CC BY
29
Оригинальная статья / Original article УДК 621.311.22
DOI: http://dx.d0i.0rg/l 0.21285/1814-3520-2019-5-978-985
Комплексная оптимизация теплосиловой части энергоблока атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором с целью повышения их эффективности
© Э.А Тюрина***, З.Р. Корнеева*, П.Ю. Елсуков*
*Институт систем энергетики им. Л.А. Мелентьева Сибирского отделения Российской академии наук, г. Иркутск, Россия
**Иркутский национальный исследовательский технический университет, г. Иркутск, Россия
Резюме: Целью работы является проведение комплексных оптимизационных исследований теплосиловой части энергоблока атомных электростанций, получение оптимальных термодинамических, расходных и конструктивных параметров с учетом энергетической эффективности. Применялись усовершенствованные в Институте систем энергетики им. Л.А. Мелентьева программно-вычислительные комплексы построения математических моделей различных энергетических установок, методы математического моделирования теплоэнергетических установок, приемы оптимизации их параметров. Разработана расчетная схема теплосиловой части энергоблока атомных электростанций. На основе этой схемы проведен выбор состава новых процессов и элементов. Показана вариативность оптимизируемых способов, ограничений на термодинамические и конструктивные параметры и критерии оптимизации. Получены оптимальные конструктивные решения по элементам, схемам и условиям конкурентоспособности установок с учетом энергетической эффективности функционирования атомных электростанций. Полученная математическая модель теплосиловой части атомной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1000 при учете дополнительных факторов (изменение тепловой мощности данного реактора) позволит провести исследования оптимальных сочетаний параметров ^го и П-го контуров энергоблока с учетом энергетической, экономической эффективности атомных электростанций.
Ключевые слова: атомная энергетика, атомная электростанция, математическое моделирование, комплексная оптимизация
Благодарности: Работа выполнена в рамках проекта государственного задания 111.17.1.1. (рег. № АААА-А17-117030310433-6) по программе фундаментальных исследований СО РАН.
Информация о статье: Дата поступления 23 апреля 2019 г.; дата принятия к печати 18 июня 2019 г.; дата он-лайн-размещения 31 октября 2019 г.
Для цитирования: Тюрина Э.А., Корнеева З.Р., Елсуков П.Ю. Комплексная оптимизация теплосиловой части энергоблока атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором с целью повышения их эффективности. Вестник Иркутского государственного технического университета. 2019. Т. 23. № 5. С. 978-985. https://doi.org/10.21285/1814-3520-2019-5-978-985
Integrated optimization of thermal power part of PWR nuclear power units to increase their efficiency
Elina A. Tyurina, Zaituna R. Korneeva, Pavel Yu. Elsukov
Melentiev Energy Systems Institute of the Siberian Branch of the Russian Academy of Science, Irkutsk, Russia Irkutsk National Research Technical University, Irkutsk, Russia
Abstract: The purpose of the work is carrying out complex optimization studies of the thermal power part of the nuclear unit, obtaining optimal thermodynamic, flow and design parameters with regard to energy efficiency. The study employs improved at Melentiev Energy Systems Institute software and computer systems for construction of mathematical models of various power plants, methods of mathematical modeling of heat power plants, optimization methods of their parameters. The design diagram of the thermal power part of nuclear units is developed. Based on the developed diagram the structure of new processes and elements is selected. The variability of the optimized methods, restrictions on thermodynamic and design parameters and optimization criteria are shown. The optimal design solutions for the elements, diagrams and marketability conditions of plants are obtained taking into account energy efficiency of nuclear power plant operation. The obtained mathematical model of the thermal power part of the nuclear unit with a pressurized water reac-
tor PWR-1000 considering additional factors (variation of PWR thermal power) will enable future studies of optimum combinations of the parameters of the 1st and 2nd circuits of the power unit taking into account energy and economic efficiency of nuclear power plants.
Keywords: nuclear power engineering, nuclear power plant, mathematical modeling, integrated optimization
Acknowledgments: The work was carried out in the frameworks of the project of the state assignment III.17.1.1. (Reg. No. AAAA-A17-117030310433-6) under the basic research program of the Siberian Branch of Russian Academy of Sciences.
