Введение к работе
Актуальность темы. Развитие, ядерной эпорготака па совромонисм гзпэ опрэдаляотся вазможаостпяи обеспечения базопзсаости с помощью овых подходов» основанных, в первую очерэдь. на реализации пр'лнци-эв сзмозащищенности и использовании эсимпотичосксй безопасности, взлиз рэзкторяых установок нового поколения показывает перепектиз-ость пароводяных энергетических резктаров (ГОЭР) с быстрорезонэнс-ам спектром нейтронов, объединяющих полокитзльнке качзствз ныне уяествуюяих рээкторов-бридвроз с нзтриевьм теплоносителем <високуо йяктивиость топяивоиспаяьзовзвяя) и рэзеторов типз НЗЭР (срзвнк-эльно икзюто кзпззтрэгы). Для изготовления этого реактора ПСВЫЕЗП-зй безопасности планируется использовать хорошо развитую технологию промышленную бгзу БВЭР. Пркмонониз пароводяной скоси в качостЕв зплоносителя для съема теплоты активной зоны обеспечивает ПЗЭР но-Зходимые свойства и влияет пз состав оборудования, характеристики зктрошга-физитеских процессов, параметри термодинамического никла, эяструкгивно-комшновочяыз рогония и т.д. В связи с этим н-* этапах азработки и проектирования ядзрнознврготичэскоа установім (Я2У) с ВЭР необходимы всостороннио исследования, в частности, тохникэ-лономичвскив, направленные- на выбор оптимальных схем и параметров в том числе единичной мощности) энергоблоков* поскольку восьма етуалыш рациональнее использование ерэдетв и высокая обоснован-эегь г.ринимзешх рошеаия.
Диссертационная работа выполнена в соответствии с штанами сс-звных научно-исследовательских работ СЭЯ СО РАН по темам - 1.9.5.3 Комплексная оптимизация схем и пзраивтров новых типов теплосиловых становой" № ГР 811133007); 1.9.3.0 "Союркенствоззниэ методов опта-иззцил'и выбор рациональных, схем-и параметров новых видов экорге-ичэских установок" (N ГР 0I8GCD3IJ3S4); Т.9.2.3 "Принципи л катоды эмпгаксного определения егггимзльяса надежности и резервирования н эльших систбмзх энергетики" (ff ГР 76С6ГО5), с научной нзправлан-зстью рзбот ИАЭ км.й.ВЛСурчатовз - 05-03-...- 8S-I7QI Р(Н5-2С61) Лсследовзния нэатронно-физивдеких. тэплогидрашичзенза хзрзктеркс-ш и рзОотосшеобности ТВС в сбоснованкз зеюганого проекта пзрззо-иного энергетического рэзкторз" (М ГР У34848).
Цель работы состоит в разработка методики схемно -параяотричес-эй оптимизации зкергоблоков АЭС с ШЭР на основа системного подхо-з с учетом надежности, соврэкенных требовании по безспзспости и
связок с яхорнс- (ЯХ) и олзктро-эяэргогической (ЭЭО> систвмаии; в оирэдолокки гаказэтолэа вадодаюсти с учетом термодингкических па-раквтрла, коЕСтрукгКБных и других характеристик оборудования; в разработка и практической реализации соответствующего программво-шчислэтодьного ксиплоксз {ПВК>; в проведении тохнико-зконимичэских исследования энергоблоков АЭС с реактором'типа ШЭР и оценка эффективного уровня косности с учетом системных связей и основных сю&ств изучззуого объекта.
Научная новизна работы. В методическом плзнэ новыми в диссер-тз!ионной, работе является:
учот влияния термодинамических параметров, конструктивных и доугих характеристик на показатели надежности оборудования;
учат ограничений; из показатели, харзктеризувдио ядерную безопасность при оптимизации параметров реакторной части;
постановка к методика решения задачи комплексной схемно-пара-котрпчоскоа опткккззши с учетом свойств экономичности, надежности и игорной безопасности;
опрэдолоика излосообразного уровня одиничная мощности энергоблоков для обеспочокия максимального экономического эффекта с учетом связей с ЭЭС и надежности ЯЭУ, зависящая от параметров оборудования и структурного кстюдношш схем.
