Защита диссертации состоится 18 июня 2002 г. в 18 часов на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в Санкт-Петербургском государственном политехническом университете по адресу:
195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, д. 29, в аудитории 411 ПКГ.
С диссертацией можно ознакомится в фундаментальной библиотеке СанктПетербургского государственного политехнического университета.
Автореферат разослан 2002 г.
Ученый секретарь диссертационного совета Григорьев К.А.
OБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность темы.Развитие ядерной энергетики требует решения ряда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся, прежде всего, повышение безопасности, надежности, эффективности и экономичности вновь создаваемого и уже используемого основного оборудования атомных энергоблоков с водоводяными реакторами (ВВЭР). Решение этих вопросов должно быть связано с изучением возможности адаптации таких энергоблоков к условиям их работы в современных и перспективных энергосистемах. Эти особенности становятся наиболее важными при возрастании доли выработки энергии на АЭС с водоводяными реакторами в крупных энергообъединениях. В настоящее время и в будущем, несомненно, к ядерным энергетическим установкам будут предъявляться повышенные требования, связанные с маневренностью и надежностью. Условия эксплуатации должны быть такими, чтобы с повышением маневренности не ухудшалась надежность.
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. 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. 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.
Таким образом, применение способов регулирования, с целью повышения надежности, маневренности и экономичности – актуальная задача.
Цель работы. Целью исследований в диссертации является определение способов регулирования энергоблоков с ВВЭР при их работе в маневренном режиме, удовлетворяющих следующим условиям:
повышению надежности и маневренности;
повышению экономичности;
автоматизацией предлагаемого способа и изменением принципиальной схемы регулирования.
Научная новизна. К новым научным результатам относятся:
— анализ способов регулирования производительности главных циркуляционных насосов (ГЦН);
— анализ теплопередачи в активной зоне реактора при регулировании расхода;
— повышение долговечности и надежности оборудования, особенно парогенераторов, вследствие уменьшения амплитуды колебания температур оборудования первого и второго контуров;
— повышение маневренности за счет минимизирования изменений температур в — экономия мощности, потребляемой ГЦН, т.е. увеличение КПД (нетто) Достоверность и обоснованность результатов работы.
Полученные характеристики изменения основных параметров АЭС с высокой точностью совпадают с многочисленными теоретическими и экспериментальными характеристиками, полученными другими исследователями. Новые характеристики получены на апробированных таким образом моделях энергоблоков.
Практическая ценность работы. Предложенная программа регулирования может быть реализована на действующих АЭС с водо-водяными реакторами практически без их реконструкции. При этом существенно повышаются их эксплуатационные качества.
Автор выносит на защиту:
способ управления энергоблоков с реакторами ВВЭР (в качестве примера ВВЭРс регулированием производительности ГЦН;
исследования полученных статических и динамических характеристик энергоблока;
принципиальную схему регулирования и анализ экономичности.
Апробация работы.
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на “XXVII Неделя науки СПбГТУ”, межвузовской научной технической конференции "Состояние энергетики в Пакистане" (С-Петербург 1999 г.); на “XXIX Неделя науки СПбГТУ”, межвузовской научной технической конференции "Анализ безопасности реактора ВВЭР-440 при уменьшении частоты тока в сети" (С-Петербург 2001 г.); на международной конференции молодежного отделения ядерного общества России «Полярное сияние - ядерное будущее: безопасность, экономика и право» "Работа реактора ВВЭР-440 при уменьшении частоты в энергосистеме" (С-Петербург, г.); на международной конференции молодежного отделения ядерного общества России «Полярное сияние - ядерное будущее: безопасность, экономика и право»" Улучшение характеристик регулирования энергоблока АЭС с ВВЭР" (С-Петербург, 2002 г.); в журнале «Ядерная энергетика» “Регулирование энергоблоков АЭС с ВВЭР, при изменении производительности ГЦН” (№ 1, 2002); на «Sixth International Workshop on New Approaches to High-Tech: Nondestructive Testing and Computer Simulations in Science and Engineering» “Minimizing aging processes in equipment of NPP with PWR by regulating the primary coolant circulation” (St. Petersburg, 2002); на VI Всероссийской конференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследования в технических университетах» “Уменьшение малоцикловой усталости оборудования АЭС с ВВЭР за счёт управления расходом теплоносителя первого контура” (С-Петербург, 2002.); на VI Всероссийской исследования в технических университетах» “Уменьшение малоцикловой усталости оборудования АЭС с ВВЭР за счёт управления расходом теплоносителя первого контура” (Санкт-Петербург, 2002.); на международной научно-практической электроэнергетики России» “Участие АЭС с ВВЭР в регулировании частоты при аварийном дефиците активной мощности в энергосистеме” (С-Петербург, 2002).
Публикации результатов работы. Результаты диссертации отражены в восьми публикациях.
Структура и объем диссертации.
использованной литературы из 115 источников. Диссертация выполнена на страницы, содержит 37 рисунков и графиков.
КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
На АЭС с реакторами ВВЭР применяют несколько программ регулирования мощности при постоянном расходе теплоносителя. Эти программы имеют свои преимущества и недостатки.