Information about the article: Received April 23, 2019; accepted for publication June 18, 2019; available online October 31, 2019.
For citation: Tyurina EA, Korneeva ZR, Elsukov PYu. Integrated optimization of thermal power part of PWR nuclear power units to increase their efficiency. Vestnik Irkutskogo gosudarstvennogo tehnicheskogo universiteta = Proceedings of Irkutsk State Technical University. 2019;23(5):978-985. (In Russ.) https://doi.org/10.21285/1814-3520-2019-5-978-985
1. ВВЕДЕНИЕ
Атомная энергетика имеет огромный потенциал в России и мире, позволяя обеспечить будущую потребность в энергии, не расходуя органическое топливо и не увеличивая при этом выбросы в атмосферу диоксида углерода (СО2) и других загрязняющих веществ. Правительство Российской Федерации отнесло атомную энергетику к числу приоритетов в развитии России1 [1]. Вместе с тем конкурентоспособность атомных электростанций (АЭС) по сравнению с электростанциями на органическом топливе и, в первую очередь, на природном газе падает из-за быстрого роста удельных капиталовложений в энергоблоки АЭС [2]. В этих условиях особую актуальность приобретают исследования, направленные на оптимизацию схем и параметров АЭС по критериям экономической эффективности при соблюдении требований по безопасности.
В конце 80-х - начале 90-х гг. XX в. в Институте систем энергетики им. Л.А. Ме-лентьева (ИСЭМ СО РАН) проводились исследования по оптимизации тепловой мощности водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) заданного типоразмера, термодинамических параметров 1-го контура и параметров теплосиловой части (ТСЧ) АЭС. Основная идея этих исследований состояла в том, что снижая температуру воды в 1-м контуре за счет увеличения тем-
пературного напора в реакторе, можно увеличить его тепловую мощность, не нарушая ограничений по предельным температурам оболочки и центра тепловыделяющих элементов. Однако такое увеличение мощности реактора потребует снижения параметров пара во втором контуре и вызовет падение электрического коэффициента полезного действия (КПД) энергоблока. Поэтому предлагалось искать оптимальное сочетание параметров 1-го и 11-го контуров, при котором электрическая мощность станции будет максимальной. Было показано, что эти оптимальные параметры отличаются от проектных параметров энергоблока с реактором ВВЭР-1000. Однако при этих исследованиях не учитывались изменения параметров систем защиты реактора при увеличении его тепловой мощности, что снижало ценность полученных результатов. Кроме того, при описании паротурбинной установки использовались упрощенные модели проточной части, в которых проводился расчет турбинных ступеней, что также снижало обоснованность оптимизации по сравнению с расчетами, которые проводились бы с использованием указанных расчетов [3-15].
Поэтому возникает необходимость кардинального совершенствования ранее разработанных математических моделей и постановки задачи оптимизации параметров теплосиловой части АЭС, а также проведения оптимизационных исследований
1Об утверждении государственной программы Российской Федерации «Развитие атомного энергопромышленного комплекса»: постановление Правительства Российской Федерации № 506-12 от 02.06.2014 г., изм. 28.03.2019 г.
применительно к перспективным реакторам и современным соотношениям цен на топливо и оборудование.
2. ЦЕЛЬ НАУЧНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ
Цель данного этапа работы: проведение комплексных оптимизационных исследований теплосиловой части энергоблока АЭС; получение оптимальных термодинамических, расходных и конструктивных параметров с учетом энергетической эффективности.
3. ЗАДАЧИ НАУЧНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ
Предполагается решить следующие задачи:
1)разработка математической модели отдельных элементов теплосиловой части АЭС;
2)постановка вопроса комплексной оптимизации параметров теплосиловой части энергоблока АЭС, а также назначение оптимизируемых параметров, ограничений на термодинамические и конструктивные параметры, функции цели;
3) получение оптимальных конструктивных решений по элементам и схемам установок с учетом их энергетической эффективности.
