Анализ методов управления мощностью энергоблока c водо-водяным реактором при маневрировании Текст научной статьи по специальности «Электротехника, электронная техника, информационные технологии»

ч

ЭНЕРГОСБЕРЕГЕАЮЩИЕ ТЕХНОЛОГИИ И ОБОРУДОВАНИЕ

н

------------------□ □--------------------

Стаття присвячена аналізу методів управління потужністю енергоблока з ВВЕР-1000 у маневреному режимі по кількісній мірі стійкості, а саме по величині аксіального офсету. Була розроблена удосконалена автоматизована система регулювання потужністю енергоблока з ковзаючим тиском у другому контурі з реактором ВВЕР-1000 для експлуатації у маневреному режимі

Ключові слова: аксіальний офсет,

імітаційна модель, багатозонна модель реактора, маневрений режим, ВВЕР-1000

□----------------------------------□

Статья посвящена анализу методов управления мощностью энергоблока с ВВЭР-1000 в маневренном режиме по количественной мере устойчивости, а именно по величине аксиального офсета. Была разработана усовершенствованная автоматизированная система регулирования мощности энергоблока со скользящим давлением во 2-ом контуре с реактором ВВЭР-1000 для эксплуатации в маневренном режиме

Ключевые слова: аксиальный офсет, имитационная модель, многозонная модель реактора, маневренный режим, ВВЭР-1000 ------------------□ □--------------------

УДК 621.039.56:681.5

АНАЛИЗ МЕТОДОВ УПРАВЛЕНИЯ МОЩНОСТЬЮ ЭНЕРГОБЛОКА C ВОДОВОДЯНЫМ РЕАКТОРОМ ПРИ МАНЕВРИРОВАНИИ

Ю. К. Тодорцев

Доктор технических наук, профессор* E-mail: [email protected] Т. В. Фощ Аспирант* E-mail: [email protected] М. В. Никольский Аспирант* E-mail: [email protected] *Кафедра автоматизации теплоэнергетических процессов Одесский национальный политехнический университет пр. Шевченка, 1, г. Одесса, Украина, 65044

1. Введение

В энергосистеме Украины существует несоответствие между выработкой и потреблением электроэнергии (рис. 1). Это объясняется тем, что в течение суток потребление и выработка электроэнергии не соответствует друг другу. Поэтому становиться актуальной задача поддержания баланса между потреблением и выработкой электроэнергии в течение суток.

Рис. 1. График нагрузки энергосистемы: т — часы суток, P - потребляемая мощность

В настоящие время в энергосистеме Украины энергоблоки АЭС используют для покрытия базовой нагрузки в суточном графике нагрузки энергосистемы. Для покрытия полупиковой и пиковой нагрузок энергосистемы используют гидроаккумулирующие электростанции, однако на сегодняшний день этого недостаточно. Поэтому либо необходимо строить большее количество гидроаккумулирующих электростанции, но это не возможно, либо использовать энергоблоки АЭС в маневренном режиме для частичного регулирования электроэнергией. К примеру, разгрузка на 20 % АЭС, на которой установлены 6 блоков по 1000 МВт, дает тот же эффект, что и полная остановка блока тепловой электростанции 1200 МВт [1]. Таким обран зом, маневрируя мощностью энергоблока АЭС, можно будет поддерживать баланс мощности в энергосистеме Украины.

2. Постановка проблемы и литературный обзор

Маневрирование мощностью энергоблока осуществляется только по заданию диспетчера энергосистемы. Перевод энергоблока с одного уровня мощности на другой, производится операторами реакторной установки в ручном режиме. При переводе энергоблока с одного уровня мощности на другой происходит частое перемещение регулирующей группы органов ре-

© Ю. К. Тодорцев, Т. В. Фощ, М. В. Никольский, 2013

гулирования системы управления и защиты реактора (ОР СУЗ), а это, в свою очередь, вызывает быстрый износ и возможное разрушение целостности оболочек ТВЭЛ реактора [2, 3], а также сокращает ресурс оболочки реактора и выгорание топлива [4].

Конечно, можно использовать различные методы по обеспечению долговечности реактора [5, 6], а также переустанавливать тепловыделяющие сборки [7] для того, чтобы временно избежать проблем с ресурсом самого реактора в режиме маневрирования. Все вышеописанное влияет на надежность и устойчивость реактора.