Одним из основных недостатков применяемых программ регулирования является значительная амплитуда колебаний основных параметров (температур и давления) энергоблока при переменных режимах работы. Эти колебания могут приводить к малоцикловой усталости металла энергооборудования, уменьшая, тем самым, надежность и долговечность АЭС. Один из способов, чтобы избежать этого недостатка – регулирование расхода теплоносителя через реактор при переменных режимах.
На основании обзора литературных источников сформулированы задачи исследований:
- исследование возможности регулирования расхода теплоносителя в первом контуре АЭС с ВВЭР (в качестве примера, с ВВЭР-440) в соответствии с изменением мощности;
- сравнительный анализ статических и динамических характеристик программ регулирования при постоянном и регулируемом расходах теплоносителя в ПК энергоблока;
- исследование (усовершенствование) системы автоматического регулирования энергоблока, с помощью которой возможно реализовать предлагаемую программу регулирования с переменным расходом теплоносителя, повысить надежность и маневренность энергоблоков с водо-водяными реакторами.
Изменение числа находящихся в работе петель, при изменении нагрузки блока, позволяет уменьшить необходимый диапазон изменения давления во втором контуре (ВК) и увеличить пределы регулирования мощности реактора. Испытания, проведенные на Кольской АЭС, и расчеты показали принципиальную возможность реализации подобной программы.
Известно, что для оборудования ПК энергоблока более благоприятна программа регулирования с постоянной средней температурой в 1-ом контуре (Тср = соnst), а для оборудования ВК программы регулирования с постоянным давлением во ВК (p2 = const). В связи с этим заслуживает внимания рассмотрение возможностей удержания постоянными как можно большее число параметров.
Поскольку изменения температур приводят к процессам старения оборудования АЭС, желательно температуры в первом и втором контурах поддерживать постоянными при изменении мощности блока. Таким образом, можно исследовать изменение расхода теплоносителя в ПК при изменении мощности блока.
В стационарном режиме тепловая мощность блока q, в относительных единицах, можно определить следующими уравнениями:
(баланс между первым и вторым контурами) и (баланс между входом и выходом реактора), где В этих уравнениях а1, а2 – постоянные; расход теплоносителя через реактор; t4, t1 температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны в относительных единицах; g – относительный расход теплоносителя в ПК; q – тепловая мощность реактора; u – коэффициент теплопередачи между первым и вторым контурами в относительных единицах;
номинальные значения коэффициента теплопередачи в парогенераторе от 1-ого контура к металлу трубок парогенератора и от металла ко 2-ому контуру; хм, м – толщина и теплопроводность труб парогенератора; 2, р2 – относительное и абсолютное давление во ВК; Tвых, Tвх – температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны.
Относительные значения параметров были определены следующим образом:
где индекс `0` соответствует номинальным значениям параметров.
Решая уравнения (1) и (2), можно определить параметры: Tвых, Tвх, p2, g и характеристики блока при различных программах регулирования с переменным расходом теплоносителя в ПК. В качестве примера рассматривается энергоблок АЭС с ВВЭР – 440. Таким образом, расход g принимает вид:
Рассматривался характер изменения параметров при p2 = const и Твых = const.
При этом, t1=1, 2 =1.
Уравнение (3) можно решить, используя зависимость t4 =f(t1, q, g, 2), t1, и 2, итеративным методом. Минимальные изменения температуры t1 в диапазоне мощностей от 100 – 40 % были получены, используя следующую аппроксимацию:
Рис.1. Изменение температур в зависимости от тепловой мощности реактора q при постоянном давлении p2: Твых, Твх - температуры на выходе и входе реактора; Тср средняя температура в ПК; Тs - температура насыщения во ВК; цифры - 0 и - указывают значения параметров при постоянном и переменном расходах.
Изменяя расход теплоносителя в 1-ом контуре в соответствии с уравнением 4, были получены закономерности изменения основных параметров энергоблока в зависимости от его мощности q при постоянном давлении пара p2 во ВК (рис.1). Из рисунка видно, что при изменении мощности в интервале 100 – 40 %, при постоянном расходе g, температура на выходе из реактора уменьшается на ~ 250 С.
При изменении расхода g температура Tвых остаётся практически постоянной.
Отклонение средней температуры при постоянном расходе g оказывается на ~12 0С больше, чем при регулируемом. Отклонение температуры Твх при регулируемом расходе g незначительно больше, чем при постоянном расходе.
Для исследования статических характеристик энергоблока c регулируемым расходом, принимались Твых = const и Твх = const ( t1= 1, t4=1 ) т.е. Тср = const. При этом уравнение (3) принимает вид:
Рис.2. Изменение температуры в зависимости от тепловой мощности реактора q при программе Тср = const: Твых, Тех - температуры на выходе и входе в реактор; Тср средняя температура в ПК; Тs - температура насыщения во ВК; цифры 0и указывают значения параметров при постоянном и переменном расходах.
Изменение параметров для программы регулирования с постоянной средней температурой теплоносителя в ПК и с регулированием расхода g в соответствии с (5) показано на рисунке 2. В этом случае температура на входе и выходе из реактора при переменном расходе g не меняется, в то время как при постоянном расходе температуры на входе и выходе одновременно изменяются на