4. МЕТОДЫ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ НАУЧНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ
Для построения математических моделей различных энергетических установок в ИСЭМ СО РАН разработан программно-вычислительный комплекс (ПВК), который на основании информации о математических моделях отдельных элементов и технологических связях между ними автоматически генерирует математическую модель установки в виде программы расчета на языке Fortran. Данный комплекс не имеет аналогов в мире и России. Создана методика и ее программная реализация для схемно-параметрической оптимизации сложных теплоэнергетических установок различных типов с учетом переменных
условий их функционирования. Разработаны методы математического моделирования теплоэнергетических установок и приемы оптимизации их параметров. Для решения задач нелинейного программирования используется также созданный в ИСЭМ СО РАН метод «с памятью», основанный на сочетании известных методов «погружения» и «возможных направлений», показавший высокую эффективность в применении.
Разработан методический подход к оптимизации параметров теплоэнергетических установок (включая АЭС) с учетом переменных условий их функционирования, основанный на проведении согласованного конструкторского и поверочных расчетов и позволяющий улучшить технико-экономические показатели и обеспечить допустимость работы на всей области возможных режимов.
Таким образом, для выполнения исследований по заявленной теме существует значительный методический задел и программное обеспечение [3, 4].
5. ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ НАУЧНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ
В ходе исследования разработана расчетная схема ТСЧ энергоблока АЭС. На основе этой схемы проведен выбор состава новых процессов и элементов. При этом математические модели ориентированы на выполнение расчетов технологических схем установок и проведение конструкторских расчетов их отдельных элементов. Модели элементов включают в себя полные материальные, энергетические балансы, расчет гидравлических и аэродинамических сопротивлений и т.д. Математические модели в целом позволяют на их основе проводить оптимизационные исследования с целью нахождения оптимальных конструктивных решений по элементам, схемам и условиям конкурентоспособности установок с учетом неопределенности условий функционирования.
Назначен состав оптимизируемых параметров, ограничений на термодинами-
ческие и конструктивные параметры и критерии оптимизации. В результате чего получены оптимальные конструктивные решения по элементам, схемам и условиям конкурентоспособности установок с учетом энергетической эффективности функционирования АЭС.
6. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ ОПТИМИЗАЦИИ
Оптимизационные исследования теплосиловой части энергоблока атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором.
Математическая формулировка задачи оптимизации параметров ТСЧ энергоблока АЭС с ВВЭР (как задачи нелинейного математического программирования) представлена ниже.
Максимизация КПД нетто
max(
N - NCH) ■ ^
вбл ■ QH
(1)
при условиях:
H (х, y, z) = 0; G(х, y, z) > 0;
вбл = fB( х yz);
N6n = fN( х ^z);
NCh = fCH (х, y, z);
(2)
(3)
(4)
(5)
(6)
Кбл = f (x, y, z,N6n ,Вбл); (7)
N™1 < N < Nmax •
N бл < N бл < N бл ;
х < х < х,
(8)
(9)
где Кбл - капиталовложения в энергоблок; Ыбл - полная мощность энергоблока; Ысн -
мощность собственных нужд энергоблока; H - /-мерная функция ограничений-
равенств; х - п-мерный вектор независимых оптимизируемых параметров; у - /мерный вектор вычисляемых (зависимых) параметров; г - вектор, задающий внешние условия работы энергоблока и некоторые неоптимизируемые конструктивные параметры; G - т-мерная векторная функция ограничений-неравенств; £бл -расход топлива энергоблоком (в единицах натурального топлива); ЫГ", ЫГХ - величины, задающие нижнюю и верхнюю границы диапазона изменения полной мощности
энергоблока; х, х - векторы, компоненты которых задают нижнюю и верхнюю границы диапазона изменения соответствующих компонент вектора х, Ор - низшая теплота сгорания топлива; ая - множитель, зависящий от используемых единиц измерения мощности, расхода топлива и низшей теплоты сгорания (например, если мощность измеряется в кВт, расход - в кг/с, а ОР - в кДж/кг, то коэффициент будет равен 1).