Для безопасной эксплуатации энергоблока необходима равномерность энерговыделения в активной зоне (АКЗ) реактора. В связи с этим, главной задачей для обеспечения устойчивости реактора в маневренном режиме является поддержание равномерности энерговыделения в АКЗ.

3. Сравнительный анализ двух программ регулирования

Количественной мерой устойчивости реактора является равномерность энерговыделения по высоте АКЗ, а показателем равномерности - величина аксиального офсета (АО).

Величина АО определяется по формуле, приведенной в работе [8]

АО = Ов - Он-100%, (1)

Ов + Он

где Ов - тепловая мощность верхней половины АКЗ реактора, МВт;

Он - энерговыделение нижней половины АКЗ реактора, МВт.

В режиме маневрирования АО в зависимости от текущего уровня мощности необходимо поддерживать в установленном регламентом диапазоне (рис. 2).

ло, %

Рис. 2. Регламентные области значений АО в зависимости от уровня мощности реактора: 1— рекомендованная область; 2 — допустимая область; 3 — не рекомендованная область; 4 — запрещенная область

Если величина АО выйдет за пределы рекомендованной области (рис. 2), то это приведет к неравномерности энерговыделения, а также к возникновению аксиальных ксеноновых колебаний. Это может привести

к потере устойчивости реактора и ухудшить работу оборудования 1-го контура.

Режим маневрирования осуществляется по статическим программам регулирования. Статические программы регулирования представляют собой зависимость технологических параметров энергоблока от мощности в установившихся режимах.

При эксплуатации АЭС применяют 4 основные статические программы регулирования энергоблоков с ВВЭР-1000:

1) программа регулирования мощности энергоблока с постоянной средней температурой теплоносителя в 1-ом контуре;

2) программа регулирования мощности энергоблока с постоянным давлением во 2-ом контуре;

3) компромиссная (комбинированная) программа регулирования мощности энергоблока;

4) программа регулирования мощности энергоблока со скользящем давлением во 2-ом контуре.

Программа регулирования мощности энергоблока со скользящим давлением во 2-ом контуре довольно редко применяется в среде АЭС и используется в основном для тепловых электростанций. В этой программе регулирующие клапаны турбины находятся в неизменном положении, а расход пара турбиной и ее мощность регулируются изменением давления пара во 2-ом контуре (рис. 3). Работа при этой программе наиболее благоприятна для турбинного оборудования АЭС. Но при уменьшении мощности энергоблока снижение давления во 2-ом контуре приводит к большему изменению температур в 1-ом контуре, чем при остальных программах.

Этот фактор влияет на условия работы практически всех элементов энергоблока помимо турбоагрегата. Существенно изменяются нейтронно-физические процессы реактора, температурные режимы и т.д. Поэтому существует необходимость провести анализ данной программы регулирования с учетом количественной мера устойчивости.

Т*ь

т.

Тср

/

т

X

г 11

Р

Рис. 3. Характеристика энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 при программе регулирования со скользящим давлением во 2-ом контуре, показывающая зависимость Тср|, р||, т от р

На рис. 3 изображено: р - мощность энергоблока, МВт; Тср1 - средняя температура теплоносителя в первом контуре, °С; р11 - давление пара во 2-ом контуре, МПа; т - координата, характеризующая положение регулирующих клапанов турбины.

3

На разработанной в [9] имитационной модели энергоблока была разработана АСР энергоблока ВВЭР-1000 в режиме скользящего давления 2-го контура, которая структурно изображена на рис. 4.

Рис. 4. Принципиальная схема АСР мощностью энергоблока с реактором ВВЭР-1000, функционирующий по программе регулирования со скользящим давлением пара во 2-ом контуре энергоблока

На рис. 4 изображено: 1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - регулирующие клапаны турбины; 4 - турбина; 5 - генератор; 6 - главный циркуляционный насос; 7 - регулирующие клапаны подачи борной кислоты и обессоленной воды; 8 - бак подпиточных насосов; 9 - датчик мощности генератора; 10 - ионизационная камера; 11 - задатчик электрической мощности генератора; 12 - регулятор мощности энергоблока; 13 - механизм управления подачей борной кислоты и обессоленной водой; 14 - сервомоторы; 15 - задатчик АО; 16 - регулятор АО реактора; 17 - приводы регулирующих стержней.

