Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Улучшение эксплуатационных характеристик энергоблоков с водо-водяными реакторами путём оптимизации программы регулирования

Диссертация: Улучшение эксплуатационных характеристик энергоблоков с водо-водяными реакторами путём оптимизации программы регулирования
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

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… Читать ещё >

Содержание

  • 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-

Улучшение эксплуатационных характеристик энергоблоков с водо-водяными реакторами путём оптимизации программы регулирования (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

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.

Показать весь текст

Список литературы

  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. 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. 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. 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. Е. А. Выбор и исследование системы регулирования мощности турбины.—Изв. вузов. Энергетика, 1976, № 12, с. 69−74.
  14. 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. .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. 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. В.А. Регулирование энергоблоков.-Л.: Машиностроение. Ленинградское отделение, 1982.-311 с.
  20. В.А. Режимы мощных паротурбинных установок.-2-е изд., перераб. и доп. .- Л: Энергоатомиздат, Ленинградское отделение. -1986.-248 с.
  21. В.А. Эксплуатация АЭС: Учебник для вузов.-СПб.: Энергоатомиздат. Санкт-Петербургское отделение. 1994.-384 с.
  22. 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. Д.Д. Термодинамические циклы атомных электростанций.—М-Л.: Госэнергоиздат, 1963.
  29. 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. А.Ш., Кирилов В. Б., Оптимизация пусков турбин АЭС методом математического моделирования. Теплоэнергетика. — 1976. -№ 2. с.32−36
  32. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. .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.
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?