Для реализации указанных подходов и решения поставленных задач автором впервые создана мзтаматичоская модель ЯЭУ с ШЭР. Впервые выполнены комплексные техяиио-экономичоскиэ исследования энергоблоков АЭС с ШЭ? : получены опгкизльнко параметры реакторной часта (РЧ>, теплосиловой части (ТСЧ) и ПЗУ в палом; опрадолоны области оптимальности: и границы равцозффеитивности различных структур технологической стчы при разных опенках и соотношениях показателей надокности. оборудования,' удельных затрат на производство алэктра-рнэргии установками," работающими а базисной части графика нагрузи; (далее - базисными установками) к резервными 'установками ЭЭС; выбраны экономически обоснованные уровни единичной мощности энергоблоков с учзток надежности .оборудования"и связей с ЭЭС.
Практическая значимость работы. Предлагаемые метода, модели і ПВК позволили выполнить сравиитзльную. оценку вариантов схем, пара-«этров РЧ.и ТСЧ зивргоблоков АЭС с реактором ГОЭР разной теплово; мскностк, определить дала сообразный, уровень' единичное мощности < учетом основных свойств ЯВУ, .неопределенности исходной -информациз по гоказзтоляй надежности оборудования и внешних условна. Результа:
'. " ' 4 . " . "
типизации схем и параметров энергоблоков приняты и используются и обосновании роптания нз прэяпроэнтяых этапах разработки я:>У ука-інного типа в ИАЭ, что подтверждено 3 соотвэтстаухщой зятями.
Апробация работы. Результаты работа докладывались и обсуадэ-!сь нз конференции молодых ученых СЭй СО АН СССР (Иркутск, IS32 ,>; на Всесоюзной научном соиипэрэ "Метода комплексной оптимизации ггановок ш преобразованию теплової и эгокпоа энорлм в злоктри-эскую" (Обнинск, 1335 г.); нз Всесоюзном научном семинаре "Снстэм-.18 оценки оффективности я выбор направлений технического прогресса энергетике" (Иркутск, ІБ89 г.); нз Всесоюзном нзучноя соккнзро іїетодическиз вопросы исследования кздэкности большее систем экир-зтики" (Уфа, I99Q г.); на Всесоюзном научном семинара по проблема-? язики реакторов "Внутренняя безопасность ядоргю-зкерготкчоских сгановск" (Москва, 1331 'г.)
Публикации. Основные полой.gиия л результата опубликеззяи в 5 очзткых работах.
Структура к объем работы. Диесертггда? состоит из евє.пзния, сс-овноя части (три раздала), заключения, списка литературы (18-4 :пи-енования, в том число ГО кяастрзшшх) л прилодэяяя с материалами :о внедрению. Работа излаггана на і со страницах, в тоя число рисунки зпикают 24 сто!, тзблиш ~ ?Si стр., список литературы - 10 стр., іриложение - 4 стр.
КРАТКОЕ COIiEFKAUKE PAl'.OTU
Во введении (раздел I) показана перспективность ПЭУ с :хзакто-юм, "охло:кдзс?.'.мя пароводшіп-ч смесью. Обосновываетеи актуальность "схнико-зконсмичеекпх исследоизнкз и выбора онткмзльшх схем, параметров и уровня единичной кошостл ЯЗУ с ШЭР нз основе системного тодхода с учетом таких суігостшкшх своя ста как зкашэкичнесть, на-іШ'.ость и безопасность. Крзтісо освещается структурз и содержание ззботы. Приведены элементы новизны кэтодичоских разработок и комплексных оптимизационных, исследования.
Во втором раздело дан обзор состояния работ по техника-эконо-яяееким исследованиям энергетических установок:, подходов к учету свойств надежности, бэзопзености к выбору единичных моцкоаттзк ЯЭУ. Этмочегш достоинства пзроводдвого охлаждения активная зоны (A3) я возможность реализации самоаащищонно.оти рэзкторз ПВЭР. Приведена зедовнш штодологитоскю пришлом системного подхода, применяемого в исследованиях сложных,зшргдтических объоктов. Дана хзрэктеристи-
ка энергоблоков АЭС с ПВЭ1' как объекта системных исследования, опи саны связи установки с внешними системами, основныо ее свойства учитываемые при формулировка и комплексном решении задачи.