Регулировка электрической мощности энергоблока в маневренном режиме по программе регулирования со скользящим давлением пара во 2-ом контуре осуществляется только с помощью автоматического регулятора мощности.

Автоматический регулятор мощности энергоблока состоит из:

1. Регулятор АО реактора.

2. Регулятора электрической мощности генератора.

Принято, что регулятор электрической мощности

генератора и регулятор АО реактора имеют ПИ-законы регулирования. Расчет настроек регуляторов осуществлялся по методу Копеловича А. П. [10]. Результаты рассчитанных настроек регуляторов приведены в табл. 1.

Таблица 1

Параметры регуляторов

№ т, с Та, с ДХ(~) коб кр Т 1 и

1 0.02 0.255 -6.9 % 0.1952 %/см 39.1924 %/см 0.153 с

2 10 165 -58.29 % 5.8289 %/см 1.6984 %/см 99 с

Примечание: т - время полного запаздывания, с; Та - время разгона, с; АХ(^) - значение отклонения в установившемв ся режиме; kоб - коэффициент передачи объекта; Кр - коэффициент передачи регулятора; Ти - время интегрирования регулятора.

Качество переходных процессов можно оценить с помощью прямых показателей качества, которые сведены в табл. 2.

Таблица 2

Прямые показатели качества регуляторов

№ ДХм1 ДХмэ £р ДХ(~) ¥ Rd

1 0.0065 % 0.0015 % 5 с 4.15 % 0.77 0.153

2 7 % 1 % 345 с 2.375 % 0.86 2.95

Примечание: ЛХмі - первый максимум отклонения, ЛХмз “ третий максимум отклонения, 1р - время регулирования, ЛХ(°°) - отклонение при отсутствии регулятора, Ч' - степень затухания колебаний переходного процесса (интенсивность затухания колебаний считается удовлетворительной, если Ч' = 0,75 . .. 0,95), Rd - динамический коэффициент регулирования

Проанализировав значения показателей качества приведенных в табл. 2, сделан вывод, что качество регулирования с параметрами ПИ-регуляторов (табл. 1) удовлетворительное.

В компромиссно-комбинированной программе выполняется удержание значения АО постоянным при маневренном режиме.

При компромиссно-комбинированной программе энергоблок должен в первую очередь работать не менее 4 часов на номинальной мощности. Далее, если оператору дается задание на изменение мощности энергоблока на , он вводит в теплоноситель 1-го контура необходимое количество борной кислоты для того, чтобы снизить мощность энергоблока на Д^/2 . Дальнейшее изменение мощности энергоблока на Д^/2 произойдет за счет накопления в АКЗ реактора йода и ксенона.

При этом обеспечивается устойчивость нижней половины АКЗ реактора при помощи постоянства значения температуры теплоносителя на входе в АКЗ. В свою очередь, постоянная температура теплоносителя на входе в АКЗ реактора поддерживается путем регулирования давления пара в парогенераторе за счет изменения положения регулирующих клапанов турбины. Постоянное же значение АО верхней половины реактора поддерживается изменением положения регулирующей группы ОР СУЗ.

Далее накопление йода и ксенона в АКЗ реактора происходит 4 часа. После этого йод и ксенон в АКЗ реактора начинают выгорать и, как следствие, в следующие 4 часа мощность энергоблока увеличивается на Д^/2.

После 4-х часов выгорания йода и ксенона, а также увеличении мощности, оператором в течении 2-х часов в теплоноситель 1-го контура вводится обессоленная вода для того, чтобы уменьшить концентрацию борной кислоты, что выведет энергоблок на номинальную мощность.

Зависимость технологических параметров от мощности энергоблока N1 по компромиссно-комбинированной программе регулирования изображена на рис. 5.

Структурно схема усовершенствованной АСР мощности энергоблока, которая реализует компромисснокомбинированную программу регулирования, изображена на рис. 6.

