АЭС с ВВЭР

Оглавление
АЭС с ВВЭР
Режимы электропотребления
Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора
Механическая система регулирования реактора
Температурное регулирование  энергоблоков
Конструкционные элементы энергоблоков
Регулировочные возможности турбины
Сравнительная эффективность АЭС в режимах регулирования нагрузки
Развитие и модернизация ВВЭР
Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР
Повышение коэффициента воспроизводства
Спектральное регулирование
Тесные топливные решетки
Дожигание топлива
Пути повышения безопасности
Концепции топливной составляющей затрат в ВВЭР
Учет наработки вторичного топлива
Методы поиска наивыгоднейших решений
Аккумулирование тепла на АЭС
Использование слабоперегретого пара
Выбор параметров пикового контура
Регулирование нагрузки снижением мощности
Деформация полей энерговыделения при изменении  мощности
Использование мощностного и температурного эффектов реактивности
Регулировочные возможности турбин
Турбины слабоперегретого пара - регулировочные возможности
Другие пути адаптации АЭС к переменным графикам нагрузок
Оптимизация параметров газовой турбины
Наивыгоднейшие параметры газоводяного подогревателя
Потребители-регуляторы
Внепиковое электротеплоснабжение
Список литературы

АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность / Р. 3. Аминов, В. А. Хрусталев, А. С. Духовенский, А. И. Осадчий — Москва: Энергоатомиздат, 1990.

АЭС

Излагаются научные и инженерные вопросы совершенствования основного оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АЭС с ВВЭР. Обоснован метод комплексного поиска и анализа оптимальных решений по реакторнопарогенераторной и турбинной частям энергоблока с учетом их взаимовлияния и системных связей. Приведены критерии оптимальности параметрических и схемных решений. Обосновывается максимум полезного эффекта в расширенной системе: ядерная паропроизводящая установка — турбогенератор — замещаемая энергогенерирующая мощность.
Рассмотрены способы и эффективность повышения коэффициента загрузки АЭС и рациональные пути их участия в покрытии неравномерностей графиков энергосистем. Изложены вопросы структурной надежности, а также получения дополнительной мощности и применения тепловой аккумуляции на энергоблоках с ВВЭР.
Для научных работников исследовательских и проектных институтов, инженеров АЭС; может быть полезна также студентам и аспирантам специальностей «Тепловые электрические станции» и «Атомные электрические станции и установки».

ПРЕДИСЛОВИЕ

Развитие ядерной энергетики требует решения ряда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся прежде всего повышение безопасности, надежности, эффективности и экономичности вновь создаваемого и уже используемого основного оборудования атомных энергоблоков с мощными водо-водяными реакторами (АЭС с ВВЭР).
Решение этих вопросов должно быть связано с изучением возможностей адаптации таких энергоблоков к условиям их работы в современных и перспективных энергосистемах. Эти особенности становятся наиболее важными при возрастании доли выработки энергии на АЭС с ВВЭР в крупных энергообъединениях. Учет их, по-видимому, необходим уже сейчас и должен заключаться как в выборе рациональных режимов и способов работы, так и в обосновании новых схем. Методически правильно эти задачи решать при подходе к энергоблоку как к единому целому, используя принципы системного анализа. Многообразие внешних связей и исходных условий делает необходимым выделить и изучить наиболее существенные из них. Такой подход позволяет более полно раскрыть взаимосвязи между оптимальными параметрами и характеристиками основных элементов энергоблока и их зависимость от внешних факторов.
К настоящему времени опубликовано достаточно большое количество работ, в той или иной мере решающих обособленно затронутые проблемы, связанные с реакторами, парогенераторами, турбоустановками; широко известны книги по безопасности ВВЭР.
Авторы стремились, не повторяя известного, показать, что ВВЭР — реактор, имеющий еще значительные ресурсы в своем совершенствовании и развитии. В соответствии с этими представлениями в книге изложен общий подход к выбору характеристик и режимов АЭС с ВВЭР.
Предлагаемая книга является одной из первых попыток создания такого обобщенного подхода к исследованию ядерного энергоблока. Ее основой являются разработанные в СПИ методы оптимизации маневренных теплоэнергетических установок, их режимов и предложения по конструкционному совершенствованию, оптимизации параметров и улучшению
характеристик, в том числе маневренных, выполненные в ИАЭ им. И. В. Курчатова.