Резкий рост возможностей вычислительной техники за последние годы в сочетании с разработкой специальных методов «подавления» влияния погрешностей, возникающих при итерационном решении нелинейных систем алгебраических и трансцендентных уравнений на процесс оптимизации, позволил рассматривать подход, основанный на использовании единой модели установки, в которой осуществляется подробный конструкторский расчет в номинальном режиме. Для этого в моделях выделяют независимые конструктивные оптимизируемые параметры, которые определяют конструктивные характеристики установки. К ним относятся: давление острого пара, а также пара промежуточного перегрева в расчетном режиме и др. Причем изменение данных параметров влияет на работу во всех режимах работы энергоблока.
На значение целевой функции, в качестве которой выступает один из возможных критериев экономической или энергетической эффективности, влияют результа-
ISSN 1814-3520
981
ты конструкторского расчета, на его основе определяются конструктивные характеристики энергоблока.
Пример оптимизации параметров атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором. С помощью разработанного в ИСЭМ СО РАН ПВК «Система машинного построения программ» была сформирована единая расчетная программа, в которой с использованием подробных математических моделей установки проводился один конструкторский расчет в номинальном режиме (изображен на рисунке).
В математических моделях элементов установки, используемых в настоящей работе, реализуется расчетная методика
определения площадей поверхностей нагрева конвективных теплообменников, их гидравлического и аэродинамического сопротивления (производится на основе действующих в России нормативных методов), расчет паровой турбины осуществляется по отсекам с учетом зависимости внутреннего относительного КПД отсека от влажности пара.
Для решения задач оптимизации параметров ТСЧ энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 была построена математическая модель, включающая 585 задаваемых параметров и 484 вычисляемых. Тепловая мощность реактора ВВЭР-1000 задана. При решении оптимизационной задачи 1 - мак-
Расчетная технологическая схема теплосиловой части энергоблока атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором: PGN - парогенератор; ОК1-ОК9 - отсеки турбины; R1-R11 - раздвоители потока пара; S - сепаратор; PP1 - пароперегреватель I ступени; PP2 - пароперегреватель II ступени;
К1, К2 - конденсаторы; N1-N5 - насосы; DE - деаэратор; PH1-PH4 - регенеративные подогреватели низкого давления; PB1-PB3 - регенеративные подогреватели высокого давления; TP - приводная турбина питательного насоса;
СМ1-СМ6 - смесители потоков воды Design flow diagram of the thermal power part of a nuclear unit with a pressurized water reactor: PGN - steam generator; OK1-OK9 - turbine compartments; R1-R11 - steam flow splitters; S - separator; PP1 - first stage superheater; PP2 - second stage superheater; K1, K2 - condensers; N1-N5 - pumps; DE - deaerator; PH1-PH4 - low pressure regenerative heaters; PB1-PB3 - high pressure regenerative heaters; TP - feed pump drive turbine; CM1-CM6 - water flow mixers
симизация КПД нетто - в качестве независимых оптимизируемых было принято 25 параметров, включающих давление острого пара, давление пара промперегрева, подогрев пара в первой и второй ступенях промежуточного пароперегревателя, давление пара во всех отборах на регенеративные подогреватели. Для всех теплообменников учитываются ограничения на неотрицательность температурных напоров, для всех отсеков паровой турбины - ограничения на неотрицательность перепадов давлений. Для последней ступени паровой турбины принимается ограничение на влажность пара на выходе:
где ^ - влажность пара на выходе из по-
следней ступени; хв™х - максимально допустимая (по условиям эрозии лопаток) влажность пара.
При оптимизации учитывалось 97 ограничений-неравенств (включающих ограничения на концевые температурные напоры теплообменников) на влажность на выходе из последнего отсека турбины и др.
Результаты решения задачи 1. Максимизация КПД нетто теплосиловой части АЭС с ВВЭР-1000: при моделировании расчетной технологической схемы задан расход пара в конденсаторы паровой турбины; в качестве функции цели принята величина оптимального КПД теплосиловой части энергоблока. В результате решения задачи 1 получены следующие оптимальные параметры ТСЧ АЭС с ВВЭР-1000, которые представлены в таблице.