Е

Рис. 5. Зависимость технологических параметров от мощности энергоблока N1- по компромиссно-комбинированной программе регулирования

Рис. 6. Принципиальная схема регулирования энергоблока с реактором ВВЭР-1000, реализующая усовершенствованную АСР мощности энергоблока

На рис. 6 обозначены: 1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - регулирующие клапаны турбины; 4 - турбина; 5 - генератор; 6 - главный циркуляционный насос; 7 -ионизационная камера; регулятор мощности энергоблока; задатчик электрической мощности генератора; механизм управления турбиной; регулятор частоты вращения турбины; 8 - датчик частоты вращения турбины; 9 - датчики температуры теплоносителя 1-го контура; 10 - бак подпиточных насосов; 11 - задатчик АО; 12 - регулятор АО реактора; 13 - приводы регулирующих стержней; 14 - задатчик температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора; 15 - регулятор температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора; 16 - механизм управления турбиной; 17 - задатчик частоты вращения турбины; 18 - регулятор частоты вращения турбины; 19 - сервомотор.

Алгоритм управления, реализующий компромиссно-комбинированную программу регулирования, описан выше.

Главной особенностью усовершенствованной АСР является то, что температура теплоносителя на входе в АКЗ реактора поддерживается постоянной за счет регулирования давления пара в парогенераторе, а также то, что постоянное значение АО поддерживается при помощи перемещения регулирующей группы ОР СУЗ.

Для сравнительного анализа описанных ранее программ регулирования с точки зрения устойчивости реактора во время маневрирования мощностью был

поставлен эксперимент с разгрузкой энергоблока со 100 % до 80 %. Эксперимент был поставлен на имитационной модели, разработанной в Simulink в программном пакете МаШЬ.

В связи с тем, что ранее известные математические модели реактора с ВВЭР-1000 представляли собой точечные модели с сосредоточенными параметрами, в которых контролировать изменение АО невозможно, то была использована известная многозонная математическая модель реактора с ВВЭР-1000 с сосредоточенными параметрами.

Имитационная модель реактора ВВЭР-1000 дает возможность контролировать изменение основных технологических параметров реактора, таких как тепловая мощность Qi, температура теплоносителя на входе t1вх и на выходе t1вых из АКЗ реактора, температура тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) tfіy по высоте АКЗ реактора. Кроме того, многозонная модель реактора позволила рассчитать АО, как количественную меру устойчивости реактора.

В вышеупомянутой модели АКЗ реактора была разделена на 10 зон с сосредоточенными параметрами по высоте на 35.35 см.

Разница зон заключается в различных начальных условиях и теплогидравлических параметров, тем самым каждая зона имеет различные статические и динамические свойства.

Исходя из модели каждая зона структурно состоит из девяти блоков:

• точечная модель кинетики реактора;

• модель тепловой мощности;

• модель нагрева теплоносителя;

• модель нагрева ТВЭЛ; тепловыделяющие элементы лучше обозначать как-то одинаково: ТВЭЛ или твэл, или ТВЕ-л...

• модель эффекта реактивности от отравления ксеноном;

• модель температурного эффекта реактивности;

• модель мощностного эффекта реактивности

• модель влияния регулирующей группы ОР СУЗ.

Точечная модель многозонный кинетики реактора имеет вид:

^ = (р(т)-ре{)° х dт 1 1 1

dC■ В. ■ п,(т)

(2)

где р(т) - реактивность, в отн. ед.;

Рй - суммарная доля запаздывающих нейтронов, в отн. ед.;

в^ - доля запаздывающих нейтронов ]-й группы, в отн. ед.;

1 - среднее время жизни поколения мгновенных нейтронов, с;

^ - постоянная радиоактивного распада предшественников ]-й группы, с-1;

] - номер группы запаздывающих нейтронов,7=1...6; С|(т) - эффективная концентрация ядер-предше-ственников запаздывающих нейтронов]-й группы, см-3. Энерговыделение в АКЗ реактора определяется

как

3

а(т)=£ ц,(т).