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АЗ   — аварийная защита
АО — аксиальный офсет
АПВ — аккумулятор питательной воды
АРМ — автоматический регулятор мощности
АСВ — аккумулятор сетевой воды
АСР   — автоматический сетевой регулятор
ACT — атомная станция теплоснабжения
АСУТП —  автоматизированная система управления технологическими процессами
АФП — аккумулятор фазового перехода
АЭС —  атомная электрическая станция
БалАЭС    —  Балаковская АЭС
БРУ-А —  быстродействующая редукционная установка со
сбросом в атмосферу
БРУ-К — быстродействующая редукционная установка со сбросом в конденсатор
ВВП — водо-водяной подогреватель
ВВЭР    — водо-водяной энергетический реактор
ВПОЭМ    —  Волгодонское производственное объединение энергетического машиностроения
ВТИ — Всесоюзный теплотехнический институт им. Ф.
Э. Дзержинского
ВНИИАЭС —  Всесоюзный научно-исследовательский институт атомных электростанций
ГАЭС    — гидроаккумулирующая электростанция
ГЗЗ    —  главная запорная задвижка
ГРЭС    — государственная районная электростанция
ГТУ   — газотурбинная установка
ГПД —  газообразные продукты деления
ГПП — газовый пароперегреватель
ГТ   —  газовая турбина
ГЦН — главный циркуляционный насос
ГЦК — главный циркуляционный контур
ГЭС   —  гидроэлектростанция
ЕЕЭС    — Единая Европейская энергосистема

ЗиО — завод им. С. Орджоникидзе
ИАЭ — Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова
КВ    — коэффициент воспроизводства
КолАЭС    —  Кольская АЭС
КО    — компенсатор объема
КПД — коэффициент полезного действия
КЭС — конденсационная электростанция
ЛПИ    — Ленинградский политехнический институт им. М. И. Калинина
ЛЭП — линия электропередачи
МАГАТЭ — Международное агентство по атомной энергии МЭИ — Московский энергетический институт
НВАЭС —  Нововоронежская АЭС
ОДУ — объединенное диспетчерское управление
ОЭС — объединенная энергосистема
ПОАТ ХТЗ —  производственное объединение атомного турбостроения «Харьковский турбинный завод им. С. М. Кирова»
ПОТ ЛМЗ —  производственное объединение турбостроения
«Ленинградский металлический завод им. XX съезда КПСС»
ПВА — пароводяной аккумулятор
ПВД —  подогреватель высокого давления
ПТУ — парогазовая установка
ПГ    —  парогенератор
ПН    — питательный насос
ППЗ — преобразователь прямой зарядки
РОУ —  редукционно-охладительная установка
СВП — стержневой выгорающий поглотитель
СМ   —  смеситель
СПИ — Саратовский политехнический институт
СПП — сепаратор-пароперегреватель
СУЗ — система управления и защиты
СЭИ — Сибирский энергетический институт Сибирского
отделения АН СССР
TAB — теплоаккумулирующее вещество
твэл —  тепловыделяющий элемент
ТВС — тепловыделяющая сборка
ТЭС — тепловая электрическая станция
ТЭЦ — теплоэлектроцентраль
УВМ    — управляющая вычислительная машина
ЦВД — цилиндр высокого давления
ЦДУ — центральное диспетчерское управление
ЦКТИ   — Центральный котлотурбинный институт им. И.
И. Ползунова
ЦНД —  цилиндр низкого давления
ЭНИН — энергетический институт им. Г. М. Кржижановского
ЭГСР   — электрогидравлическая система регулирования
ЯППУ — ядерная паропроизводящая установка
APWR — Advanced PWR-Pressurized Light-Water-moderatfed
and cooled reactor (усовершенствованный реактор с водным замедлителем и теплоносителем под давлением)
AGR    —  Advanced Gas-cooled graphite-moderated reactor
(усовершенствованный газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем)
ATWS —  Anticipated Transient Without Scram (проектные
режимы без быстрой остановки реактора)
BWR   — Boiling Light-Water-cooled and moderated reactor
(кипящий реактор с водным замедлителем и теплоносителем)
DNBR — Depurture from Nuclear Boiling Relation (коэффициент запаса до кризиса теплообмена)
FBR —  Fast Breeder Reactor (быстрый реактор-размножи-
тель)
HCLWR   — High Converter Light-Water Reactor (легководный
реактор с высокой конверсией)
KWU   — объединенная фирма Kraftwerkunion (ФРГ)
PWR    — Pressurized Heavy-Water-moderated and cooled
Reactor (реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением)
REP   —  reacteurs a can pressurisse (водо-водяной реактор
под давлением)



 
« Атомные электрические станции и их оборудование   Бетон в защите ядерных установок »
электрические сети