Повышение надежности и маневренности энергоблоков с водо-водяными реакторами за счет регулирования расхода теплоносителя

Ядерная энергия в настоящее время обеспечивает приблизительно 17% глобальной поставки электричества. Перспектива ядерной энергетики такова, что доля электроэнергии, производимой на атомных электрических станциях (АЭС), будет увеличиваться. Один из прогнозов Мирового энергетического совета и Международного института прикладного и системного анализа оценивает долю производства электроэнергии на атомных электростанциях в 2050 г. в размере 38% [44, 99].

Увеличение в энергосистемах доли мощности генерируемой АЭС, приводит к необходимости их участия в регулировании частоты в соответствии с суточным графиком нагрузок и ликвидации аварийных ситуаций в энергосистемах [6, 71]. Например, во Франции, где доля АЭС в общей выработке электроэнергии превышает 70%, энергоблоки с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) систематически участвуют в суточном регулировании переменной части графиков электрических нагрузок, разгружаясь до уровня 30% номинальной мощности [36].

В странах, где доля мощности АЭС в энергосистеме значительна, без участия АЭС в регулировании частоты в соответствии с суточным графиком, стабильность энергосистемы невозможна. Например, на Украине, где АЭС вырабатывают значительную часть электроэнергии (больше 40%), по сравнению с теплоэлектростанциями (ТЭС) и гидроэлектростанциями (ГЭС), объединенная энергосистема страны не имеет в необходимом количестве маневренных мощностей, что приводит к нарушениям режимов ее работы, значительному колебанию частоты в течение суток. Состояние дел усложняется и тем, что в структуре энергогенерирующих мощностей значительную часть занимают АЭС, которые работают в базовом режиме. Поэтому поддержка пиковых и полупиковых электрических нагрузок вынужденно выполняется физически изношенными энергоблоками ТЭС, что ухудшает не только экономичность, но и надежность электрообеспечения, создает угрозу целостности энергосистеме Украины [60]. Проблема стабилизации частоты часто встречается в энергосистеме Пакистана [7], где повышение потенциала ядерной энергетики за счёт строительства новых АЭС с реакторами типа ВВЭР запланировано.

Один из вариантов присоединения России и стран СНГ в общеевропейский электроэнергетический рынокобъединение энергосистем этих стран с энергосистемами стран западной и центральной Европы. Известно, что в союзе по координации производства и передачи электроэнергии (UCPTE) установлены более высокие требования по качеству регулирования частоты и активной мощности в стационарных и аварийных режимах, по сравнению с Россией. Без улучшения качества стабилизации частоты в электроэнергетической системе (ЭЭС) Востока, объединение на синхронную параллельную работу с ЭЭС Запада невозможно по условиям, установленным UCPTE для своих членов и для вновь вступающих в этот союз [49].

Отсюда, актуально стоит задача повышения маневренного диапазона АЭС с тем, чтобы они могли эффективно регулировать суточные графики нагрузок и частоту тока в энергосистеме [23, 39, 80, 37, 65]. Для выполнения предъявляемых требований энергоблоки должны обладать надлежащими маневренными свойствами. Маневренность определяется совокупностью характеристик энергоблока, определяющих эффективность его участия в регулировании мощности в энергосистеме: регулировочным диапазоном и скоростью изменения нагрузки. Скорость изменения нагрузки блока характеризуется его приемистостью (мобильностью).

Повышение маневренности приводит к работе энергоблоков в переменных режимах, что требует решения ряда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся, прежде всего, повышение безопасности, надежности, и экономичности вновь создаваемого и уже используемого основного оборудования атомных энергоблоков с водоводяными реакторами [28]. Решение этих вопросов должно быть связано с адаптацией таких энергоблоков к условиям их работы в современных и перспективных энергосистемах. Это становится наиболее важно при возрастании доли выработки энергии на АЭС с водо-водяными реакторами в крупных энергообъединениях [69].

При эксплуатации атомных электростанций должны быть обеспечены надежность и безопасность. Под надежностью понимают [42] свойство ядерной энергетической установки (ЯЭУ) сохранять во времени способность вырабатывать электрическую и (или) тепловую энергию предписанных параметров по требуемому графику нагрузки в допустимых для нормальной эксплуатации радиационных условиях при заданной системе технического обслуживания и ремонтов оборудования.

Надежность ЯЭУ является сложным свойством, включающим в себя безотказность, долговечность и ремонтопригодность. Безотказностью называют свойство ЯЭУ непрерывно сохранять работоспособное состояние в течение заданного времени. Под долговечностью понимают свойство ЯЭУ сохранять работоспособность вплоть до наступления предельного состояния (вывода ЯЭУ из эксплуатации) при установленной системе технического обслуживания и ремонтов [36].