Установка <рис. 1> состоит из ТСЧ. традиционная по исполнения дія АЭС, и F4, состоящей из ПВЭР, вспомогательного контура (прэдна значенного для приготовления пароводяной смеси необходимого состав для обеспечения работы в ойдасти закризисных параматров и еэ подач на вход в сборки твзлоз) и главного циркуляционного контура. В сое тав этих контуров входят роциркуляторы парэ (пзродуаки или струйкы насосы, встроенные в корпус реактора), парогеиэрзторы (ПГ). главны циркуляционные насосы (ГШ) и трубопроводы с арматурой.
Рис. I. Принципиальная тепловая схема ЯЗУ с реактором ПВЭР
I - реактор; 2 - ПГ: 3 - паровая турбина; 4 - конденсатор; 5 - питательный насос (ПК); 6 - ГШ; 7 - пародувка; 8 - устройства приго топлвния пароводяной смеси (УШ1СУ, 9 - регенеративные подогровзтол высокого и низкого давления; Ю- градирня; II- циркуляционный иасо
При изменениях единичной мощности, параматров, вида и со ста ва схемы энергоблока изменяются его полезная мощность, уровень на дежности и внэпниэ связи с ЯЭС и ЭЭС по электроэнергии, топливу дополнительной резервнрп мощности и т.д. Для выполнения услови .сопоставимости рассматриваемых вариантов ЯЗУ обеспечивается равна эффективность по отпуску электроэнергии потребителям за счет иощно ти замыкающая станции и резервная, мощности. ЭЭС. В качество критерії оптимизации при проведении технико-экономических исследований ЯЭ заданного уровня мощности принятымишгазльньв приведэшшо затраты.
Учитывая вышеизложзнаоэ и особенности совремонвых требований к ядерной безопасности реакторов {самозащвдзяность и подкрктичност в аварийных ситуациях, позволяющих обесточивать остановку реактора при любых обстоятельствах , В тон числа йзз ашоатольства обслужи ваэдэго шресвала и при отказах важнваюиг технических систем-- сие
том управления, активных систем.защити), формальная постановка задачи комплексной оптимизации ЯЗУ 1-го уровня единичной мощности о учетом фэкторов издагности и безопасности ГВЭР имеет вад :
rain 3і - піп 3і < х, z, с, у, н jjj. х« »п ;
при ограничениях вида :
Qj (x.y.z.c) SQ*; і є (1,2 J};
Rk fx,y,z) J \"; каО.г K);
it
Здесь x - вектор независимых термодикамичоских оптимизируемых параметров; z - вэктор независимых конструктивно-компоновочных характеристик; с - вектор независимых схемных решения; 7 - вектор зависимых параметров; II - вектор показатодоя надежности; Вп - п-- мерное вешстшшгсв пространства; Q.. и СП - расчетные- и допусти-мь:з значения технических, термодинамических к других параметров; И^ и п - расчетные и допустима значения показателей, определяющих бэзоласпость реактора; % и it1*- расчетные и минимально допуткумв значения выработки электроэнергии ПЗУ; J - количество ограничения па техническим,, конструктивным, тормодкнзмичоеккм параметрам и характеристикам; К - количество ограничения по показателям, определяющим безопасность; X - внопігш условия.
Сумматэнш приводзкниа затраты для каждой установки 1-го уровня иоііШіхти ЗІ определяются в обком виде следующим образам:
4 " 5пл 4 Зк Зга - 3о + Зт + 4ш < * >
где 3^ - плановые пркдадоншо затраты; 3 - затраты, связанные с уровнем наяэжности ЯЭУ; 3* - приводаппыо затраты по ЯЭУ без учета затрат из топливо; йі - пршадоішш затраті.! па ядориоо топливо; Ззаіл ~ окогодпіьіо привсдоітьга затрати на производство электроэнергии замыкающая станцией ЭХ.