Проектные и оптимальные параметры энергоблока атомных электростанций
с водо-водяным энергетическим реактором Design and optimal parameters of a nuclear power unit with a pressurized water reactor
Наименование величин Параметры
проектные оптимальные
КПД нетто, % 32,883 37,183
Давление острого пара на входе в паровую турбину, МПа 5,884 6,802
Расход острого пара на входе в паровую турбину, кг/с 1735,344 2021,018
Энтальпия острого пара на входе в паровую турбину, кДж/кг 2810,599 2795,108
Давление пара промежуточного перегрева I ступени, МПа 2,354 2,371
Давление пара, МПа, на:
подогреватель высокого давления 3 2,354 2,371
подогреватель высокого давления 2 1,687 1,559
подогреватель высокого давления 1 1,178 0,954
деаэратор 1,178 0,953
подогреватель низкого давления 4 0,576 0,552
подогреватель низкого давления 3 0,252 0,224
подогреватель низкого давления 2 0,092 0,089
подогреватель низкого давления 1 0,069 0,031
в конденсаторе паровой турбины 0,005 0,004
Мощность собственных нужд турбоустановки, МВт 0,586 0,626
Полезная электрическая мощность паровой турбины, брутто, МВт 1115,213 1212,482
7. ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Полученная математическая модель ТСЧ АЭС с ВВЭР-1000 при учете дополнительных факторов (изменение тепловой
мощности реактора ВВЭР) позволит провести исследования оптимальных сочетаний параметров 1-го и 11-го контуров энергоблока с учетом энергетической, экономической эффективности и безопасности АЭС.
Библиографический список
1. Фишов А.Г., Ландман А.К., Сердюков О.В. SMART-технологии для подключения к электрическим сетям и управления режимами малой генерации // Электроэнергетика глазами молодежи: материалы VIII Междунар. науч.-техн. конф. (г. Самара, 02-06 октября 2017 г.). Самара: Изд-во СамГТУ, 2017. Т. 1. С. 27-34.
2. Государственная корпорация по атомной энергии // «Росатом» [Электронный ресурс]. URL: http://www.rosatom.ru/ (28.04.2018).
3. Клер А.М., Деканова Н.П., Щеголева Т.П., Корнеева
3.Р., Лачкова Т.И. Методы оптимизации сложных теплоэнергетических установок. Новосибирск: ВО «Наука», Сибирская издательская фирма, 1993. 116 с.
4. Клер А.М., Деканова Н.П., Тюрина Э.А., Корнеева З.Р., Маринченко А.Ю., Михеев А.В. [и др.] Теплосиловые системы: оптимизационные исследования Новосибирск: Наука, 2005. 236 с.
5. Клер А.М. Эффективные методы схемно-параметрической оптимизации сложных теплоэнергетических установок: разработка и применение. Новосибирск: Академическое изд-во «Гео», 2018. 145 с. https://doi.org/10.21782/B978-5-6041446-0-2
6. Клер А.М., Тюрина Э.А. Оптимизационные исследования энергетических установок и комплексов. Новосибирск: Академическое изд-во «Гео», 2016. 298 с.
7. Схема территориального планирования Российской Федерации в области энергетики // Техэксперт [Электронный ресурс]. URL: http://docs.cntd.ru/ document/420369441 (27.03.2018)
8. Хрусталев В.А., Новикова М.В. Перспективные гаранты базовой загрузки АЭС в энергосистемах // Атомная энергия. 2018. Т. 125. № 6. С. 357-358.
9. Bangham J.A. Data-sieving hydrophobicity plots //
Analytical Biochemistry. 1988. Vol. 174. P. 142-145.