Имеющийся 45-летний опыт эксплуатации атомных электростанций показал, что атомные электростанции могут успешно эксплуатироваться не только в течение проектных сроков, обычно в пределах 20 — 30 лет, но и значительно больше. Учитывая эти факторы, утвержденная Правительством России в июле 1998 г. «Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 — 2005 годы и на период до 2010 года» предусматривает продолжение эксплуатации атомных энергоблоков еще в течение 5−10 лет. В период 2000 — 2010 гг. в России срок эксплуатации ряда энергоблоков Нововоронежской, Курской, Ленинградской и Кольской АЭС достигнет значений, установленных проектом. Так, в Великобритании продолжают эксплуатироваться АЭС «Колдер Холл» и «Чапелькросс», введенные в эксплуатацию в 1956 — 1959 гг [44].

Когда оборудование АЭС и главные системы энергоблока близки к выработке ресурса, управление и продление срока службы ядерной энергетической установки становятся важными проблемами, представляющими интерес. При этом особое внимание следует уделить вопросу безопасности энергоблока, так как вероятность отказа оборудования увеличивается. При этом возникает необходимость исследовать условия эксплуатации энергоблока, поддерживающие продление срока службы АЭС, повышая её долговечность, безопасность и маневренность [96]. Одним из таких условий является режим эксплуатации с минимальными термоциклическими напряжениями оборудования, за счёт уменьшения циклических изменений температур и давления 1-ого и 2-ого контуров [70, 75, 76, 84, 106].

Диссертация состоит из трех глав. В первой главе проведен обзор способов управления энергоблоков с целью повышения их надежности и маневренности при работе в режимах регулирования мощности и частоты энергосистемы. Во второй главе рассматривалась принципиальная возможность регулирования энергоблоков АЭС с целью уменьшения амплитуды отклонений температур и давления в контурах энергоблока, работающего в маневренных режимах. Рассматривалось регулирование расхода теплоносителя в первом контуре как способ повышения надежности, маневренности и экономичности. Третья глава посвящена анализу системы регулирования энергоблоков с ВВЭР при регулировании расхода теплоносителя ПК и получению динамических характеристик регулирования.

Исследование характеристик энергоблока, в качестве примера АЭС с реактором ВВЭР-440, проведено на основе математических моделей. Математическое моделирование элементов энергоблока, принципы которого обоснованы в работах многих авторов [1, 4, 21, 23, 34, 38, 45, 50], нашло широкое применение при анализе их статических и динамических.

Обоснование разработанных в диссертации моделей основано на сравнении полученных расчетных характеристик с экспериментальными характеристиками энергоблока АЭС. Модель энергоблока включает уравнения тепломассообмена в реакторе, парогенераторах и оборудовании второго контура.

Автор выносит на защиту способы управления энергоблоков с реакторами ВВЭР (в качестве примера ВВЭР-440) с регулированием производительности главных циркуляционных насосов (ГЦН). Приводит исследования полученных статических и динамических характеристик энергоблока, принципиальную схему регулирования и анализ экономичности.

3.4. Выводы по главе 3.

Произведено моделирование регулятора расхода ПК т. е. настройка (кр и Тр) ПИ-регулятора. Выполнен анализ устойчивости переходных процессов при работе регулятора и определены области устойчивости для программ регулирования р2 = const и Тср = const. Составлена расчетная схема регулирования энергоблока при регулировании расхода теплоносителя. Построены переходные процессы при программах регулирования р2 = const, Тср = const с постоянным и регулируемым расходами с целью их сравнения. Переходные процессы при р2 = const показали, что при переменных режимах регулирование расходом теплоносителя приводит к минимальным колебаниям температур теплоносителя в ПК. Также при регулировании расходом требуется меньшее перемещение стержней СУЗ, чем при постоянном расходе. Этот фактор приводит к уменьшению аксиальной неравномерности поля энерговыделения в A3. Переходные процессы при программе Тср = const показали, что, используя БРУ-А и БРУ-К для поддержания давления ВК в определенном диапазоне, можно принимать эту программу регулирования для минимизации колебаний температур и давления в ПК и ВК. Сделано сравнение динамических отклонений температур и давления в ПК при изменении расхода теплоносителя путем регулирования частоты питания ГЦН и поочередного отключения части ГЦН. Минимальные колебания температуры и давления получены при регулировании частоты питания ГЦН.

Заключение

.