Послодоватольйость рэдания задачи было сдодухеоа. Рассматривались установки разной мощности-. Сначала методам сдпсиорноЕ минимизации в. сочетании с методом грушево* раязкеации» разработанным в СЗИ, проводилась опг.шизация параметров установки для каждого уровня мощности с учэтом надзашостй и проверкой соответствия современным требованиям.ядерной'бозодасности.-Ззтан методом пэроборэ проводилась огглжшавдп структуры или состава основных «йглкйиокаяыапс частой - количества циркуляциояньо: готель и турбояойДоксатнык трак-
тов. И далее, тем же матовом, сравнивались энергоблоки с получанными оптимальными схемно-параиатричвскими роптаниями и опродэлялосв оптимальное значение еданичной мощности в зависимости от системных условий и уровня надежности установки.
Для выбора оптимальной единичная мощности используются удельные расчетные затраты или расчетные заірзтьі (3z_„ - 3* - 3* ), отнесенные к годовому отпуску электрической энергии (Э* ) :
шг, | - шіп < 3^сч / Э^од ). < 2 )
Раздал 3 посвящен описанию математической модели энергоблока двухконтурньа АЭС с реактором ПВЭР <топловоа схемы, F-i, ТСЧ), моделей оданки надежности и безопасности, приведенных затрат и ПВК, предназначенного для технико-экономических исследования.
Модель тепловоз схемы назодится па бодав высоком иарархическо; уровне, по сравнэнию с моделями оборудования и частой устаношш Строится она на основа решения основных катариальных к тепловых бз лансавых урзвноша с учетам особенностей ТОПЛОВОЙ СХ.ЄІШ ЯЭУ с ПВЭР служт для обмена параметрами саяви кежду моделями реакторз, ПГ и паровой турбины и координации их работы в зависимости от условие, в которых должна проводится схешш-пэрамотрическая оптимизация.
Модель реакторной часта, В состав оо входит модели реактора, внутршшрпусиьа устройств (ВКУ), вертикального ПГ, главных циркуля ционных насосов, пародувок, струйных насосав (СИ),
Модель реактора включает взаимосогласованные йдоки геомотричо кого, топлогидрзвличзского (ТГР), нелтронпо-физичвекого (НФР), про нсстного к екоЕокячоского расчетов. Модель ТГР реакторз, охлзздзе-мого пароводяной смесью, является модификацией модели BOSGRI. Новг версия служит для проведения опткмизаииовиьа исследования и обеспс чония связей с другими моделями комплекса. В ног учтены : протечзд .теплоносителя при наличии и отсутствии перфорации чзхлаа кассет; факторы перегрева в так называемых "горячих пятнах" при расчета максимальная температуры оболочек твэлов; ограничения на тохничос-кко к тэрисдашашшзскио параметры, габариты реактора, максимальные температуры топливного сердечника и ободочек твзлоз,- значение bxoj кого паросодерканил теплоносителя» скорости его двяюнил.
Окзико-тегничосквя рсобзнностьв ПВЗР является низкая ззшдлю щая способность пароводяного теплоносителя. По сути, благодаря от( ад даввш раактор объединил тзхшдашюсккв в эконшаяоекиз пройм; оэства реакторов БВЭР с шказатвляш тогшівоиошльзованда бридарої
tonojrb 1№Р ІІГОР разработала В.Л. Стуналопым <ИЛЭ), базируется она гд псиона рошрния урзшгения переноса иойтронов в диффузионном мио-тлруппопом ііриілижпнии п двухмориоа гооштрки poaicropa.
Модель ошиии безопасности. При оітмизащя для анализа бозо-іасіїпсги исігользопались зффогсти реактивности OP), получшшо п грпмых НФГ реактора :
р -1' *т -1' к;<зф <з >
J!" ^зфф* ^зіМГ зффоктшшш козффшивтгга рззмнотеэкия иойтронов, гоотвотстпоннп, в стационарном ракита и в аварийней состоянии.