(3)

Энерговыделение для і-й АКЗ реактора описывается таким уравнением:

Ц^т) = ((ем + е“) + (Єл^ +е^). qп(т))■ п,(т). V. Vt ■ 25 ■ Е5 ,(4)

где ел - доля мгновенного локального тепловыделения, в отн. ед.;

£р| - доля мгновенного рассеянного тепловыделения, в отн. ед.;

£П - доля постепенного локального тепловыделения, в отн. ед.;

еП - доля постепенного рассеянного тепловыделения, в отн. ед.;

V - скорость нейтронов относительно ядер, см/с;

V - объем топлива в АКЗ, см3;

25 -макроскопическое сечение деления топлива, см-1;

Е5 - энергия деления одного ядра, которая превращается в тепловую энергию, Дж;

qП(т) - относительная мощность постепенного тепловыделения, в долях .

Относительная мощность постепенного энерговыделения

%(т) = Мт) + ^2(т) + %3(т)

(5)

и находится из решения системы дифференциальных уравнений:

Тг +q т(т) = к1 ■ Дп,(т),

dт

■

dт

■ + qп2(т) = к2 ■ ДП;(т),

(6)

Т3 ■ +qпэ(т) = к3 ■ Дп,(т),

а - коэффициент теплопередачи от поверхности Вт

ТВЭЛ к теплоносителю, ;

м2 - К

F - площадь теплопередающей поверхности ТВЭЛ, м2;

^(т) - температура топлива г-й зоны, °С;

^р(т) - средняя температура теплоносителя г-й зоны, °С.

Уравнение баланса теплоносителя каждой г-й зоны АКЗ реактора имеет вид:

dt‘l

а-F■ (^(т)-^р(т)) = Срв ■ Тв-^+

dт

2СРвТв

(tCP(т) - t1BX(т)).

(9)

Потеря реактивности от отравления ксеноном в любой момент времени определяется зависимостью:

оХе й

Рхе і (т) = --5тгт ■ ^і(т),

(10)

где 0х - микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов атомами 135Хе, см2;

05 - микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов атомами 235и, см2;

N5 - концентрация атомов 235и, см-3;

N^,(1) - концентрация атомов 135Хе , см-3;

6 - коэффициент использования тепловых нейтронов в неотравленном реакторе.

Дифференциальное уравнение скорости изменения концентрации 135Хе запишется как разность двух скоростей прибыли и двух скоростей убыли его:

dN

dт

(11)

-оХ^ Кхеі(т)^ Фі(т)-^■^(т),

где Т1,Т2,Т3,к1,к2,к3 - постоянные времени и коэффициенты передач, определенные экспериментально;

Ап(т) - отклонение плотности нейтронов для г-й зоны, см-3.

В отклонениях энерговыделение для г-й зоны будет описано так

АЦ, = ((ем + <) + (£л^ +<)■ qп(т))- Ап,(т)- V- Vt - 25- Е5 (7)

Уравнение баланса тепла для ТВЭЛ каждой г-й зоны АКЗ реактора имеет вид

где уХе - удельный выход ядер 135Хе при реакции деления топлива, в отн. ед.;

25 - макроскопическое сечение деления тепловых нейтронов атомами 235и, см2;

Ф,(т) = п,(т)^ - плотность потока нейтронов,

-2 -1 см-2с-1;

^ - постоянная радиоактивного распада 13^, с-1;

N^(1) - концентрация ядер 13^, см-3;

ХХе - постоянная радиоактивного распада 135Хе, с-1.

Скорость изменения концентрации 13^ является разницей скоростей образования 13^ (как непосредственного продукта деления) и убыли его (за счёт р-распада):

гІЇТ

Ці(т) =Срт^ Тт—^ +а^ F■ (tT(т)-^р(т)), (8)

dт

dN

^ = ут ■ 25 ■ Ф,(т)-^т ■ NJi(т)-OaJ ■ Nі(т) ■ Фі(т), (12)

dт

где СрТ - удельная теплоемкость топлива, тт - масса топлива, кг;

где уJ - удельный выход ядер 1^5]при реакции деления топлива, в отн. ед.;

т

Е

о^ - микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов атомами 13{/, см2.

Полученная система из трех уравнений определяет динамику процесса отравления реактора ксеноном.