10. Guo Zhangpeng, Zhao Yang, Zhu Yaoxuan, Niu Fenglei, Lu Daogang. Optimal design of supercritical CO2 power cycle for next generation nuclear power conversion systems // Progress in Nuclear Energy. 2018. Vol. 108. Р. 111-121. https://doi.org/ 10.1016/j.pnucene
11. Chen Hongli, Zhang Xilin, Zhao Yongsing, Cao Liankai, Shi Kangli, Fang Haitao, Zeng Qin. Preliminary design of a medium-power modular lead-cooled fast reactor with the application of optimization methods // International Journal of Energy Research. 2018. Vol. 42. No. 11. Р. 3643-3657.
12. Ju Ping, Wu Feng, Chen Qian, Han Jingdong, Dai Ruhui, Wu Guoyang, Tang Yong. Model simplification of nuclear power plant for power system dynamic simulation. Paper presented at the Proceedings - 2018 // International Conference on Control, Artificial Intelligence, Robotics and Optimization, ICCAIRO (Athens, 8-10 December, 2019). Athens: IEEE, 2019. Р. 260266.
13. Hao Zhang, Liqiang Zhang, Yanfeng Qin, Tao Jiang, Ning Cao, Chuangbin Zhou, Huiming Che. Modeling and simulation of loss of power in nuclear power plant // Paper presented at the 2018 International Conference on Power System Technology, POWERCON 2018: Proceedings (Guangzhou 6-8 November 2018). Guangzhou: IEEE, 2018. P. 4708-4714.
14. Redfoot E.K., Borrelli R.A. Analysis of nuclear renewable hybrid energy systems modeling and nuclear fuel cycle simulators // Nuclear Technology. 2018. Vol. 204. No. 3. Р. 249-259.
15. Осика Л.К. Управление инвестпроектами строительства ТЭС. Прединвестиционная фаза. М.: Вершина, 2009. 344 с.
References
1. Fishov AG, Landman AK, Serdyukov OV. SMART technology for connection to electric networks and small generation regime control. In: Elektroenergetika glazami molodeji: materiali VIII Mejdunarodnoi molodejnoi nauchno-tehnicheskoi konferencii = Electrical engineering through the eyes of youth: Proceedings of VIII International scientific and technical conference, 02-06 October 2017, Samara, Samara: Samara State Technical University; 2017, vol. 1, p. 27-34. (In Russ.)
2. State Atomic Energy Corporation. "Rosatom". Available from: http://www.rosatom.ru/ [Accessed 28th April 2018].
3. Kler AM, Dekanova NP, Shchegoleva TP, Korneeva ZR, Lachkova TI. Optimization methods of complex thermal power plants. Novosibirsk: "Nauka". Siberian
publishing company; 1993. 116 p. (In Russ.)
4. Kler AM, Dekanova NP, Tyurina EA, Korneeva ZR, Marinchenko AJu, Miheev AV, et. al. Thermal power systems: optimization studies. Novosibirsk: Nauka; 2005. 236 p. (In Russ.)
5. Kler AM. Effective methods of circuit-parametric optimization of complex heat power plants: development and application. Novosibirsk: Academic publishing house "Geo"; 2018. 145 p. (In Russ.) https://doi.org/10.21782/V978-5-6041446-0-2
6. Kler AM, Tyurina EA. Optimization studies of power plants and complexes. Novosibirsk: Academic publishing house "Geo"; 2016. 298 p. (In Russ.)
7. Diagram of territorial planning of the Russian Federation in the field of the energy sector. Tekhekspert.
Available from: http://docs.cntd.ru/document/420369441 [Accessed 27th March 2018).
8. Hrustalev VA, Novikova MV. Perspective guarantors of base load NPPs in power systems. Atomnaya ener-giya = Nuclear Energy. 2018;125(6):357-358. (In Russ.)
9. Bangham JA. Data-sieving hydrophobicity plots. Analytical Biochemistry. 1988;174:142-145.
10. Guo Zhangpeng, Zhao Yang, Zhu Yaoxuan, Niu Fenglei, Lu Daogang. Optimal design of supercritical CO2 power cycle for next generation nuclear power conversion systems. Progress in Nuclear Energy. 2018;108:111-121.
https://doi.org/10.1016/j. pnucene
11. Chen Hongli, Zhang Xilin, Zhao Yongsing, Cao Liankai, Shi Kangli, Fang Haitao, Zeng Qin. Preliminary design of a medium-power modular lead-cooled fast reactor with the application of optimization methods. International Journal of Energy Research. 2018;42(11 ):3643-3657.