В розкторэх водяцоя технологии знзчония томпэратуриого коаф-ішцгантз реактивности отрицательны. Кок извостно, для безопасных ;ШЭГ наиболее- прхздшчтитольиз зависимость реЗКТИВНОСТИ от плотности гоплоносігголя с максимумов в "рабочая точко" роаістора и отрицательными значениями ЭГ при оцустоіміш и ззхгаїет водоЗ розктерз. Подкрк-гкчность 1ГОЭР при заливко подоя обоеггачивэотеп для любоа компонента тутой впэдошнл гадолиния п топловыделиютио сборки (ТВС) 'ЛЗ. Ва.чичи-:іа ка пустотного ЭР гірк бистророзонзнснем сгакггро ноятранов, который к&ат место в ТШЭГ, может быть и положительна» поэтому асебсо зникати удаляется изучению поведении иконио этого эдикта. В связи z этот при изиоцрккях параметров F4 проводятся ШР в стзцнонзртгея рогамэ и в условии мэкси.чалигоя ггрсо.'елгоя аварии <МПА).
В состав модели БКУ розгтора входят ворхниа блок с крышкой, зпутрикорпусизя шахта с нейтронным отрзжзтолам, блок защитных труб, зборки твзлев A3 к янрзкоз, УППС, яз грубки и флзнш. Здесь ог'нквз-отся тохютш-экшю.чичостсин показатели ропкгорз. В зависимости от спосебз организации рециркуляции пара для приготовления см.сси, в состав Ш1У к о гут включаться СИ. СН кодо лиру шея из следующих основных составных элементов;: приемной кзг'ерц, рзбочзго сопла, конфузерз, камсі;.і «.'.отопил, даКузоро. Р.зсчпт Г-Н сводится к определению оптимальных соотпоссшид его геонотркческия язрактсристик, позволяющих восстанавливать иообходга.ма уровень рабочего давления среда, подаваемой в сборки.
Матомзтичзскап модель пзрогонорзтора базируется из алгоритмах основных расчетов : тепловой, гидравлической, прочностной и- стоимостном.
Модель теплосиловой Часта рзноз разработана сотрудниками СЭЙ к.А. Ивановым и О.В. Нзуношя. Модель ТСЧ прэдназначонз для оптимизации паракзтров п состава элементов лэрогурбишгоя установки, Ояа
включзет в себя тешюмехаяичзскоа основное и вспомогательное оборудований турбинного отделения и систему твхничоского водоснабжения и позволяет расчитывзгь термодкнакическив, расходные, технико-экономические и другие показатели ХСЧ.
Модель оцэшш надежности. За основные единичные показатели надежности бьиш выбрзкы параштры потоков отказов оборудования ы и среднее время юс восстановления. Причзм, для одних злзкактаз технологическая схема ш определялись по средне-статистическим дзшшм для аналогов, для других (парогенераторов, теплообменников, водяных насосов и приводных электродоигаталэй) - го апронскмирующігм зависимостям на основе технических расчетов этого оборудования с учетом тармодинзяических параметров, конструктивных и других хзрзістеристик. Количественная оценка надежности реактора зависит от теплотехническая надежности оз технологических каналов, конструктивных харакгге-ристин A3 и запасов до предельно-допустимых значения темпорзтур оболочек твэлов и топливного сердечника.
Б период нормальной эксплуатации ЯЭ.У поток отказов оборудования принят ординарный Пуассоновскил,
Пэрвыя этап расчета иадоікяости ЯЭУ заключается в построении катрицы состояния, алименты которой, описывают структурно-логкчэскуп расчетную схему, состав схемы, количество однотипного оборудования в выделанной группа, связи по надежности между элементами схемы, единичные показатели надежности оборудования, признаки видов отказов и проводимых рокоптов. На второй зтаго опродзлпш'сп время нахождения ЯЗУ в различных состоянию; (в полностьп работоспособно?*!, плановых ремонтов, в состояниях частичного и полного отказов), комплексные показатели надежности (коэффициента сбоспочокностп iua-новог выработки электрошвргии тг„ и эффективности использования установки кдд ), издовыработка электроэнергии из-за ненадежности ЯЭУ и связанные с этим затраты на станции и в зиоргосистемо. В работе учитывались независишо и одновременные отказы оборудования.