• Для повышения качества регулирования частоты и стабильной работы перспективных энергосистем АЭС должны принимать участие в регулировании мощности и частоты в нормальных и аварийных режимах. Так как АЭС — элемент энергосистемы, стабильность энергосистемы важна для надежной и безопасной работы самой АЭС.

• В настоящее время, эксплуатация АЭС в маневренном режиме требует расширение регулировочного диапазона и повышение надежности.

• Существующие программы регулирования, с постоянным расходом теплоносителя в первом контуре, при изменении мощности существенно изменяют температурное состояние оборудования энергоблока. Это приводит к термоциклическим напряжениям, которые в свою очередь, могут привести к малоцикловой усталости металлов оборудования. Возникает необходимость найти такую программу регулирования, которая при изменении мощности блока, может обеспечивать постоянство параметров (температуры и давления) в первом и втором контурах энергоблоков с ВВЭР.

• Чтобы одновременно повышать надежность, маневренность и экономичность АЭС изменения параметров могут быть минимизированы регулированием расхода теплоносителя в первом контуре, при изменении мощности блока.

• Существуют разные способы регулирования расхода, но самый удобный, эффективный и экономичный способ — регулирование расхода теплоносителя изменением производительности ГЦН, с помощью регулирования частоты питания асинхронного двигателя насоса. Тиристорные преобразователи частоты могут быть использованы для регулирования частоты (и соответственно напряжения) питания двигателя ГЦН.

• Рассмотрена возможность регулирования расхода теплоносителя первого контура с целью уменьшения отклонений параметров (давления и температуры) 1-го и 2-го контуров. Построены статические характеристики для программ регулирования р2 = const, Тср = const и комбинированной программы при регулируемом расходе теплоносителя первого контура.

• Сравнение характеристик при постоянном и регулируемом расходах для программы р2 = const показало, что при регулируемом расходе теплоносителя удается удержать температуры Твых и Тср первого контура практически неизменными, в диапазоне изменения мощности 40% - 100% от номинальной.

• При программе Тср = const, с уменьшением мощности от 100% до 50%, регулирование расхода обеспечивает постоянную температуру на входе и выходе реактора и меньший рост давления (на -0.4−0.5 МПа) во ВК, по сравнению с постоянным расходом.

• Произведен анализ условий теплоотдачи в активной зоне реактора при изменении расхода. Анализ показал, что при изменении расхода, согласно соотношению (2.14), коэффициент запаса до возникновения кризиса теплоотдачи увеличивается.

• Анализ экономичности показал, что при работе энергоблока на мощности меньше номинальной, уменьшение расхода теплоносителя дает значительную экономию электроэнергии. При этом КПД нетто блока не уменьшается, при изменении мощности от 100% до 60%. При уменьшении мощности блока от 100% до 60% потребляемая мощность ГЦН уменьшается на 80%.

• Произведено моделирование регулятора расхода первого контура т. е. настройка (кр и Тр) ПИ-регулятора. Выполнен анализ устойчивости переходных процессов при работе регулятора и определены области устойчивости для программ регулирования р2 = const и Тср= const.

• Составлена расчетная схема регулирования энергоблока при регулировании расхода теплоносителя. Построены переходные процессы при программах регулирования р2 = const, Тср = const с постоянным и регулируемым расходами с целью их сравнения.

• Переходные процессы при р2 = const показали, что при переменных режимах регулирование расходом теплоносителя приводит к минимальным колебаниям температур теплоносителя в ПК.

• Переходные процессы при программе Тср = const показали, что, используя БРУ-А и БРУ-К для поддержания давления ВК в определенном диапазоне, можно принимать эту программу регулирования для минимизации колебаний температур и давления в ПК и ВК.

• Сделано сравнение динамических отклонений температур и давления в ПК при изменении расхода теплоносителя путем регулирования частоты питания ГЦН и поочередного отключения части ГЦН. Минимальные колебания температуры и давления получены при регулировании частоты питания ГЦН.

• При программе р2 = const с регулированием расхода требуется меньшее перемещение стержней СУЗ, что приводит к уменьшению аксиальной неравномерности поля энерговыделения. При постоянном расходе требуется дополнительное компенсирование реактивности, высвобождающейся из-за уменьшения температуры в ПК в результате отрицательного эффекта реактивности.

При проектировании АЭС уменьшение отклонений давления в первом контуре может позволить уменьшить размер компенсатора объема.

Из вышеперечисленного следует, что предлагаемый способ регулирования повышает надежность, маневренность и экономичности энергоблоков с реакторами ВВЭР при изменении мощности от 100% до 50% (особенно при p2=const).