Модель температурного эффекта реактивности для г-й зоны:

аt = -6.7 10-о1/ С. (13)

Модель мощностного эффекта реактивности для г-й зоны:

аN =-1.16-10"® 1/ МВт. (14)

Максимальная реактивность, которую может внести регулирующая группа ОР СУЗ в одну зону:

рОРСУЗ1 = ^Ч^СУЗ " М (15)

где рОРСУЗ, - реактивность, вносимая регулирующей группой ОР СУЗ, отн. ед.;

а{ - коэффициент наклона характеристики, 1/см;

^УЗ - высота погружения регулирующей группы ОР СУЗ в АКЗ реактора, см;

^ - начало г-й зоны от низа АКЗ, см. Эффективность борной кислоты рбор(Сбор) при

концентрации Сбор представляет собой величину реактивности, которую теряет реактор при повышении концентрации борной кислоты в теплоносителе от 0 д° Сбор:

С6ор

Рбор(Сбор) = | аборdCбор , (16)

0

где абор = ^Сбор) = Рбор - коэффициент реактивности

дСбор

борной кислоты.

При вводе раствора борной кислоты дифференциальное уравнение имеет вид:

Т4-^ + АСбоР = V АGб°p, (17)

При вводе обессоленной воды дифференциальное уравнение имеет вид: dc

Т5-“^!^ +АСбор = к5 - АGн20, (18)

где Сбор - концентрация борной кислоты, г/кг; к4,к5 -

коэффициенты передачи, Т4,Т5 - постоянные

времени, с.

Структурная схема десятизонной модели реактора изображена на рис. 7:

4. Апробация результатов

АСР мощности энергоблока АЭС с ВВЭР-1000, которая реализует программу регулирования со скользящим давлением пара во 2-ом контуре энергоблока, изображена на рис. 8.

Изменение АО при суточном маневрировании мощностью энергоблока усовершенствованной АСР с реактором ВВЭР-1000 представлено на рис. 9.

Изменение АО при суточном маневрировании мощностью энергоблока по программе регулирования со скользящим давлением пара во 2-ом контуре энергоблока с реактором ВВЭР-1000 представлено на рис. 10: Переходный процесс регулирования при уменьшении задания мощности генератора с 100 % до 80 % и обратно за 8 часов изображен на рис. 11.

Рис. 7. Структурная схема десятизонной модели реактора

3

рад і ♦ 3.4107

і Зазанга

офсета

К Q

Р АО

t.

Модель нхжнгюи монысзорамкк борной >Э<С10ТЫ

Meat л і ректорі I

Регуллтор I

М>ХДНОСП(І

И w

I

иювдюсти'

100

?

Задаю» изменения мощности

АО

□

Г рафкх Q, АО

1

Ttrb*l

Moan тр>6с«троісс4

ІЧ

@ь

t t

t

G Р

Р

С и G Nt

Мог*га турбогенератора

Мод* па парогенератор*

1

I* Ttr2s+1

Модель

тр>6огтрсгопа

1

Гріфі» 31СМ&ЮККЯ •температури

KlfUUKXlCT

-t-

□

ріфіа

ICSttlMdCl

MOWJOCW

Рис. 8. АСР мощностью энергоблока АЭС с ВВЭР-1000, которая реализует программу регулирования со скользящим

давлением пара во 2-ом контуре энергоблока

Рис. 9. Изменение АО при суточном маневрировании мощностью энергоблока усовершенствованной АСР Рис. 11. Переходный процесс регулирования при уменьше-

с реактором ВВЭР-1000 нии задания мощности генератора с 100 % до 80 %

и обратно за 8 часов

О 5000 10000 15000 20000 25000 30000 -3,4 ----------1--------1-------1-------1--------1-----М t

-3,405

-3,41

-3,415

-3,42 11 АО. %

Рис. 10. Изменение АО при маневре мощностью энергоблока по программе регулирования со скользящим давлением пара во 2-ом контуре энергоблока с реактором ВВЭР-1000

5. Выводы

Таким образом, была разработана АСР, которая функционирует по программе регулирования со скользящим давлением пара во 2-ом контуре энергоблока с ВВЭР-1000. Эта программа в отличие от остальных изменяет давление пара во 2-ом контуре по типу скольжения за счет изменения расхода пара перед турбиной и при этом регулирующие клапаны турбины находятся в неизменном положении.

Исходя из графиков, изображенных на рис. 9 и 10, можно сказать, что в обоих случаях реактор имеет стабильный АО, что свидетельствует об удовлетворительной устойчивости реактора в течение маневра.