12. Ju Ping, Wu Feng, Chen Qian, Han Jingdong, Dai
Критерии авторства
Тюрина Э.А, Корнеева З.Р., Елсуков П.Ю. заявляют о равном участии в получении и оформлении научных результатов и в одинаковой мере несут ответственность за плагиат.
Ruhui, Wu Guoyang, Tang Yong. Model simplification of nuclear power plant for power system dynamic simulation. In: Paper presented at the Proceedings - 2018. International Conference on Control, Artificial Intelligence, Robotics and Optimization, ICCAIRO, 8-10 December, 2019, Athens, Athens: IEEE; 2019, p.260-266.
13. Hao Zhang, Liqiang Zhang, Yanfeng Qin, Tao Jiang, Ning Cao, Chuangbin Zhou, Huiming Che. Modeling and simulation of loss of power in nuclear power plant. In: Paper presented at the 2018 International Conference on Power System Technology, POWERCON: Proceedings, 6-8 November 2018, Guangzhou, Guangzhou: IEEE, 2018. p.4708-4714.
14. Redfoot EK, Borrelli RA. Analysis of nuclear renewable hybrid energy systems modeling and nuclear fuel cycle simulators. Nuclear Technology. 2018;204(3):249-259.
15. Osika LK. Management of TPP construction investment projects. A pre-investment phase. Moscow: Vershina; 2009. 344 p. (In Russ.)
Authorship criteria
Tyurina E.A., Korneeva Z.R., Elsukov P.Yu. declare equal participation in obtaining and formalization of scientific results and bear equal responsibility for plagiarism.
Конфликт интересов
Авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов.
Все авторы прочитали и одобрили окончательный вариант рукописи.
СВЕДЕНИЯ ОБ АВТОРАХ
Тюрина Элина Александровна,
доктор технических наук,
ведущий научный сотрудник,
Институт систем энергетики им. Л.А. Мелентьева,
664033, г. Иркутск, ул. Лермонтова, 130, Россия;
заведующая кафедрой теплоэнергетических систем,
Иркутский национальный исследовательский
технический университет,
664074, г. Иркутск, ул. Лермонтова, 83, Россия;
e-mail: tyurina@isem.irk.ru
Корнеева Зайтуна Равильевна,
кандидат технических наук, главный специалист,
Институт систем энергетики им. Л.А. Мелентьева, 664033, г. Иркутск, ул. Лермонтова, 130, Россия; e-mail: korneeva@isem.irk.ru
Елсуков Павел Юрьевич,
кандидат технических наук, научный сотрудник,
Институт систем энергетики им. Л.А. Мелентьева, 664033, г. Иркутск, ул. Лермонтова, 130, Россия; Н e-mail: els@isem.irk.ru
Conflict of interests
The authors declare that there is no conflict of interests regarding the publication of this article.
The final manuscript has been read and approved by all the co-authors.
INFORMATION ABOUT THE AUTHORS
Elina A. Tyurina,
Dr. Sci. (Eng.),
Leading Researcher,
Melentiev Energy Systems Institute,
130, Lermontov St., Irkutsk 664033, Russia;
Irkutsk National Research Technical University,
Head of the Department of Heat and Power Systems,
83, Lermontov St., Irkutsk 664074, Russia;
e-mail: tyurina@isem.irk.ru
Zaituna R. Korneeva,
Cand. Sci. (Eng.) Chief Specialist,
Melentiev Energy Systems Institute, 130, Lermontov St., Irkutsk 664033, Russia; e-mail: korneeva@isem.irk.ru
Pavel Yu. Elsukov,
Cand. Sci. (Eng.) Researcher,
Melentiev Energy Systems Institute, 130, Lermontov St., Irkutsk 664033, Russia; H e-mail: els@isem.irk.ru
