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