Литература

1. Иванов, В. А. Эксплуатация АЭС [Текст] / В. А. Иванов. — СПб. : Энергоатомиздат, 1994. — с. 201 - 215.

Е

2. Pelykh, S. N. Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. - 2011. - Vol. 241, № 8. - P. 2956 - 2963.

3. Maksimov, M. V. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, R. L. Gontar // Atomic Energy - 2012. - Iss. 4(112). - P. 241-249.

4. Pelykh, S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov // Annals of Nuclear Energy. - 2013. - Iss. 58. - P. 188-197.

5. Pelykh, S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, G. T. Parks // Nuclear Engineering and Design. - 2013. -Vol. 257, № 4. - P. 53-60.

6. Maksimov, M. V. The method of fuel rearrangement control considering fuel element cladding damage and burnup/ S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser. Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. -2013. - Iss. 5(87).- P. 24 - 36.

7. Maksimov, M. V. Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser. Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. - 2013. - Iss. 2(84).- P. 50-54.

8. Филимонов, П. Е. Программа ’’Имитатор реактора” для моделирования маневренных режимов работы ВВЭР-1000 [Текст] /

П. Е. Филимонов, В. В. Мамичев, С. П. Аверьянова // Атомная энергия. — 1998. — Т. 84, № 6. — с. 560 — 563.

9. Maksimov, М. V. A model of a power unit with VVER-1000 as an object of power control [Текст] / M. V. Maksimov, K. V. Beglov, Т. А. Tsiselskaya // Пр. Одес. тоштехн. ун-ту. - 2012. - Вип. 38, №1. - С. 99-106.

10. Копелович, А. П. Инженерные методы расчета при выборе автоматических регуляторов [Текст] / А. П. Копелович. — М. : Госуд. науч.-техн. изд. лит. по черн. и цвет. Металлургии, 1960. — с. 75—92.

--------------------□ □------------------------

Наведена методика розрахунку водно-хімічного режиму комплексної зворотної системи охолодження з рециркуляційною очисткою частки циркуляційної води на передньо включеному освітлювачі. На підставі результатів розрахунку концентрації вуглецевої кислоти CO2, іонів HCO-, CO2-,OH-, показника рН та експериментальної залежності jвiдкл=f(Жcа) розраховується прогнозована за відрізок часу питома маса і товщина відкладень на теплообмінних трубках конденсатора

Ключові слова: зворотня система охолодження, рециркуляція, циркуляційна воді, продувна вода, концентрування, відкладення

□----------------------------------------□

СПриведена методика расчета водно-химического режима комплексной оборотной системы охлаждения с рециркуляционной очисткой части продувки на предвключённом осветлителе. На основании результатов расчета концентрации углекислоты CO2, ионов HCO-,CO2-,OH-, показателя рН и экспериментальной зависимости jomл=f(ЖСа) рассчитывается прогнозируемая за отрезок времени удельная масса и толщина отложений на теплообменных трубках конденсатора Ключевые слова: оборотная система охлаждения, рециркуляция, циркуляционная вода, продувочная вода, концентрирование, отложения --------------------□ □------------------------

УДК 621.311.22

МЕТОДИКА РАСЧЕТА ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА КОМПЛЕКСНОЙ ОБОРОТНОЙ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕНИЯ С РЕЦИРКУЛЯЦИЕЙ

В. А. Кишневский

Доктор технических наук, профессор* E-mail: twf.onpu@gmail В. В. Чиченин Кандидат технических наук, доцент* E-mail: [email protected] И. Д. Шуляк* E-mail: [email protected] *Кафедра технологии воды и топлива Одесский национальный политехнический университет пр. Шевченко, 1, г. Одесса, Украина, 65044

1. Введение

Одним из основных факторов, влияющих на надежность эксплуатации теплообменного оборудования атомных электрических станций, является организация рациональных водно-химических режимов ее элементов

[1]. Находящиеся в эксплуатации в Украине оборотные системы охлаждения АЭС спроектированы по нормативной документации [2, 3] начала второй половины ХХ века, основанной на существующих в то время теоретических предпосылках [4] и опыте эксплуатации тепловых электрических станций небольшой мощности.