Критерия экономической эффективности. Составляющие критерії приведены в выражении (I). Плановые приводаныа затраты опроделявт-ся капиталовложениями и ежегодными плановыми издержками на обеспечение нормального функционирования энергетического обюкта, Капитальные затраты далятсл на кагшталрвложэния в стртитаяънув часть главного корпуса, оборудованго РЧ и 1СЧ я их монтан,
Привадэнвш затраты на топливо включает стоимость перша загрузки рэактора, текущие затраты на шдажгщу # доход от продави на-
батшзомога плугокия-239 с учетом стоимости гаготошшкя твзлсв >, бокового и торцовых экранов, стойкости долящихся материалов, ^переработки и системной цени плутония.
Годовыо эксплуатационные издержка, обусловленные уроввдм на-іншости ПЗУ, включают стзнцштта ззтрзтн <на проведения прздупрз-ггольных и аварийных ремонтов, пэ порорзеход топлива в связи с ипвкеншм КОД при частичных отказах, зынуящэтшэ пуски-остзяойы) и ітрзти в ЭЭС (для обвегочойкэ равного уровня надежности энорга-[Збжэния потребит злой, т.е. на выработку элоктрозноргш резервными ггзповками и при деззгрузко базисных стзацип ЭЭС в часы провал ззфика нагрузки, покрывающих кедоотпуск энергии исслодусмои ЯЗУ).
Списзнко ПВК. В рзбото продстзвлэнэ программная реализация здали ЯЗУ с (ШЭР для ЭВМ S3GM-8, призодэнз структурная схема ПЕН и тисано взакмодоястлио между основными: блоками. С помощью создзшга-у Villi были проводе.ш исследования энергоблоков АЭС нового типа с ютом экономичности, надежности и бозопзености.
В раздело 4 описаны исходная информация, результаты оптимкзз-ик пзрзмотрап VI и ГСЧ, структурной схемы и единичная мопчости норгоблоков АЭС с ПЗЭР.
Исходная информация приведена па удолымч стоитестныч и другий зроістористисзм. Представлены коойгадионтьг полиномов, описывзюлкх даничнью показатели надежности оборудования (кроив тог., для которнх ни оггродоляются по гпрсксияирувдим зависимостям), удельные стрси-олььч/о обшмы реакторного отделения и мзшзала, предаджитольр ста ла.ШБО-продуггрздатодьных ремонтов я другио характеристики в езви-нуости от мощностей дмркуллционпоя пвтли, турбоагрегата и блока.
Исследования проводились для энергоблоков 4-х уровней мошдос-и (изменена гюиблгаитольно от .4DO до 1QO0 Шг(ал.), ворхкяя грэ-:кцз івляотся продольной). Топливо - окисноо уран-плутонкошо, мзте-шзл сбезачок тазлов ШЭР - ЭП-450 (форрчтно-мэртоненггного класса), (звлэнш в 1-с.м контуре 16,0 МПз, температура теплоносителя из входа в розістор 330С и на выхода - ЗвОС, поскольку разработка ГОЭР ірюнтированз нз использование корпусов роэкторов ВВЭР. Планируется їспользовзть паротурбинную установку с дроссельным пзрорзелрэдоле-гнем, систему регенерации однонитечную. При оценке надежности ЯЭУ о дауйя турбинами предаодагаэтев, что при отключении одной, нзпдузка эозктсра больша техминимума л он- нз останавливается.
В исследованиях точ.с ГШЭР проводилась сценка тепловой и общей экономичности при «минаннях ее параметров. Оггп'лшзировэлся состав
регенеративной системы. Выявлена существенная зависимость оптималь-воа темтературы питательной воды t от начальних параметров пара. С повышаиком давления пара перед турбиной на I МПз оптимальная t_ і «эличиваатся на 5-7 С.
При оптимизации определялось влияниа изменения начального дзв-лвния пара PQ ка приведэвныо затраты по РЧ, ТСЧ и ШУ и цемои <лЗ іЗтсч, йЗ jjjj), на затраты от юнадоншости оборудования (Зн). сум-мзрныз пршзэданныа затраты (3„), КПД, одиничныо (ш^, u^ ) и комплексные показатели ішгзкности и другие характеристики (рис.2). При учото кадожности для турбин слзбоперогрэтого пара оптимзлыша начальное давлэнкэ сохраняется (Р =9.0 МПа), а для турбин насышршгаго пзра за счот большие повархности теплообшнз ПГ (Л.,..) и мощности питательных насосов ПТУ, огггакальноо PQ с учетом кздешюсти смещается в область болш низких значения: при оптимкеткчоскоя ошнко нэдоздюста оборудования - приблизительно на 0,5 МПа и при пвесимис-тнчоскоа оцэкко - пз 1-1,2 Шз.
Проводилась оптимизация температуры острого пара. Как показали исслздоззішя наиболее аффективно применение в циклах с ГШЭР турбин с порогрэвом пара до 340 С (максимально возможным при принятых па-рамэтрзх 1-го контура).
Кзконония теплонапряжанности активной зоны О приводят к измо-еонкя массовая скорости теплоносителя, гидрзвличэского сопротивлв-икя реактора, ливаяных размеров A3 и темпзратур оболочек и топливного сердечника твзлов, посляднио из которых непосредственно опро-дзлшг Т8мпаратурпыо условия работы и сказываются На надежности роакторз. Вполне очоввдко, что чон кзньш запасы до допустимых
значений температур, тем больше вароптность отказов ПВЭР. С увалк-
чанном CL от 250 до 360 МВт/и увеличивается недовыработка злзктро-зворгки при расчетных (средних) оценках показателей нэдзаности оборудования на 5-6. Оптимальное значониа тойланапряженшети с 'учетом нгдакпосги на 3-5 нкжэ по сравнению с полученная экономически зффзішівноя: теплонапряжэнностью бзз учота зтого фактора.
Выбраны по РЧ оптимальпыэ значения коэффициентов уплотнил A3, разшр кассета под ключ , входное паросодвржанио (табл. I).
При изменении параметров РЧ, как ужо отмечалось, провадились Ш реактора при полной потери теплоносителя и опустошаяш зздашшго объека рэагсторз. И выяснилось, что наисГодыкво плиянш из перечисленных опгимизйруекых параметров РЧ ва пустотпый SP оказьшазт из-взвениз Q7. Зависимость пустотного ЭР от О, представлена па рис. з.
о -
2000 I.о
0,(,
0,2
94,0
2,0
-2,0
1,0
-4,0
Зо,Ь 34, b 3>,Ь
Рис. 2. Зависимости тсхнико-экономичесник показателей от давления пара перед турбиной Р0
I - перегретый пар (340 С); 2 - нпсыщенниЯ пйр
Таблица I. Показатели энергоблоков АЭС с реакторами ПВЗР разной мощности при среднем уровне надежности оборудования
Дзлэо, для ЯЗУ вевх уроввои мощности с выбранными оптимальными паракэтрами, проводилась шгдашзащш структурных стен и анализ устойчивости ршанка а {зависимости от внешних условий с учетом іюоя-радалэшшетк исходно? информации яо иадашостй оборудования. Опродо лэны с язшнввиам огаосительаого параяэтра штокэ'отказов основного оборудования Wq и отявсительнш; затрат на производства злвгстразюр-гии рэзервндаи установками ЭЭС области оптийальаости и границы рав-
-0,50 -0,5 -0,и0
ZA0 2и0 260 Х0 ^20 .УіО J60 Цу,УЬт/:?
Рис. а. Зависимость пустотного ЭР от тепяонапряюшюсти A3
ноаффоісгивности струятурЕЫх ршюниа (одаа из зависимостоя приподэаа иа рис. 4). Сущзствеаноэ влитою фаісгар надежности оказывает ка выбор структуры зноргоблокз. Рассматривались моно- И дуСль-йлочпоо исполнение схем с 3-х и 4-х готлэваи компоновке! 1-го ноіггурз. Про-шдринш исстодоззния показали цэласообразность укшггашія числа щіргуияционньпс штолъ до 4-х для блоков бальной мощности (болсз 700 КВт). Для блоков сродной мощности наиболее оффоісптті варианты с двумя ПГ, При оптимистическом и сродном уровнях нздакгости оборудования в главном корпуса лолжна устанавливаться одна турбина, а при пессимистическом уровнз - даз турбины.
